There are then no longer flux tubes

There are then no longer flux tubes that simply encircle the axis, but, if there is sufficient symmetry in the twist, flux surfaces. Some of the plasma in a flux surface will be on the outside (larger major radius, or "low-field side") of the torus and will drift to other flux surfaces farther from the circular axis of the torus. Other portions of the plasma in the flux surface will be on the inside (smaller major radius, or "high-field side"). Since some of the outward drift is compensated by an inward drift on the same flux surface, there is a macroscopic equilibrium with much improved confinement. Another way to look at the effect of twisting the field lines is that the electric field between the top and the bottom of the torus, which tends to cause the outward drift, is shorted out because there are now field lines connecting the top to the bottom.

When the problem is considered even more closely, the need for a vertical (parallel to the axis of rotation) component of the magnetic field arises. The Lorentz force of the toroidal plasma current in the vertical field provides the inward force that holds the plasma torus in equilibrium.

This device where a large toroidal current is established (15 megaamperes in ITER) suffers from a fundamental problem of stability. The nonlinear evolution of magnetohydrodynamical instabilities leads to a dramatic quench of the plasma current on a very short time scale, of the order of the millisecond. Very energetic electrons are created (runaway electrons) and a global loss of confinement is finally obtained. A very high energy is deposited on small areas. This phenomenon is called a major disruption.[4] The occurrence of major disruptions in running tokamaks has always been rather high, of the order of a few percent of the total numbers of the shots. In currently operated tokamaks, the damage is often large but rarely dramatic. In the ITER tokamak, it is expected that the occurrence of a limited number of major disruptions will definitively damage the chamber with no possibility to restore the device

결과 (한국어) 1:

있다 다음 더 이상 단순히 축, 둘러싸 자 하지만, 트위스트, 충분 한 대칭 경우 표면 유출 플럭스 튜브. 플럭스 표면에 플라즈마의 일부는 외부에 있을 것입니다 (큰 주요 반경, 또는 "낮은 분야 측")는 토 러 스의 고 다른 플럭스 표면 원환의 원형 축에서 멀리 표류 것 이다. 다른 부분의 플럭스 표면에 플라즈마 내부에 있을 것입니다 (더 작은 주요 반경, 또는 "높은 분야 측"). 이후 일부 바깥쪽 드리프트 같은 플럭스 표면에 안쪽으로 드리프트에 의해 보상 된다, 훨씬 향상 된 감 금으로 거시적인 평형이입니다. 또 다른 왜곡 필드 라인의 효과 보면 방법은 지금 상단 하단을 연결 하는 필드 선 있기 때문에 바깥쪽으로 드리프트를 일으킬 하는 경향이, 토 러 스의 바닥 사이 전기 분야 밖으로 누전.때 문제는 더욱 밀접 하 게, 자기장의 수직 (회전의 축에 평행) 구성 요소에 대 한 필요가 발생 합니다. 수직 필드에 현재 원환형 플라즈마의 로렌츠 힘을 평형에서 플라즈마 토 러 스를 보유 하 고 안쪽으로 힘을 제공 한다.큰 toroidal 전류 설립된 (ITER에서 15 megaamperes)이이 장치는 안정성의 근본적인 문제를 겪고 있다. Magnetohydrodynamical 불안정성의 비선형 진화 밀리초 순서의 아주 짧은 시간 규모에 현재 플라즈마의 극적인 냉각으로 이어집니다. 매우 정력적 인 전자 (가 출 전자)를 생성 되 고 감 금의 글로벌 손실 마지막으로 얻은. 매우 높은 에너지를 작은 영역에 입금 됩니다. 이러한 현상은 주요 장애를 라고 합니다. [4] 실행 tokamaks에 주요 장애의 발생은 항상 촬영의 전체 숫자의 몇 %의 순서의 오히려 높은 되었습니다. 현재 운영된 tokamaks, 피해는 큰 하지만 드물게 극적인. ITER tokamak에 그것 주요 중단의 제한 된 수의 발생 장치 복원 하와 챔버 손상 결정적으로 것입니다 예상은

결과 (한국어) 2:

비틀림에 충분한 대칭 플럭스 표면이 있으면, 거기에 단순히 튜브 축을 둘러싸는 더 이상 다음 플럭스이지만. 플럭스 표면에 플라즈마의 일부는 토러스의 외부 (큰 주요 반경, 또는 "낮은 필드 측")에있을 것입니다 및 원환 체의 원형 축에서 멀리 다른 플럭스 표면에 표류한다. 플럭스 표면에 플라즈마의 다른 부분은 내부 (작은 주요 반경, 또는 "높은 필드 측")에있을 것입니다. 외측 드리프트 중 일부는 동일한 표면 상에 플럭스 내측 드리프트에 의해 보상되기 때문에, 훨씬 개선 된 협착과 거시적 평형이 존재한다. 필드 라인을 왜곡의 효과를 보는 다른 방법은 이제 위에서 아래로 연결 필드 라인이 있기 때문에 상부 및 외측 드리프트를 유발하는 경향이 원환 체의 바닥 사이의 전계가, 아웃 단락된다는 것이다 . 문제가 더욱 밀접하게 고려할 때, (회전 축선에 평행 한) 수직에 대한 요구의 자계 성분이 발생. 수직 필드 토로 이달 플라즈마 전류의 로렌츠 힘은 평형 플라즈마 원환. 보유 내측 힘 제공 안정성의 근본적인 문제 앓고 큰 토 로이드 전류 (ITER 15 megaamperes)을 확립이 장치. magnetohydrodynamical 불안정성 비선형 진화는 밀리 초 정도의 매우 짧은 시간 스케일에서 플라즈마 전류의 극적인 급냉 리드. 매우 활기찬 전자는 (가출 전자) 생성 및 감금의 글로벌 손실은 최종적으로 얻을 수있다. 매우 높은 에너지가 작은 영역에 증착된다. 이 현상이 주요 장애라고 부른다. 주요 중단이 [4]을 실행 발생 토카막에서 항상 탄의 총 수의 몇 퍼센트 정도의 다소 높았다. 현재 운영 토카막에서의 손상은 종종 큰 드물게 극적이다. ITER 토카막에서, 주요 중단 제한된 수의 발생 결정적으로 장치를 복원 할 가능성 챔버가 손상 될 것으로 예상된다

결과 (한국어) 3:

그렇다면 아무런 단순히 축 둘러이 트위스트, 플럭스 표면에 충분한 비대칭인 경우 플럭스 튜브. FLUX 표면에 있는 플라즈마의 일부 원환의 큰 주요 RADIUS, 또는 "low- 필드 사이드") 바깥에 있으며, 기타 플럭스 표면에 멀리 원환의 원형 축에서 표류하게 될 것이다.이 플럭스 표면에 있는 플라즈마의 다른 부분( 작은 주요 RADIUS, 또는 " 높은 필드 사이드") 안에 위치합니다. 바깥쪽으로이동의 일부는 드리프트 안쪽으로는 같은 플럭스 표면에 대해서만 보상을 받기 때문에, 많은 향상된 감금과 거시적인 평형입니다.비틀은 필드 라인의 효과를 파악하는 또 다른 방법은 위에 있고, 원환체의 하단 사이의 전기장, 바깥쪽으로이동하는 경향이 있는, 이제는 맨 위가 하단에 연결 필드 라인이 있습니다.

문제는 더 밀접하게 고려할 때 되었겠기 때문이다,자기장의 회전(의 축에 평행한 수직 구성 요소에 대한 필요가 생기는 것이다. 이 플라즈마 전류 예상돼왔습니다 수직 필드에 있는 로렌츠 힘 평형에 있는 플라즈마 원환체 고정하는 내적인 힘을 제공합니다.

대형 예상돼왔습니다 현재 설정된다( ITER 15 megaamperes) 이 장치의 안정성을 근본적인 문제로 고통 받고 있습니다.magnetohydrodynamical 불안정의 비선형 진화는 플라즈마 전류의 극적인로 목을 축이는 아주 짧은 시간 대규모 리드, 밀리초의 순서. 매우 열정적 전자 생성(runaway(electron)와 감금의 글로벌 손실 마지막으로 얻을 수 있습니다. 매우 높은 에너지 작은 영역에 예치되다. 이러한 현상은 주요 중단이라고 합니다.[4] 실행 두번째 개발된 이 핵 융합에 심각한 차질의 발생은 항상 높은 것이다,타의 총 숫자의 몇 퍼센트의 순서. 현재 운항되 두번째 개발된 이 핵 융합으로 인한 종종 크지만 드물게 매우 인상적입니다. ITER 성도 허페이에서그것은 큰 혼란의 수가 제한되어 발생 방이 그의 최종적 장치 복원을 가능성이 없을 것이다하는 손상으로 보입니다