Estabilidad del plasma

Una bola en reposo en un valle (derecho) volverá a la parte inferior si se mueve ligeramente, o perturbe, y es así dinámicamente estable. Uno en la cima de una colina (izquierda) se acelerará lejos de su punto de reposo si se perturbe, y es así dinámicamente inestable. Los plasmas tienen muchos mecanismos que los hacen caer en el segundo grupo bajo ciertas condiciones.

La estabilidad de un plasma es una consideración importante en el estudio de la física del plasma. Cuando un sistema que contiene un plasma está en equilibrio, es posible que ciertas partes del plasma se vean perturbadas por pequeñas fuerzas perturbadoras que actúan sobre él. La estabilidad del sistema determina si las perturbaciones crecerán, oscilarán o se amortiguarán.

En muchos casos, un plasma puede tratarse como un fluido y su estabilidad puede analizarse con magnetohidrodinámica (MHD). La teoría MHD es la representación más simple de un plasma, por lo que la estabilidad MHD es una necesidad para que los dispositivos estables se utilicen para la fusión nuclear, específicamente la energía de fusión magnética. Existen, sin embargo, otros tipos de inestabilidades, como las inestabilidades velocidad-espacio en espejos magnéticos y sistemas con haces. También hay casos raros de sistemas, p. la configuración de campo invertido, predicha por MHD como inestable, pero que se observa que es estable, probablemente debido a efectos cinéticos.

Inestabilidades del plasma

Las inestabilidades del plasma se pueden dividir en dos grupos generales:

1. instauraciones hidrodinámicas
2. inestabilidades cinéticas.

Las inestabilidades de plasma también se clasifican en diferentes modos (por ejemplo, con referencia a un haz de partículas):

Lista de inestabilidades de plasma

Inestabilidades MHD

Beta es una relación entre la presión del plasma y la fuerza del campo magnético.

${displaystyle beta ={frac {p}{p_{mag}={frac} {nk_{B} {cH00}}}}}$

La estabilidad de MHD en beta alta es crucial para un reactor de fusión magnética compacto y rentable. La densidad de potencia de fusión varía aproximadamente como ${displaystyle beta ^{2}$ en campo magnético constante, o como ${displaystyle beta ¿Qué?$ en la fracción de arranque constante en configuraciones con corriente de plasma externa. (Aquí) ${displaystyle beta _{N}=beta /(I/aB)}$ es la beta normalizada.) En muchos casos, la estabilidad del MHD representa la limitación primaria de la beta y, por lo tanto, la densidad de energía de fusión. La estabilidad del MHD también está estrechamente vinculada a cuestiones de creación y sostenimiento de ciertas configuraciones magnéticas, confinamiento energético y operación estable. Las cuestiones críticas incluyen la comprensión y ampliación de los límites de estabilidad mediante el uso de un variedad de configuraciones de plasma y desarrollo de medios activos para una operación fiable cerca de esos límites. Se necesitan capacidades predictivas precisas, que requerirán la adición de nueva física a los modelos MHD existentes. Aunque existe una amplia gama de configuraciones magnéticas, la física MHD subyacente es común a todos. La comprensión de la estabilidad MHD obtenida en una configuración puede beneficiar a otros, verificando teorías analíticas, proporcionando puntos de referencia para los códigos predictivos de estabilidad MHD y promoviendo el desarrollo de técnicas de control activas.

El problema de estabilidad más fundamental y crítico para la fusión magnética es simplemente que las inestabilidades de MHD a menudo limitan el rendimiento en beta alta. En la mayoría de los casos, las inestabilidades importantes son modos globales de longitud de onda larga, debido a su capacidad para causar una degradación severa del confinamiento de energía o la terminación del plasma. Algunos ejemplos importantes que son comunes a muchas configuraciones magnéticas son los modos de torsión ideales, los modos de pared resistiva y los modos de desgarro neoclásicos. Una posible consecuencia de violar los límites de estabilidad es una interrupción, una pérdida repentina de energía térmica a menudo seguida por la terminación de la descarga. Por lo tanto, la cuestión clave incluye comprender la naturaleza del límite beta en las diversas configuraciones, incluidas las tensiones térmicas y magnéticas asociadas, y encontrar formas de evitar los límites o mitigar las consecuencias. Se está investigando una amplia gama de enfoques para prevenir dichas inestabilidades, incluida la optimización de la configuración del plasma y su dispositivo de confinamiento, el control de la estructura interna del plasma y el control activo de las inestabilidades MHD.

Inestabilidades ideales

Las inestabilidades MHD ideales impulsadas por gradientes de presión o corriente representan el límite operativo final para la mayoría de las configuraciones. Los límites del modo de retorcimiento de longitud de onda larga y del modo de aumento de longitud de onda corta son generalmente bien conocidos y, en principio, pueden evitarse.

Los modos de longitud de onda intermedia (n ~ 5–10 modos que se encuentran en los plasmas de borde tokamak, por ejemplo) se comprenden menos debido a la naturaleza computacional intensiva de los cálculos de estabilidad. La extensa base de datos de límites beta para tokamaks es consistente con los límites de estabilidad ideales de MHD, lo que arroja un acuerdo dentro de aproximadamente el 10% en beta para los casos en que los perfiles internos del plasma se miden con precisión. Este buen acuerdo brinda confianza en los cálculos de estabilidad ideal para otras configuraciones y en el diseño de prototipos de reactores de fusión.

Modos de pared resistiva

Los modos de pared resistiva (RWM) se desarrollan en plasmas que requieren la presencia de una pared perfectamente conductora para su estabilidad. La estabilidad de RWM es un tema clave para muchas configuraciones magnéticas. Los valores beta moderados son posibles sin una pared cercana en el tokamak, stellarator y otras configuraciones, pero una pared conductora cercana puede mejorar significativamente la estabilidad del modo de torsión ideal en la mayoría de las configuraciones, incluido el tokamak, ST, pellizco de campo inverso (RFP), spheromak, y posiblemente el FRC. En el tokamak avanzado y ST, la estabilización de la pared es fundamental para el funcionamiento con una gran fracción de arranque. El spheromak requiere la estabilización de la pared para evitar los modos de inclinación y desplazamiento de baja m, n, y posiblemente los modos de flexión. Sin embargo, en presencia de una pared no ideal, el RWM de crecimiento lento es inestable. El modo de pared resistiva ha sido un problema de larga data para la RFP y se ha observado más recientemente en experimentos con tokamak. El progreso en la comprensión de la física del RWM y el desarrollo de los medios para estabilizarlo podría ser directamente aplicable a todas las configuraciones magnéticas. Un tema estrechamente relacionado es comprender la rotación del plasma, sus fuentes y sumideros, y su papel en la estabilización del RWM.

Inestabilidades resistivas

Las inestabilidades resistivas son un problema para todas las configuraciones magnéticas, ya que el inicio puede ocurrir en valores beta muy por debajo del límite ideal. La estabilidad de los modos de desgarro neoclásicos (NTM) es un tema clave para las configuraciones magnéticas con una fuerte corriente de arranque. El NTM es un modo metaestable; en ciertas configuraciones de plasma, una deformación suficientemente grande de la corriente de arranque producida por una “isla semilla” puede contribuir al crecimiento de la isla. El NTM ya es un factor importante que limita el rendimiento en muchos experimentos con tokamak, lo que lleva a un confinamiento degradado o interrupción. Aunque el mecanismo básico está bien establecido, la capacidad de predecir el inicio en los dispositivos presentes y futuros requiere una mejor comprensión de los mecanismos de amortiguamiento que determinan el tamaño de la isla umbral y del acoplamiento de modos por el cual otras inestabilidades (como los dientes de sierra en los tokamaks) pueden generar islas de semillas. El modo de globo resistivo, similar al globo ideal, pero teniendo en cuenta la resistividad finita, proporciona otro ejemplo de inestabilidad resistiva.

Oportunidades para mejorar la estabilidad de MHD

Configuración

La configuración del plasma y su dispositivo de confinamiento representan un oportunidad de mejorar la estabilidad de MHD de una manera robusta. Los beneficios de la configuración de descarga y la baja relación de aspecto para la estabilidad ideal de MHD se han demostrado claramente en tokamaks y ST, y se seguirán investigando en experimentos como DIII-D, Alcator C-Mod, NSTX y MAST. Los nuevos experimentos de stellarator como NCSX (propuesto) probarán la predicción de que la adición de bobinas helicoidales diseñadas apropiadamente puede estabilizar los modos de torsión ideales en pruebas beta altas y beta bajas. de estabilidad de globo son posibles en HSX. Los nuevos experimentos ST brindan la oportunidad de probar las predicciones de que una relación de aspecto baja produce una estabilidad mejorada en los modos de desgarro, incluido el neoclásico, a través de un gran término estabilizador de "efecto Glasser" asociado con una gran corriente de Pfirsch-Schlüter. Los modos de desgarro neoclásicos se pueden evitar minimizando la corriente de arranque en configuraciones estelares cuasi-helicoidales y cuasi-omnígenas. Los modos de desgarro neoclásico también se estabilizan con los signos relativos apropiados de la corriente de arranque y la cizalla magnética; esta predicción está respaldada por la ausencia de NTM en las regiones centrales de cizallamiento negativo de los tokamaks. Se pueden crear configuraciones de Stellarator como el NCSX propuesto, un diseño de Stellarator cuasi-axisimétrico, con cizallamiento magnético negativo y corriente de arranque positiva para lograr la estabilidad del NTM. La estabilización del modo Kink por una pared resistiva se ha demostrado en RFP y tokamaks, y se investigará en otras configuraciones, incluidos ST (NSTX) y esferomaks (SSPX). Una nueva propuesta para estabilizar los modos de pared resistiva mediante una pared de litio líquido que fluye necesita una evaluación adicional.

Estructura Interna

El control de la estructura interna del plasma permite evitar de forma más activa las inestabilidades MHD. Mantener el perfil de densidad de corriente adecuado, por ejemplo, puede ayudar a mantener la estabilidad en los modos de desgarro. La optimización de bucle abierto de los perfiles de presión y densidad de corriente con fuentes de excitación de corriente y calentamiento externo se utiliza de forma rutinaria en muchos dispositivos. Las mediciones de diagnóstico mejoradas junto con fuentes de excitación de corriente y calefacción localizadas, ahora disponibles, permitirán un control de retroalimentación activo de los perfiles internos en un futuro próximo. Dicho trabajo está comenzando o planificado en la mayoría de los grandes tokamaks (JET, JT–60U, DIII–D, C–Mod y ASDEX–U) que utilizan calentamiento por RF y control de corriente. El análisis en tiempo real de los datos del perfil, como las mediciones del perfil actual MSE y la identificación en tiempo real de los límites de estabilidad, son componentes esenciales del control del perfil. La fuerte rotación del plasma puede estabilizar los modos de pared resistivos, como se demostró en los experimentos con tokamak, y también se predice que el corte rotacional estabilizará los modos resistivos. Las configuraciones como ST, spheromak y FRC, que tienen una gran rotación diamagnética natural, así como tokamaks con rotación impulsada por inyección de haz neutro, brindan oportunidades para probar estas predicciones. El experimento Electric Tokamak está destinado a tener una rotación impulsada muy grande, acercándose a los regímenes alfvénicos donde la estabilidad ideal también puede verse influenciada. Mantener suficiente rotación de plasma y el posible papel del RWM en la amortiguación de la rotación son cuestiones importantes que pueden investigarse en estos experimentos.

Control de retroalimentación

El control de retroalimentación activa de las inestabilidades de MHD debería permitir la operación más allá de los límites de estabilidad "pasivos". Se predice que la conducción de corriente de RF localizada en la superficie racional reducirá o eliminará las islas de modo de rasgado neoclásico. Se han iniciado experimentos en ASDEX–U y COMPASS-D con resultados prometedores, y están planificados para el próximo año en DIII–D. El uso rutinario de tal técnica en condiciones generalizadas de plasma requerirá la identificación en tiempo real del modo inestable y su ubicación radial. Si no se puede mantener la rotación de plasma necesaria para estabilizar el modo de pared resistiva, se requerirá la estabilización de retroalimentación con bobinas externas. Los experimentos de retroalimentación han comenzado en DIII–D y HBT-EP, y se debe explorar el control de retroalimentación para la RFP y otras configuraciones. La comprensión física de estas técnicas de control activo será directamente aplicable entre configuraciones.

Mitigación de interrupciones

Las técnicas discutidas anteriormente para mejorar la estabilidad de MHD son los medios principales para evitar interrupciones. Sin embargo, en el caso de que estas técnicas no impidan una inestabilidad, los efectos de una interrupción pueden mitigarse mediante varias técnicas. Los experimentos en JT–60U han demostrado la reducción de las tensiones electromagnéticas a través de la operación en un punto neutral para la estabilidad vertical. La eliminación preventiva de la energía del plasma mediante la inyección de una gran bocanada de gas o una pastilla de impurezas se ha demostrado en experimentos con tokamak, y los experimentos en curso en C–Mod, JT–60U, ASDEX–U y DIII–D mejorarán la comprensión. y capacidad predictiva. Los chorros de líquido criogénico de helio son otra técnica propuesta, que puede ser necesaria para dispositivos más grandes. Las técnicas de mitigación desarrolladas para los tokamaks serán directamente aplicables a otras configuraciones.