Tokamak

Primeiros passos

Em 1934, Mark Oliphant, Paul Harteck e Ernest Rutherford obtiveram reações de fusão em laboratório ao lançar núcleos acelerados de deutério contra alvos que também continham deutério. Seus experimentos permitiram estudar os produtos das reações e sua ocorrência em função da energia das partículas incidentes.

Um feixe de partículas lançado contra um alvo não oferece, por si só, um caminho simples para produzir energia líquida de fusão. A seção de choque da reação é pequena em comparação com a probabilidade de outros processos que retiram energia das partículas. A maior parte da energia fornecida ao feixe é dissipada sem produzir fusão.

Uma alternativa é aquecer o combustível como um todo, de modo que seus núcleos colidam continuamente em alta velocidade. Daí vem o termo termonuclear. Em cálculos realizados em 1944, Enrico Fermi examinou a possibilidade de uma reação autossustentada em temperaturas da ordem de 50.000.000 K. O autoaquecimento exigiria que a energia depositada pelas reações compensasse as perdas do combustível. A temperatura necessária depende também da composição, da densidade e do confinamento, e não constitui um limiar universal de ignição.

Durante o Projeto Manhattan, a explosão de uma bomba atômica forneceu um caminho para alcançar temperaturas dessa ordem. Em 1944, Fermi apresentou uma palestra sobre a física da fusão relacionada a uma então hipotética bomba de hidrogênio. Também haviam começado tentativas de produzir fusão controlada. James L. Tuck e Stanisław Ulam testaram cargas ocas destinadas a comprimir uma folha metálica impregnada de deutério, sem sucesso.

As primeiras tentativas britânicas de construir uma máquina de fusão começaram com George Paget Thomson, que escolheu o efeito pinch como técnica de pesquisa em 1945. Depois de não conseguir financiamento, Thomson encarregou seus alunos Stanley W. Cousins e Alan Alfred Ware de montar um aparelho usando equipamentos excedentes de radar. O dispositivo funcionou em 1948, mas não demonstrou fusão e não despertou interesse da Atomic Energy Research Establishment.

Carta de Lavrentiev

Em 1950, Oleg Lavrentiev, então sargento das Forças Terrestres Soviéticas estacionado em Sacalina, escreveu ao Comitê Central do Partido Comunista da União Soviética. Sua carta apresentava a ideia de usar uma bomba atômica para iniciar a fusão de combustível e propunha um sistema de campos eletrostáticos para manter plasma quente em estado estacionário e produzir energia.

A carta chegou a Andrei Sakharov para avaliação. Sakharov considerou o problema merecedor de investigação, mas observou que o plasma atingiria os fios dos eletrodos. Sua análise examinou a dificuldade de construir uma malha que refletisse quase todos os núcleos incidentes sem absorver uma parcela excessiva de sua energia.

O Comitê Central recebeu a carta em 29 de julho. Sakharov entregou sua avaliação em 18 de agosto e, em outubro, ele e Igor Tamm haviam concluído estimativas para um reator de fusão com confinamento magnético. Em janeiro de 1951, a proposta recebeu apoio para prosseguir.

Confinamento magnético

Quando a matéria é aquecida às temperaturas necessárias para a fusão termonuclear, os elétrons se separam dos átomos. O resultado é um plasma de elétrons e núcleos eletricamente carregados. Embora seja aproximadamente neutro em escala macroscópica, esse plasma conduz eletricidade e responde a campos elétricos e magnéticos.

A preocupação de Sakharov com os eletrodos levou-o a estudar o confinamento magnético no lugar do eletrostático. Uma partícula carregada gira ao redor da direção local do campo magnético enquanto pode se deslocar ao longo dela. A combinação desses movimentos produz uma trajetória helicoidal.

Um solenoide produz, em seu interior, um campo aproximadamente paralelo ao eixo. Esse campo dificulta o movimento das partículas até as paredes laterais, mas não impede que escapem pelas extremidades. Curvar o sistema até formar um toro elimina as extremidades abertas.

Sakharov discutiu a proposta com Igor Tamm. No fim de outubro de 1950, os dois escreveram um relatório e o enviaram a Igor Kurchatov, diretor do programa soviético de armas atômicas, e a seu adjunto Igor Golovin. A configuração inicial, contudo, não resolvia um problema fundamental. Em um toro, o campo é mais intenso no lado interno que no externo. Sua curvatura e a variação de intensidade provocam derivas das partículas, impedindo o confinamento por um campo puramente toroidal.

Em visitas ao Laboratório de Instrumentos de Medição da Academia de Ciências da URSS, o LIPAN, Sakharov propôs duas soluções. Uma consistia em suspender um anel condutor de corrente no interior do toro. Seu campo se combinaria com o produzido pelas bobinas externas, formando linhas helicoidais. As partículas percorreriam diferentes posições na seção do plasma, em órbitas que poderiam permanecer confinadas. A alternativa era induzir corrente no próprio plasma por meio de um ímã externo, em vez de usar um anel metálico separado.

Em janeiro de 1951, Kurchatov reuniu pesquisadores no LIPAN para discutir as propostas de Sakharov. Elas receberam apoio e, em fevereiro, um relatório foi enviado a Lavrenti Beria, que supervisionava o programa atômico soviético.

Richter e o início da corrida pela fusão

Em 25 de março de 1951, o presidente argentino Juan Domingo Perón anunciou que o cientista Ronald Richter havia conseguido produzir fusão em laboratório no chamado Projeto Huemul. O anúncio chamou atenção internacional, mas as alegações de fusão termonuclear controlada não foram confirmadas. A instalação não tinha condições de aquecer o combustível ao regime anunciado.

A cobertura da imprensa despertou interesse político pelas pesquisas de fusão. No Reino Unido, Thomson recebeu recursos que antes lhe haviam sido negados. Em poucos meses, dois projetos baseados no pinch estavam em funcionamento. Nos Estados Unidos, Lyman Spitzer leu sobre Huemul, rejeitou as alegações e começou a projetar uma máquina que pudesse funcionar. Em maio de 1951, recebeu US$ 50.000 para iniciar pesquisas sobre o stellarator. Jim Tuck, depois de conhecer os equipamentos pinch britânicos, obteve a mesma quantia diretamente do orçamento de Los Alamos.

Algo parecido ocorreu na União Soviética. Em meados de abril de 1951, Dmitri Efremov levou a Kurchatov uma revista com uma reportagem sobre Richter e perguntou por que os argentinos haviam chegado primeiro. Kurchatov procurou Beria e propôs a criação de um laboratório separado de pesquisa em fusão, dirigido por Lev Artsimovich. Em 5 de maio, Josef Stalin aprovou a proposta.

Novas ideias

Em outubro de 1951, Sakharov e Tamm concluíram uma análise mais detalhada do projeto original. Propuseram um toro com raio maior de 12 m e raio menor de 2 m. As estimativas incluíam a possibilidade de produzir 100 g de trítio por dia ou 8 kg de urânio-233 por dia. Eram projeções de um reator proposto, não resultados experimentais.

Com o avanço dos estudos, percebeu-se que a corrente no plasma poderia gerar um campo suficientemente forte para comprimi-lo, reduzindo o papel do campo externo. Os soviéticos haviam chegado, por um caminho diferente, ao sistema pinch que vinha sendo desenvolvido no Reino Unido. Apenas Golovin e Natan Yavlinsky continuaram a estudar com atenção a configuração toroidal com forte campo externo.

O efeito pinch permitia uma disposição mais simples. Em vez de um grande toro, podia-se produzir uma corrente num tubo reto e comprimir o plasma até formar um filamento. A corrente também aquecia o plasma por efeito Joule. Esperava-se que a compressão rápida elevasse ainda mais a temperatura e permitisse alcançar o regime termonuclear.

Instabilidades

Em 4 de julho de 1952, o grupo de Nikolai Filippov mediu nêutrons liberados por uma máquina de pinch linear. Artsimovich exigiu novas verificações antes que o resultado fosse atribuído à fusão termonuclear. Os experimentos seguintes não sustentaram a interpretação de que a emissão resultava do aquecimento do plasma como um todo. A emissão de nêutrons, isoladamente, não distinguia reações termonucleares de processos envolvendo partículas aceleradas durante a descarga.

Configurações semelhantes eram estudadas no Reino Unido e nos Estados Unidos, onde apareceram dificuldades comparáveis. O sigilo impedia que os grupos soubessem que enfrentavam os mesmos problemas.

Duas formas de instabilidade receberam atenção. A instabilidade sausage, ou salsicha, produz estreitamentos e alargamentos da coluna de plasma. A instabilidade kink, ou de torção, deforma seu eixo. Grupos dos três países estudaram como essas perturbações surgiam e como poderiam ser reduzidas. Martin David Kruskal, Martin Schwarzschild e Vitaly Shafranov produziram trabalhos sobre o problema.

Uma das propostas recebeu o nome de "pinch estabilizado". Bobinas adicionais criavam um campo longitudinal antes da descarga. Quando o plasma se contraía, esse campo também era comprimido e podia reduzir certas deformações da coluna. Nos Estados Unidos, dizia-se que o campo dava ao plasma uma "espinha dorsal".

Sakharov voltou à configuração toroidal e propôs uma combinação diferente. O campo toroidal externo seria muito mais intenso, enquanto a corrente no plasma seria menor que a das máquinas pinch. Essa combinação se aproximava da configuração que passou a ser chamada de tokamak.

Caminho para a abertura das pesquisas

Em 1955, com os sistemas lineares ainda sujeitos a instabilidades, a União Soviética construiu o aparelho toroidal TMP. Era uma máquina de pesquisa em descargas toroidais com uma câmara de vácuo de cerâmica. Os espectros das descargas continham impurezas provenientes das paredes, o que mostrava que o plasma não permanecia isolado delas. Dois equipamentos menores vieram em seguida, com revestimentos de cobre. As camadas condutoras tinham como objetivo estabilizar o plasma, mas não resolveram inteiramente o problema.

Kurchatov convocou em 1955 uma conferência de pesquisadores soviéticos com a intenção de ampliar a circulação dos resultados dentro da URSS. Em abril de 1956, viajou ao Reino Unido durante uma visita de Nikita Khrushchev e Nikolai Bulganin. Na Atomic Energy Research Establishment, instalada na antiga base de Harwell, apresentou os trabalhos soviéticos sobre fusão. Sua palestra examinou os nêutrons encontrados nas primeiras máquinas e os motivos para não os tomar como prova de aquecimento termonuclear.

Kurchatov não sabia que, na extremidade oposta da antiga pista de Harwell, os britânicos construíam a máquina de pinch estabilizado ZETA. Em janeiro de 1958, a equipe anunciou resultados que interpretou como fusão, com base na emissão de nêutrons e em estimativas da temperatura do plasma.

Vitaly Shafranov e Stanislav Braginskii estudaram as notícias na tentativa de entender o funcionamento do ZETA. Consideraram o uso de campos relativamente fracos comprimidos junto com o plasma, mas julgaram que eles não durariam o bastante. Inicialmente, concluíram que o sistema devia usar um campo externo mais forte, semelhante ao que estudavam.

Primeiros tokamaks

Os pesquisadores soviéticos decidiram construir uma máquina toroidal maior, baseada nas propostas de Sakharov. O projeto incorporava os estudos de Kruskal e Shafranov sobre a estabilidade da coluna de plasma. Na configuração adotada, as linhas de campo faziam mais de uma volta toroidal para cada volta poloidal, correspondendo a q > 1.

A corrente elétrica nas bobinas que cercam o toro produz o campo toroidal. A variação do fluxo magnético do solenoide central induz uma corrente toroidal no plasma, que produz um campo poloidal. Outras bobinas controlam a forma e a posição da coluna. O campo resultante tem linhas helicoidais.

O fator de segurança expressa a relação entre os percursos toroidal e poloidal das linhas de campo, não o número de giros microscópicos das partículas em torno delas. Na aproximação de um plasma com seção circular e grande razão de aspecto,

${\displaystyle q(r)\simeq {\frac {rB_{t}}{RB_{p}}},}$

em que r é o raio menor da superfície magnética considerada, R é o raio maior do toro, B_t é o campo toroidal e B_p é o campo poloidal. Aumentar o campo toroidal ou reduzir a corrente do plasma tende a elevar q.

O critério de Kruskal-Shafranov exige, em sua formulação simples, q > 1 na borda para evitar o modo ideal de torção externa. A estabilidade de um tokamak real também depende do perfil de corrente, da pressão e da presença de outras perturbações. A região central pode ter q menor que 1 e apresentar oscilações de dente de serra sem encerrar a descarga.

Com essas ideias, começou o projeto do T-1. O aparelho combinava um campo toroidal externo mais forte com uma corrente de plasma menor que a de máquinas pinch como o ZETA. Yavlinsky já preparava uma máquina maior, construída depois como T-3. O anúncio inicialmente positivo do ZETA aumentou o interesse pela pesquisa.

Detalhes do ZETA foram publicados na revista Nature no fim de janeiro de 1958. Para surpresa de Shafranov, o sistema usava o campo comprimido com o plasma que ele havia considerado insuficiente. Uma equipe do Instituto Ioffe, em Leningrado, começou a planejar uma máquina semelhante, chamada Alpha. Em maio, a equipe britânica retirou a interpretação de que os resultados do ZETA demonstravam fusão termonuclear.

O T-1 entrou em operação no fim de 1958. A máquina apresentou grandes perdas de energia por radiação, causadas por impurezas no plasma. Para estudar soluções, construiu-se o T-2, com um revestimento interno de metal corrugado que podia ser aquecido a 550 °C para remover gases retidos.

Átomos para a Paz e o período de estagnação

Na segunda conferência Átomos para a Paz, realizada em Genebra em setembro de 1958, a delegação soviética publicou trabalhos sobre fusão, incluindo os primeiros resultados de suas máquinas toroidais.

Uma grande maquete do stellarator de Spitzer chamou a atenção dos soviéticos. O stellarator produzia a torção das linhas de campo por meio de bobinas externas, sem exigir a corrente toroidal induzida que caracterizava o tokamak. Seus campos podiam ser mantidos continuamente, sem a limitação de fluxo de um transformador. Kurchatov chegou a pedir a Yavlinsky que transformasse o projeto T-3 em um stellarator. A equipe argumentou que a corrente do tokamak também fornecia aquecimento, enquanto o stellarator precisava de outros meios para aquecer o plasma.

O stellarator vinha enfrentando dificuldades técnicas. Quando elas foram resolvidas, ficou claro que o plasma se difundia através do campo muito mais rapidamente do que a teoria clássica previa. Problemas semelhantes apareciam nos sistemas pinch, nos espelhos magnéticos e em outras configurações.

Durante o Projeto Manhattan, David Bohm havia trabalhado na separação isotópica do urânio e depois continuou estudando plasmas em campos magnéticos. Pela teoria clássica, mantidas as outras condições, a difusão transversal cairia com o quadrado da intensidade do campo. A expressão empírica chamada difusão de Bohm previa uma redução apenas inversamente proporcional à intensidade do campo.

Se esse comportamento se aplicasse aos plasmas de reatores, obter bom confinamento exigiria campos muito maiores. Spitzer investigou a relação entre turbulência e difusão transversal. Algumas experiências pareciam favorecer a difusão clássica, mas a interpretação dos resultados permanecia incerta.

No início da década de 1960, as perdas continuavam elevadas em muitas máquinas. O próprio Spitzer passou a duvidar de que o confinamento magnético pudesse atingir as condições necessárias a um reator. A pesquisa atravessou um período de pessimismo chamado de "doldrums".

Avanços na década de 1960

Os tokamaks experimentais soviéticos continuaram melhorando. À medida que o confinamento aumentava, o controle do equilíbrio do plasma exigia maior atenção. Bobinas que produziam campos adicionais, incluindo um componente vertical, permitiram controlar sua posição e compensar forças eletromagnéticas que deslocavam a coluna. Em meados da década de 1960, as máquinas começaram a apresentar confinamento superior ao previsto pela difusão de Bohm.

Na segunda conferência da Agência Internacional de Energia Atômica sobre fusão, realizada em 1965 no centro de Culham, Artsimovich informou que os aparelhos soviéticos ultrapassavam as previsões de Bohm em cerca de dez vezes. Spitzer questionou as medições. Os resultados ainda estavam próximos das incertezas encontradas em experiências com stellarators, e as temperaturas eram deduzidas indiretamente das propriedades magnéticas do plasma.

A conferência seguinte ocorreu em agosto de 1968 em Novosibirsk. O TM-2 havia sido concluído em 1965 e o T-4, em 1968. Os resultados do T-3 continuavam melhorando e os novos aparelhos apresentavam comportamento semelhante. A delegação soviética informou temperaturas eletrônicas da ordem de 1.000 eV, equivalentes a cerca de 10 milhões de graus, e tempos de confinamento muito superiores aos previstos pela difusão de Bohm.

Esses resultados excediam os de outras máquinas. Spitzer continuou cético porque a temperatura era calculada indiretamente. Alguns pesquisadores suspeitaram que as medições fossem dominadas por elétrons fugitivos, uma pequena população extremamente energética, e não pela temperatura do conjunto do plasma. Os soviéticos apresentaram argumentos de que a distribuição medida era próxima da distribuição de Maxwell-Boltzmann, e a controvérsia prosseguiu.

Aquecimento e avanço norte-americano

Experimentos com o Symmetrical Tokamak começaram em maio de 1970. No ano seguinte, os resultados soviéticos haviam sido confirmados e superados. O PPPL encerrou aquela etapa de seu programa de stellarators e concentrou esforços no aquecimento de tokamaks. Uma proposta usava compressão magnética para elevar a temperatura de um plasma previamente aquecido. Oak Ridge propunha injeção de feixes neutros, cujas partículas atravessariam o campo magnético e transfeririam energia ao plasma por colisões.

O Adiabatic Toroidal Compressor (ATC), do PPPL, começou a funcionar em maio de 1972. Pouco depois, o Ormak recebeu injetores de feixe neutro. As duas abordagens apresentaram dificuldades. O PPPL instalou injetores no ATC e demonstrou aquecimento eficaz em 1973.

Uma máquina maior, projetada para usar feixes neutros, já estava em construção. O Princeton Large Torus (PLT) tinha a tarefa de verificar se o tokamak combinado com aquecimento auxiliar poderia fornecer uma base física para um reator. Em 1978, o PLT atingiu temperaturas iônicas de cerca de 60 milhões de graus Celsius, equivalentes a aproximadamente 5,2 keV. O resultado demonstrou a eficácia do aquecimento por feixes neutros, mas não significou que o aparelho tivesse alcançado ignição ou produção líquida de energia.

As experiências colocaram os Estados Unidos à frente no estudo de aquecimento em tokamaks. A disponibilidade de recursos permitia testar diferentes métodos. Um tokamak custava, na fase inicial dessa expansão, cerca de US$ 500.000, enquanto o orçamento anual norte-americano para fusão era de aproximadamente US$ 25 milhões. Os feixes neutros acabaram entre os métodos mais eficazes.

Nesse período, Robert L. Hirsch assumiu a direção do programa de fusão da Comissão de Energia Atômica dos Estados Unidos. Hirsch julgava difícil manter o financiamento sem resultados que apontassem para um reator. O programa passou de uma organização conduzida em grande parte pelos laboratórios para um esforço federal mais voltado à construção de uma máquina capaz de produzir potência de fusão. A crise do petróleo de 1973 ampliou o interesse por fontes alternativas de energia.

Década de 1980: expectativas e dificuldades

No fim da década de 1970, experimentos separados haviam demonstrado aquecimento auxiliar a altas temperaturas, bobinas supercondutoras e vantagens de plasmas com seção não circular. O PLT obteve seu resultado de aquecimento em 1978, e o T-7 soviético empregou bobinas toroidais supercondutoras no mesmo ano. Esses resultados estimularam propostas de máquinas maiores, mas ainda não demonstravam simultaneamente o confinamento, a densidade e o autoaquecimento necessários a um reator.

Quatro grandes projetos receberam recursos na década de 1970. A União Soviética desenvolveu o T-15, a Europa trabalhou no JET e o Japão iniciou o JT-60, chamado inicialmente de Breakeven Plasma Test Facility. Nos Estados Unidos, Hirsch decidiu construir uma máquina capaz de operar com trítio. Assim surgiu o Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR). Hirsch inicialmente preferia Oak Ridge como sede, mas o projeto foi instalado no PPPL.

O interesse também produziu iniciativas privadas. Em 1978, Bob Guccione, editor da revista Penthouse, conheceu Robert Bussard e investiu cerca de US$ 20 milhões no projeto Compact Tokamak. O apoio do Riggs Bank deu origem ao nome Riggatron.

O TFTR começou a funcionar em 1982, seguido pelo JET em 1983 e pelo JT-60 em 1985. As máquinas passaram a explorar temperaturas, correntes e potências de aquecimento maiores, mas também encontraram perdas de confinamento, instabilidades e dificuldades de controle. O produto triplo de fusão, que combina densidade, temperatura e tempo de confinamento de energia, precisava ser aumentado para alcançar as condições de um reator.

Durante a década de 1980, pesquisadores desenvolveram explicações e soluções para parte desses problemas. A incorporação dos novos sistemas exigia máquinas maiores e aumentava seu custo. Essa perspectiva favoreceu a discussão de um projeto internacional.

ITER

Quando os grandes tokamaks mostraram suas limitações, o financiamento norte-americano de fontes avançadas de energia já havia sofrido cortes. Em um pronunciamento de abril de 1986, Reagan afirmou que a crise energética havia terminado, no contexto da queda do preço do petróleo.

A cooperação internacional em projetos de reatores vinha sendo discutida desde a década anterior. O INTOR, abreviação de International Tokamak Reactor, foi desenvolvido no âmbito da AIEA após acordos de cooperação entre os Estados Unidos e a União Soviética. Sua primeira reunião de trabalho ocorreu em novembro de 1978.

Na Cúpula de Genebra de 1985, Gorbachev propôs a Reagan ampliar a cooperação em fusão. A declaração conjunta dos dirigentes apoiou pesquisas internacionais para aproveitar a fusão termonuclear controlada para fins pacíficos.

Em 1986, Estados Unidos, União Soviética, Comunidade Europeia e Japão chegaram a um acordo para desenvolver o projeto. Os estudos conceituais começaram em 1988. A organização internacional responsável pela construção e operação do ITER foi estabelecida muito depois, por um acordo assinado em 21 de novembro de 2006 e em vigor desde 24 de outubro de 2007.

O ITER foi projetado para produzir 500 MW de potência de fusão com 50 MW de aquecimento externo entregue ao plasma, correspondendo a Q = 10. Não foi projetado para gerar eletricidade. A construção ocorre em Cadarache, no sul da França. A revisão de cronograma apresentada em 2024 prevê operações de pesquisa a partir de 2034 e experimentos com deutério-trítio a partir de 2039. Também substituiu o berílio inicialmente previsto para a primeira parede por tungstênio.

Tokamaks de alto campo

Campos magnéticos mais fortes permitem buscar pressões de plasma maiores em máquinas menores. Projetos como FIRE, IGNITOR e o Compact Ignition Tokamak examinaram essa possibilidade antes da disponibilidade dos supercondutores de alta temperatura usados em propostas mais recentes.

O desenvolvimento dos supercondutores de alta temperatura abriu outro caminho para construir ímãs de alto campo. O MIT Plasma Science and Fusion Center e a Commonwealth Fusion Systems construíram e testaram em 2021 uma bobina toroidal de demonstração que atingiu 20 T. Esse valor corresponde ao campo no ímã de demonstração, não ao campo central do plasma de um tokamak em operação. O teste forneceu a base para os ímãs do SPARC.

A empresa britânica Tokamak Energy desenvolve tokamaks esféricos e ímãs supercondutores de alta temperatura. O ST40 é usado em pesquisas de plasma, enquanto sistemas de ímãs são desenvolvidos para aparelhos posteriores. Essas linhas de trabalho não significam que o ST40 já empregue todas as tecnologias previstas para uma futura usina.

Problema básico

Os íons e elétrons de um plasma de fusão têm velocidades elevadas. Para manter sua temperatura, é necessário limitar a transferência de energia para as paredes. Uma partícula carregada submetida a um campo magnético sofre a força de Lorentz. Seu movimento pode ser decomposto em rotação em torno da linha de campo, movimento paralelo e derivas decorrentes da geometria e de outras forças.

Um solenoide dificulta o movimento transversal, mas deixa abertas as extremidades. Curvá-lo em um toro elimina esse caminho de escape. Entretanto, a curvatura e a intensidade desigual do campo produzem derivas dos íons e elétrons. Um campo puramente toroidal não basta para obter o equilíbrio pretendido.

A introdução de um componente poloidal faz as linhas de campo percorrerem a seção do toro. No equilíbrio ideal, elas se organizam em superfícies magnéticas toroidais encaixadas umas nas outras. As partículas podem circular ao longo dessas superfícies, enquanto o transporte radial fica muito mais lento que o movimento paralelo.

Solução do tokamak

O stellarator produz a torção das linhas de campo principalmente por meio de bobinas externas. O tokamak obtém parte essencial de seu campo poloidal com a corrente que percorre o plasma. Os primeiros sistemas Z-pinch também usavam corrente de plasma, mas com uma relação diferente entre os campos e com fortes dificuldades de estabilidade.

No tokamak, o campo toroidal costuma ser muito mais intenso que o poloidal. Isso corresponde a linhas com menor torção poloidal por volta toroidal e a valores mais altos de q. A configuração reduz a suscetibilidade a certos modos de torção, mas seu desempenho depende também da pressão e dos perfis internos.

O solenoide central pode induzir a corrente como um transformador cujo secundário é o próprio plasma. Essa não é a única maneira de sustentar corrente. Feixes neutros, ondas eletromagnéticas e a corrente bootstrap permitem reduzir ou eliminar a parcela indutiva durante parte da descarga.

Um campo vertical adicional exerce uma força sobre a corrente toroidal e ajuda a equilibrar as forças que tenderiam a expandir ou deslocar o anel de plasma. Bobinas poloidais também controlam sua forma. Esse equilíbrio é eletromagnético e não resulta da compensação do peso do plasma.

Outros problemas

Nos primeiros tokamaks com aquecimento ôhmico, a temperatura dos íons foi estudada por meio de relações empíricas, entre elas a fórmula de Artsimovich. Sua dependência entre grandezas pode ser escrita como:

${\displaystyle T_{i}\propto \left(n_{e}I_{p}B_{t}R^{2}\right)^{1/3}A^{-1/2},}$

em que n_e é a densidade eletrônica, I_p é a corrente do plasma, B_t é o campo toroidal, R é o raio maior e A é a massa iônica relativa. Trata-se de uma relação empírica para determinados regimes de aquecimento ôhmico, não de um limite geral de temperatura para todos os tokamaks. O coeficiente numérico depende das unidades adotadas.

A configuração magnética não elimina o transporte de energia e partículas. Um dos fenômenos estudados pelo transporte neoclássico é o aprisionamento de partículas pelo efeito de espelho magnético. Uma partícula cuja velocidade paralela ao campo seja suficientemente pequena em relação à velocidade perpendicular pode ser refletida antes de alcançar a região de campo mais intenso. Ela passa a oscilar entre dois pontos de reflexão.

A projeção da órbita de seu centro guia sobre a seção poloidal pode ter forma de banana. Esse aprisionamento depende da direção da velocidade e da geometria do campo, não simplesmente de a partícula ser "fria". Colisões podem transformar partículas aprisionadas em circulantes e alterar suas órbitas, produzindo transporte radial. As órbitas de banana não constituem, por si mesmas, uma instabilidade do plasma.

Outro parâmetro é o valor beta, β, a razão entre a pressão térmica do plasma e a pressão magnética:

${\displaystyle \beta ={\frac {p}{B^{2}/(2\mu _{0})}}.}$

Nessa expressão, p é a pressão térmica, B é a intensidade do campo e μ₀ é a permeabilidade magnética do vácuo. Para um mesmo campo, um beta maior permite maior pressão de plasma. Instabilidades magnetoidrodinâmicas limitam os valores que podem ser mantidos em cada configuração.

A instabilidade de rasgamento envolve reconexão magnética e pode produzir ilhas magnéticas. Essas estruturas alteram os perfis de temperatura e corrente e podem aumentar o transporte através de uma região do plasma.

Em certos regimes forma-se uma barreira interna de transporte, ou ITB. Nessa região, o transporte radial diminui e os gradientes de temperatura ou pressão se tornam mais acentuados. Descargas com ITB podem combinar melhor confinamento com uma grande fração de corrente bootstrap. Sua formação e manutenção dependem do perfil de q, do cisalhamento e da estabilidade do plasma.

Em 2024, pesquisadores demonstraram no DIII-D um sistema de controle baseado em aprendizado por reforço para evitar instabilidades de rasgamento. O sistema usava um modelo preditivo do plasma e ajustava os atuadores para equilibrar pressão elevada e risco de instabilidade, mantendo descargas em H-mode.

Breakeven, Q e ignição

O fator de ganho de energia de fusão de um plasma é normalmente definido como:

${\displaystyle Q={\frac {P_{\mathrm {fus} }}{P_{\mathrm {aquec} }}},}$

em que P_fus é a potência produzida pelas reações de fusão e P_aquec é a potência externa entregue ao plasma para aquecê-lo. O chamado breakeven científico corresponde a Q = 1.

Essa definição não inclui toda a eletricidade consumida pela instalação, nem as perdas nos sistemas de aquecimento e de conversão de calor em eletricidade. Um plasma com Q > 1 não implica uma usina com produção elétrica líquida. O ITER, por exemplo, tem como meta Q = 10, mas não terá um sistema de geração de eletricidade.

Na reação entre deutério e trítio, cerca de um quinto da energia é transportado pela partícula alfa, que tem carga elétrica e pode permanecer confinada. O restante é transportado pelo nêutron, que escapa do confinamento magnético. As partículas alfa transferem energia ao plasma por colisões, reduzindo a necessidade de aquecimento externo.

A ignição ocorre quando esse autoaquecimento compensa as perdas sem necessidade de aquecimento externo. Na definição idealizada de Q, o denominador tende a zero e o ganho tende ao infinito. Isso não significa que a instalação deixe de consumir energia para seus demais sistemas.

Para aproveitar o aquecimento alfa, as partículas precisam permanecer no plasma por tempo suficiente para transferir sua energia. Suas órbitas dependem da corrente, do campo e das dimensões do aparelho. Correntes da ordem de megaampères são necessárias nos grandes tokamaks projetados para esse regime, mas não há um único valor de corrente que assegure o confinamento alfa em qualquer geometria.

Também é necessário distinguir a duração de uma descarga do tempo de confinamento de energia. Este último mede a razão entre a energia térmica armazenada no plasma e a potência que ele perde. Uma descarga de muitos minutos pode manter esse equilíbrio por reposição contínua de energia, mesmo que seu tempo de confinamento de energia seja muito menor. O critério de Lawson e o produto triplo de fusão usam o tempo de confinamento de energia, não simplesmente a duração do pulso.

Tokamaks avançados

No início da década de 1970, estudos sobre grandes ímãs supercondutores analisaram como as forças se distribuíam nas bobinas toroidais. Uma geometria semelhante à letra D permite aproximar a bobina de uma forma submetida principalmente à tração, reduzindo esforços de flexão. Essa solução ficou conhecida como "bobina D de Princeton".

A forma das bobinas e a forma da seção do plasma são questões distintas. Um plasma alongado e com triangularidade pode oferecer vantagens de desempenho, mas exige controle de estabilidade. A seção em D não significa que o plasma ocupe somente a metade externa de um toro.

O JET foi projetado com uma seção de plasma alongada. A disposição das bobinas também levou em conta as forças mecânicas e a necessidade de apoiar sua parte interna. Como o alongamento torna o plasma suscetível a deslocamentos verticais, o aparelho recebeu um sistema de realimentação para controlar sua posição. O DIII-D e o JT-60 também passaram a explorar plasmas não circulares.

O perfil do fator de segurança varia entre as superfícies magnéticas, do centro à borda. Em um equilíbrio axissimétrico, q é uma propriedade da superfície inteira, não um valor que seja automaticamente menor no lado interno que no lado externo da mesma superfície. Seu perfil depende da distribuição de corrente e da geometria do plasma.

Impurezas de elevado número atômico podem aumentar as perdas por radiação e resfriar o plasma. O divertor usa a geometria magnética para conduzir o fluxo da borda até superfícies específicas. Permite retirar calor, combustível não queimado e hélio produzido nas reações. Não opera como um separador que simplesmente seleciona partículas por sua massa.

Muitos tokamaks anteriores empregavam um limiter, uma peça que avançava para dentro da câmara e determinava a borda do plasma. O contato e a erosão dessa peça liberavam material na descarga. Por isso, sua composição era escolhida levando em conta a resistência térmica e os efeitos das impurezas. Limitadores de grafite e de materiais metálicos foram usados em diferentes aparelhos.

Nas configurações com divertor, uma separatriz delimita o plasma principal. Fora dela, linhas de campo abertas interceptam os alvos do divertor e conduzem partículas e calor até essas superfícies. Tungstênio é o material previsto para os alvos do ITER. Experimentos também investigam metais líquidos, incluindo lítio, mas esses sistemas não são um componente universal dos tokamaks.

O modo de alto confinamento, ou H-mode, é um regime no qual se forma uma barreira de transporte na borda. A perda de energia diminui em relação ao regime de baixo confinamento, ou L-mode, e a pressão pode aumentar. O H-mode tornou-se um regime de referência para muitos projetos de tokamak.

Esse regime pode apresentar modos localizados na borda, ou ELMs, eventos rápidos que expulsam energia e partículas. Em máquinas grandes, podem impor cargas térmicas intensas ao divertor. Uma técnica de controle aplica perturbações magnéticas ressonantes, ou RMPs. O projeto do ITER inclui 27 bobinas de controle de ELMs e duas bobinas de estabilização vertical dentro da câmara de vácuo.

Gradientes de pressão também podem gerar uma corrente toroidal por processos neoclássicos. Essa corrente bootstrap fornece parte da corrente necessária ao equilíbrio sem indução por transformador. Cenários de longa duração procuram combinar uma fração elevada de corrente bootstrap com sustentação externa não indutiva.

O conjunto de técnicas voltadas ao controle dos perfis internos, ao aumento do confinamento e à sustentação não indutiva da corrente passou a ser chamado de "tokamak avançado". Esses estudos também orientam cenários experimentais para o ITER.

Disrupções do plasma

Tokamaks estão sujeitos a disrupções, perdas rápidas do confinamento acompanhadas pela queda da temperatura e da corrente do plasma. Elas podem resultar de instabilidades magnetoidrodinâmicas e ocorrer em escalas de milissegundos.

O thermal quench, ou colapso térmico, corresponde à perda rápida de energia térmica. O resfriamento eleva a resistividade e pode ser seguido pelo current quench, a queda da corrente. A sequência não precisa começar com contato entre o plasma e a parede. Um evento de deslocamento vertical, ou VDE, pode provocar uma disrupção ou acompanhar sua evolução.

A energia térmica pode produzir cargas concentradas nos componentes internos. A variação da corrente induz correntes nas estruturas e produz esforços mecânicos. A gravidade desses efeitos depende da energia armazenada, da velocidade da queda da corrente e da geometria da máquina.

Durante o evento, parte da corrente pode percorrer caminhos que atravessam o plasma e os componentes internos. Essas correntes de halo, ao interagir com o campo magnético, produzem forças sobre a estrutura. Experimentos no COMPASS mediram essas correntes e forneceram dados para testar modelos usados no projeto do ITER.

A queda rápida da corrente também induz um campo elétrico que pode acelerar elétrons fugitivos a energias relativísticas. Em determinadas condições, colisões de elétrons energéticos com outros elétrons produzem uma multiplicação em avalanche. O feixe resultante pode reter parte da energia magnética da descarga e atingir uma área pequena da parede.

Feixes desse tipo podem danificar a câmara. Um caso relatado ocorreu no Tokamak de Fontenay-aux-Roses, no qual elétrons fugitivos perfuraram a parede de vácuo. A possibilidade de danos em aparelhos maiores motivou pesquisas sobre injeção de gases e de fragmentos de pellets para distribuir a energia de maneira menos concentrada. O sistema de mitigação do ITER é baseado na injeção de pellets fragmentados, destinados a converter parte da energia armazenada em radiação distribuída pela câmara.

Instabilidades internas menores, como as oscilações de dente de serra, geralmente não encerram a descarga. Elas redistribuem periodicamente energia e corrente na região central, em condições relacionadas à presença de uma superfície com q = 1.

O limite de Greenwald é uma relação empírica entre a densidade média do plasma, sua corrente e o raio menor. A aproximação desse limite frequentemente acompanha a deterioração do confinamento ou disrupções, mas ele não é uma barreira universal que todos os plasmas devam obedecer.

Experimentos publicados em 2024 obtiveram densidades de até dez vezes o valor de Greenwald em descargas de tokamak no dispositivo MST. O resultado corresponde a um regime experimental específico e não estabelece que o mesmo desempenho possa ser transferido diretamente a um reator. A origem dos limites de densidade e as condições para ultrapassá-los continuam a ser investigadas. Um trabalho publicado em 2026 estudou o acesso a densidades elevadas no EAST por meio de uma partida ôhmica assistida por aquecimento ciclotrônico eletrônico.

Aquecimento ôhmico e modo indutivo

Como o plasma conduz eletricidade, a passagem de corrente produz aquecimento por efeito Joule. A corrente induzida fornece parte do campo poloidal e também aquece inicialmente a descarga.

À medida que a temperatura eletrônica sobe, a resistividade diminui. Para uma mesma corrente, a potência de aquecimento ôhmico cai. O aumento da corrente, por sua vez, encontra limites de estabilidade. Por isso, tokamaks que buscam temperaturas mais altas usam aquecimento auxiliar.

A indução depende da variação do fluxo magnético ligado ao anel de plasma. O solenoide não pode variar esse fluxo indefinidamente, pois opera dentro de limites de corrente e campo. A operação puramente indutiva é, portanto, pulsada. Descargas muito longas ou estacionárias exigem outros meios de sustentação da corrente, incluindo feixes neutros, ondas eletromagnéticas e corrente bootstrap.

Compressão magnética

Um plasma pode ser aquecido por compressão. Se a compressão for rápida em comparação com as perdas de energia, o trabalho realizado sobre o plasma aumenta sua energia térmica. Em tokamaks, isso foi estudado por meio de variações dos campos e do deslocamento do plasma para regiões de campo mais intenso. A compressão também altera a densidade.

O ATC, em Princeton, foi construído para investigar essa abordagem. Ela não se tornou o método dominante de aquecimento em tokamaks. Outros projetos de fusão, como os da General Fusion, empregam formas de compressão, mas não devem ser confundidos automaticamente com a configuração tokamak.

Injeção de feixe neutro

A injeção de feixe neutro introduz partículas de alta energia no plasma. Elas começam como íons numa fonte, são aceleradas por uma diferença de potencial e passam por um neutralizador antes de entrar na câmara.

A neutralização permite que o feixe atravesse o campo magnético. Fontes de íons positivos podem produzir átomos neutros por captura de elétrons. Em sistemas baseados em íons negativos, o neutralizador remove o elétron adicional.

Dentro do plasma, as partículas do feixe são ionizadas por colisões. As partículas rápidas carregadas podem então ficar confinadas e transferir energia aos elétrons e íons do plasma. A injeção também pode fornecer momento e sustentar corrente.

A potência e a penetração dependem da energia do feixe, da corrente extraída, da eficiência de neutralização e das condições do plasma. Os injetores de aquecimento do ITER foram projetados para usar íons negativos de deutério acelerados até uma energia de aproximadamente 1 MeV, obtida por uma diferença de potencial de cerca de 1 MV.

A Instalação de testes de feixe neutro do ITER, em Pádua, foi criada para desenvolver e testar os sistemas necessários. Feixes de menor potência também podem ser usados em diagnósticos, incluindo medições relacionadas às partículas alfa e ao hélio produzido pela fusão.

Aquecimento por radiofrequência

Ondas eletromagnéticas são produzidas fora da câmara por fontes como gyrotrons e klystrons. Sua frequência, polarização e modo de propagação são escolhidos para que a energia seja absorvida numa região do plasma. As colisões e outros processos distribuem a energia entre as partículas.

O aquecimento por ressonância ciclotrônica eletrônica transfere energia principalmente aos elétrons. O aquecimento por ressonância ciclotrônica de íons emprega frequências menores e pode aquecer populações iônicas específicas. Ondas híbridas inferiores também são usadas para sustentação de corrente. Nem todos esses métodos usam a mesma faixa de frequência ou o mesmo mecanismo de absorção.

Manta fértil e ciclo do trítio

Uma futura usina que use deutério e trítio precisará repor o trítio consumido. Uma solução é uma manta fértil contendo lítio ao redor da câmara. Reações dos nêutrons com os isótopos de lítio produzem trítio, que deve ser extraído, processado e devolvido ao sistema de combustível. A manta também recebe energia dos nêutrons na forma de calor.

A autossuficiência exige que a produção utilizável de trítio compense o consumo, as perdas e o inventário retido nos sistemas. Sua demonstração integrada em condições de usina é uma das tarefas da pesquisa de engenharia de fusão.

O ITER não foi projetado para produzir todo o trítio que consumirá. Seu programa Test Blanket Module, ou TBM, testa conceitos de mantas férteis em módulos instalados na máquina. Em setembro de 2026, quatro conceitos destinados à primeira fase de operação deutério-trítio haviam concluído revisões preliminares de projeto. Os sistemas incluem refrigeração, extração de trítio e instrumentação próprias.

Instalações e programas de pesquisa

A relação abaixo inclui aparelhos reconstruídos a partir de instalações anteriores. As datas de construção, transferência e primeiro plasma não são necessariamente iguais.

• O TM1-M, construído na década de 1960 no Instituto Kurchatov, foi transferido para Praga e recebeu o nome CASTOR. Depois passou à Universidade Técnica Checa em Praga, onde foi reconstruído como GOLEM e usado em ensino e experimentos com participação remota.
• O T-10, no Instituto Kurchatov, começou a operar em 1975.
• O DIII-D, em San Diego, opera desde 1986 e é mantido pela General Atomics.
• O STOR-M, na Universidade de Saskatchewan, Canadá, sucede o STOR-1M. O programa investigou operação com corrente alternada em tokamaks.
• O Tore Supra, iniciado em 1988 em Cadarache, foi reconstruído como WEST, com ênfase em componentes de tungstênio e descargas prolongadas.
• O ADITYA, no Institute for Plasma Research, em Gujarate, Índia, foi atualizado para ADITYA-U. O primeiro plasma da configuração atualizada ocorreu em 2016.
• O ISTTOK, no Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear do Instituto Superior Técnico, em Lisboa, começou a ser construído em 1990 e iniciou a operação indutiva em fevereiro de 1991.
• O ASDEX Upgrade, em Garching, Alemanha, iniciou suas operações em 1991.
• O Tokamak à configuration variable (TCV), no Swiss Plasma Center da Escola Politécnica Federal de Lausana, começou a operar em 1992.
• O HBT-EP, da Universidade Columbia, em Nova Iorque, foi construído para pesquisas de equilíbrio e estabilidade magnetoidrodinâmica.
• O IR-T1, instalado na Islamic Azad University, em Teerã, Irã, começou a operar em 1994.
• O TCABR, da Universidade de São Paulo, foi transferido da Suíça para o Brasil na década de 1990 e produziu seu primeiro plasma no país em 1999.
• O Pegasus Toroidal Experiment, da Universidade do Wisconsin-Madison, foi reconstruído como Pegasus-III.
• O Globus-M, do Instituto Ioffe, em São Petersburgo, foi sucedido pelo Globus-M2.
• O ETE, do Instituto Nacional de Pesquisas Espaciais, em São José dos Campos, produziu seu primeiro plasma em novembro de 2000.
• O HL-2A, em Chengdu, China, iniciou operações em 2002.
• O EAST, em Hefei, China, produziu seu primeiro plasma em 2006.
• O QUEST, da Universidade de Kyushu, em Fukuoka, Japão, foi construído em 2008.
• O KSTAR, em Daejeon, Coreia do Sul, produziu seu primeiro plasma em 2008.
• O Medusa CR, no Instituto Tecnológico da Costa Rica, em Cartago, foi recebido da Universidade do Wisconsin-Madison e é usado em pesquisa e formação em física de plasmas.
• O SST-1, do Institute for Plasma Research, em Gandhinagar, Índia, opera desde 2013.
• O KTM, no Cazaquistão, foi concebido para estudar materiais sob cargas térmicas e fluxos de partículas relevantes para instalações de fusão.
• O ST40, da Tokamak Energy, no Reino Unido, investiga plasmas em um tokamak esférico de alto campo.
• O HL-2M, em Chengdu, China, produziu seu primeiro plasma em 2020.
• O MAST Upgrade, em Culham, Reino Unido, produziu seu primeiro plasma em 2020.
• O T-15MD, no Instituto Kurchatov, é uma reconstrução do antigo T-15. Sua partida física ocorreu em maio de 2021, seguida por uma etapa de partida energética em março de 2023.
• O JT-60SA, em Naka, Japão, produziu seu primeiro plasma em 2023. Após uma etapa de atualização, começou novo comissionamento integrado em fevereiro de 2026.
• O HH70, na China, foi apresentado em 2024 como um tokamak privado equipado com ímãs de supercondutor REBCO de alta temperatura.

Aparelhos anteriores ou substituídos

• T-3 e T-4, usados no Instituto Kurchatov durante as décadas de 1960 e 1970.
• LT-1, construído em 1963 pelo grupo de física de plasma da Universidade Nacional Australiana para estudar configurações toroidais.
• Symmetrical Tokamak, que entrou em operação no PPPL em 1970 após a conversão do stellarator Model C.
• Texas Turbulent Tokamak, da Universidade do Texas em Austin, operado entre 1971 e 1980.
• Adiabatic Toroidal Compressor, ou ATC, iniciado no PPPL em 1972.
• Tokamak de Fontenay-aux-Roses, ou TFR, que começou a operar na França em 1973.
• Alcator A, do MIT, operado entre 1973 e 1979.
• Princeton Large Torus, do PPPL, operado entre 1975 e 1986.
• Alcator C, do MIT, operado entre 1978 e 1987.
• TEXTOR, em Jülich, Alemanha, encerrado em 2013.
• PDX, do PPPL, operado entre 1979 e 1982.
• MT-1, em Budapeste, Hungria. Construído no Instituto Kurchatov e transferido para a Hungria em 1979, foi reconstruído como MT-1M em 1991.
• Tokoloshe Tokamak, da Atomic Energy Board, África do Sul, usado na década de 1980.
• TEXT e TEXT-U, da Universidade do Texas em Austin, operados entre 1980 e 2004.
• TFTR, do PPPL, operado entre 1982 e 1997.
• JET, em Culham, operado entre 1983 e 2023.
• Novillo Tokamak, do Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, México.
• HL-1, em Chengdu, China, operado entre 1984 e 1992.
• JT-60, em Naka, Japão, operado de 1985 a 2010 e reconstruído como JT-60SA.
• Tokamak de Varennes, em Quebec, Canadá, usado pela Hydro-Québec e por pesquisadores do IREQ e do INRS.
• T-15, no Instituto Kurchatov, posteriormente reconstruído como T-15MD.
• COMPASS, que funcionou em Culham e depois em Praga. Sua última descarga experimental ocorreu em 20 de agosto de 2021.
• START, em Culham, operado entre 1991 e 1998.
• Alcator C-Mod, do MIT, operado entre 1992 e 2016.
• HL-1M, em Chengdu, China, operado entre 1994 e 2001.
• HT-7, em Hefei, China, operado entre 1995 e 2013.
• UCLA Electric Tokamak, em Los Angeles, Estados Unidos.
• NSTX, do PPPL, operado entre 1999 e 2011 e reconstruído como NSTX-U.
• MAST, em Culham, substituído pelo MAST Upgrade.
• ST25-HTS, demonstrador da Tokamak Energy usado em testes de ímãs supercondutores de alta temperatura.
• FTU, em Frascati, Itália, incluído pelo ITER entre as instalações retiradas de serviço.

Em construção ou planejados

• ITER, em Cadarache, França, projetado para estudar plasmas em que o aquecimento alfa predomine. Seu cronograma de referência de 2024 prevê operações de pesquisa em 2034 e operação deutério-trítio em 2039.
• DEMO, conceito europeu de usina demonstrativa destinada a produzir eletricidade. O projeto busca reunir tecnologias de confinamento, extração de calor e produção de trítio necessárias a uma usina.
• CFETR, China Fusion Engineering Test Reactor, conceito chinês destinado a estudar uma etapa entre os experimentos de plasma em queima e uma usina demonstrativa.
• BEST, sigla de Burning Plasma Experimental Superconducting Tokamak, em Hefei, China. Em outubro de 2025, a Academia Chinesa de Ciências anunciou a instalação de um componente central e manteve a previsão de conclusão para o fim de 2027.
• K-DEMO, conceito sul-coreano de reator demonstrativo. Estudos publicados em 2015 examinavam potência de fusão entre 2.200 e 3.000 MW e produção elétrica líquida da ordem de 500 MW. Esses valores são parâmetros de projeto, não desempenho experimental.
• Spherical Tokamak for Energy Production (STEP), programa britânico para construir uma usina-protótipo em West Burton. A estratégia publicada em abril de 2026 mantém como objetivo iniciar sua operação em 2040.
• SPARC, da Commonwealth Fusion Systems, desenvolvido com o MIT Plasma Science and Fusion Center. A empresa tem como meta demonstrar Q > 1 em 2027.
• COMPASS-U, em Praga, sucessor do COMPASS, destinado a pesquisas de alto campo e interação entre o plasma e os componentes internos.

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Notas

Referências