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En la fusión por confinamiento magnético , un divertor es un dispositivo que extrae el calor y las cenizas del plasma de fusión evitando el contacto directo entre el plasma confinado y la pared principal de la cámara ( interacciones plasma-pared ). Un divertor magnético generalmente implica la creación de una topología magnética delimitada por una separatriz mediante bobinas magnéticas especiales. Las partículas y el calor que se difunden hacia el exterior del plasma principal se desvían y siguen las líneas de campo magnético "abiertas" para impactar en componentes específicos orientados hacia el plasma .
El concepto de divertor magnético fue propuesto por primera vez por Lyman Spitzer en 1951 con el objetivo de reducir los niveles de impurezas en los estelaradores debido a la pulverización catódica de las paredes de la cámara principal. [ 1 ] [ 2 ] Actualmente se reconoce como un componente esencial para la extracción de calor y partículas en plasmas de fusión, y la mayoría de los dispositivos de fusión modernos son capaces de establecer una configuración divertida. En los tokamaks , los plasmas en modo de alto confinamiento se logran más fácilmente en configuraciones divertidas.
La física de los divertors y la optimización de su diseño como interfaz plasma-pared para una central eléctrica es un tema de investigación importante en la energía de fusión .
Historia
El concepto de divertor magnético fue descrito por Lyman Spitzer en 1951. Inicialmente concebido para estelaradores , la idea consiste en añadir bobinas magnéticas especiales que crean una separatriz magnética para separar regiones de líneas de campo "cerradas" y "abiertas". Las partículas de plasma y el calor que se difunden en las líneas de campo abiertas se transportan rápidamente a lo largo del campo magnético hacia superficies materiales alejadas del núcleo confinado.
El divertor se considera ahora un componente esencial de los dispositivos de confinamiento magnético. El divertor del ITER constará de una configuración estándar de divertor magnético de "nulo único" y componentes en contacto con el plasma revestidos de tungsteno .
Desviadores de Tokamak
Un tokamak con divertor se conoce como tokamak con divertor o tokamak con configuración de divertor . En esta configuración, las partículas escapan a través de una "brecha" magnética ( separatriz ), lo que permite que la parte del divertor que absorbe la energía se sitúe fuera del plasma. La configuración de divertor también facilita la obtención de un modo de operación H más estable. El material que está en contacto con el plasma en el divertor experimenta tensiones significativamente diferentes en comparación con la mayor parte de la primera pared .
Desviadores Stellarator
En los estelaradores , las islas magnéticas de bajo orden pueden utilizarse para formar un volumen de divertor, el divertor de isla , para gestionar la potencia y la salida de partículas. [ 3 ] El divertor de isla ha demostrado éxito en el acceso y la estabilización de escenarios desprendidos y ha demostrado un control fiable del flujo de calor y del desprendimiento con inyección de gas hidrógeno y siembra de impurezas en el estelarador W7-X . [ 4 ] [ 5 ] La cadena de islas magnéticas en el borde del plasma puede controlar el suministro de combustible al plasma. [ 6 ] A pesar de algunos desafíos, el concepto de divertor de isla ha demostrado un gran potencial para gestionar la potencia y la salida de partículas en reactores de fusión, y una mayor investigación podría conducir a una operación más eficiente y fiable en el futuro. [ 7 ]
El divertor helicoidal , empleado en el Dispositivo Helicoidal Grande (LHD), utiliza grandes bobinas helicoidales para crear un campo desviador. Este diseño permite ajustar el tamaño de la capa estocástica, situada entre el volumen de plasma confinado y las líneas de campo que terminan en la placa del divertor. Sin embargo, la compatibilidad del divertor helicoidal con los estelaradores optimizados para el transporte neoclásico sigue siendo incierta. [ 8 ]
El divertor no resonante ofrece un diseño alternativo para estelaradores optimizados con importantes corrientes de arranque. Este enfoque aprovecha las pronunciadas "crestas" en el límite del plasma para canalizar el flujo. Las corrientes de arranque modifican la forma, no la ubicación, de estas crestas, proporcionando un mecanismo de canalización eficaz. Este diseño, aunque prometedor, aún no se ha probado experimentalmente. [ 9 ]
Dada la complejidad del diseño de los divertors de estelaradores, en comparación con sus homólogos de tokamak bidimensionales, una comprensión profunda de su rendimiento es crucial para la optimización de los estelaradores. Los experimentos con divertors en el W7-X y el LHD han mostrado resultados prometedores y proporcionan información valiosa para futuras mejoras en la forma y el rendimiento. Además, la aparición de divertors no resonantes ofrece una vía prometedora para los estelaradores cuasi-simétricos y otras configuraciones no optimizadas para minimizar las corrientes de plasma. [ 10 ]
Véase también
Referencias
- ↑ Spitzer, Lyman (1958). "El concepto de estelarador" . The Physics of Fluids . 1 (4): 253– 264. Bibcode : 1958PhFl....1..253S . doi : 10.1063/1.1705883 . Consultado el 23 de octubre de 2024 .
- ↑ Burnett, CR; Grove, DJ; Palladino, RW; Stix, TH; Wakefield, KE (1958). "El divertor, un dispositivo para reducir el nivel de impurezas en un estelarador" . The Physics of Fluids . 1 (5): 438– 445. Bibcode : 1958PhFl....1..438B . doi : 10.1063/1.1724361 . Consultado el 23 de octubre de 2024 .
- ↑ Feng, Y; et al. (2006). "Física de los divertors de isla resaltada por el ejemplo de W7-AS" . Nucl. Fusion . 46 (8): 807– 819. Bibcode : 2006NucFu..46..807F . doi : 10.1088/0029-5515/46/8/006 . hdl : 11858/00-001M-0000-0027-0DC4-8 . S2CID 62893155 .
- ↑ Schmitz, O; et al. (2021). "Desprendimiento estable de flujo de calor y partículas con escape eficiente de partículas en el divertor de isla de Wendelstein 7-X" . Nucl. Fusion . 61 (1): 016026. Bibcode : 2021NucFu..61a6026S . doi : 10.1088/1741-4326/abb51e . hdl : 21.11116 /0000-0007-A4DC-8 . OSTI 1814444. S2CID 225288529 .
- ↑ Effenberg, F; et al. (2019). "Primera demostración de escape de potencia radiativa con siembra de impurezas en el divertor de isla en Wendelstein 7-X" (PDF) . Nucl. Fusion . 59 (10): 106020. Bibcode : 2019NucFu..59j6020E . doi : 10.1088/1741-4326/ab32c4 . S2CID 199132000 .
- ↑ Stephey, L; et al. (2018). "Impacto de las islas magnéticas en el borde del plasma sobre el suministro de partículas y la expulsión en los estelaradores HSX y W7-X" . Physics of Plasmas . 25 (6): 062501. Bibcode : 2018PhPl...25f2501S . doi : 10.1063/1.5026324 . hdl : 21.11116/0000-0001-6AE2-9 . S2CID 125652747 .
- ↑ Jakubowksi, M; et al. (2021). "Descripción general de los resultados de experimentos de divertor con plasmas unidos y separados en Wendelstein 7-X y sus implicaciones para la operación en estado estacionario" . Nucl. Fusion . 61 (10): 106003. Bibcode : 2021NucFu..61j6003J . doi : 10.1088/1741-4326/ac1b68 . S2CID 237408135 .
- ↑ Morisaki, T; et al. (2013). "Experimentos iniciales para el control del plasma en el borde con un divertor helicoidal cerrado en LHD" . Nucl. Fusion . 53 (6) 063014. Bibcode : 2013NucFu..53f3014M . doi : 10.1088/0029-5515/53/6/063014 . S2CID 122537627 .
- ↑ Boozer, AH (2015). "Diseño de estelarador" . Journal of Plasma Physics . 81 (6): 515810606. Bibcode : 2015JPlPh..81f5106B . doi : 10.1017/S0022377815001373 .
- ↑ Bader, Aaron (6 de diciembre de 2018). "Avances en la investigación sobre el transporte en divertor y borde para plasmas de estelaradores" (PDF) . Archivado del original (PDF) el 26 de julio de 2023.
Lecturas adicionales
- Snowflake y los conceptos de divertor múltiple. Marzo de 2016. Archivado el 29 de marzo de 2016 en Wayback Machine.
Enlaces externos
- Limitadores
- Desviadores
- energía de fusión
