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Estabilidad del plasma

Una bola en reposo en un valle ( derecha ) volverá al fondo si se mueve ligeramente o se perturba , por lo que es dinámicamente estable . Una que se encuentra en la cima de una ...

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Una bola en reposo en un valle ( derecha ) volverá al fondo si se mueve ligeramente o se perturba , por lo que es dinámicamente estable . Una que se encuentra en la cima de una colina ( izquierda ) acelerará alejándose de su punto de reposo si se perturba, por lo que es dinámicamente inestable . Los plasmas poseen muchos mecanismos que, bajo ciertas condiciones, los clasifican en el segundo grupo.

En física de plasmas , la estabilidad del plasma se refiere a las propiedades de estabilidad de un plasma en equilibrio y su comportamiento ante pequeñas perturbaciones. [ 1 ] La estabilidad del sistema determina si las perturbaciones crecerán, oscilarán o se amortiguarán . Es una consideración importante en temas como la fusión nuclear y el plasma astrofísico . [ 2 ]

En muchos casos, un plasma puede tratarse como un fluido y analizarse con la teoría de la magnetohidrodinámica (MHD). La estabilidad MHD es necesaria para el funcionamiento estable de los dispositivos de fusión por confinamiento magnético y establece ciertos límites operativos. El límite beta, por ejemplo, determina el valor máximo de beta del plasma que se puede alcanzar en los tokamaks . [ 3 ]

Por otro lado, las inestabilidades de plasma a pequeña escala (típicamente descritas por la teoría cinética ), como la inestabilidad de onda de deriva , se consideran ampliamente, según la teoría actual, como el mecanismo impulsor del transporte turbulento en los tokamaks, lo que conduce a una alta tasa de transporte de partículas y energía a través de los campos magnéticos confinantes. Las inestabilidades de plasma descritas por la teoría cinética pueden contener aspectos como los efectos del radio de Larmor finito (FLR) y las interacciones resonantes onda-partícula, que no se capturan en modelos de fluidos como la MHD. [ 4 ]

Inestabilidades del plasma

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

  1. inestabilidades hidrodinámicas
  2. inestabilidades cinéticas.

Las inestabilidades del plasma también se clasifican en diferentes modos (por ejemplo, con referencia a un haz de partículas ): [ 5 ] [ 6 ]

Lista de inestabilidades del plasma

Inestabilidades MHD

Beta es una relación entre la presión del plasma y la intensidad del campo magnético . [ 37 ]β=pagpagrevista=nortekBT(B2/2μ0){\displaystyle \beta ={\frac {p}{p_{\text{mag}}}}={\frac {nk_{B}T}{(B^{2}/2\mu _{0})}}}

La estabilidad MHD a alto beta es crucial para un reactor de fusión magnética compacto y rentable. La densidad de potencia de fusión varía aproximadamente comoβ2{\displaystyle \beta ^{2}}a campo magnético constante, o comoβnorte4{\displaystyle \beta _ {N}^{4}}a una fracción de arranque constante en configuraciones con corriente de plasma impulsada externamente. (Aquíβnorte=β/(I/aB){\displaystyle \beta _ {N}=\beta /(I/aB)}(es la beta normalizada). En muchos casos, la estabilidad MHD representa la principal limitación de beta y, por lo tanto, de la densidad de potencia de fusión. La estabilidad MHD también está estrechamente ligada a cuestiones de creación y mantenimiento de ciertas configuraciones magnéticas, confinamiento de energía y operación en estado estacionario. Los aspectos críticos incluyen la comprensión y la ampliación de los límites de estabilidad mediante el uso de diversas configuraciones de plasma, y ​​el desarrollo de medios activos para una operación confiable cerca de esos límites. Se necesitan capacidades predictivas precisas, lo que requerirá 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 todas. La comprensión de la estabilidad MHD obtenida en una configuración puede beneficiar a otras, al verificar teorías analíticas, proporcionar puntos de referencia para códigos predictivos de estabilidad MHD y avanzar en el desarrollo de técnicas de control activo.

El problema de estabilidad más fundamental y crítico para la fusión magnética radica en que las inestabilidades MHD suelen limitar el rendimiento a valores altos de beta. 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, 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 la violación de los límites de estabilidad es una disrupción, una pérdida repentina de energía térmica, a menudo seguida de la terminación de la descarga. Por lo tanto, la clave reside en comprender la naturaleza del límite de beta en las diversas configuraciones, incluyendo las tensiones térmicas y magnéticas asociadas, y en encontrar maneras de evitar dichos límites o mitigar sus consecuencias. Se está investigando una amplia gama de enfoques para prevenir estas inestabilidades, incluyendo 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 corriente o presión, representan el límite operativo último para la mayoría de las configuraciones. Los límites del modo de torsión de longitud de onda larga y del modo de abombamiento de longitud de onda corta se comprenden bien en general y, en principio, pueden evitarse.

Los modos de longitud de onda intermedia (n ~ 5 – 10 modos que se encuentran, por ejemplo, en los plasmas de borde de los tokamaks ) se comprenden menos debido a la naturaleza computacionalmente intensiva de los cálculos de estabilidad. La extensa base de datos de límites beta para tokamaks es consistente con los límites de estabilidad MHD ideales, lo que arroja una concordancia de aproximadamente el 10 % en beta para los casos en que los perfiles internos del plasma se miden con precisión. Esta buena concordancia brinda confianza en los cálculos de estabilidad ideales 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 los RWM es un aspecto clave para muchas configuraciones magnéticas. Se pueden obtener valores beta moderados sin una pared cercana en el tokamak , el estelarador y otras configuraciones, pero una pared conductora cercana puede mejorar significativamente la estabilidad del modo kink ideal en la mayoría de las configuraciones, incluyendo el tokamak, el ST , el pinzamiento de campo invertido (RFP), el spheromak y posiblemente el FRC. En el tokamak avanzado y el ST, la estabilización de la pared es fundamental para operar con una gran fracción de bootstrap . El spheromak requiere estabilización de la pared para evitar los modos de inclinación y desplazamiento de m y n bajos, 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 el RFP y, más recientemente, se ha observado en experimentos de tokamak. Los avances en la comprensión de la física del RWM y el desarrollo de métodos para estabilizarlo podrían aplicarse directamente a todas las configuraciones magnéticas. Un aspecto 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 su inicio puede ocurrir con valores beta muy por debajo del límite ideal. La estabilidad de los modos de desgarro neoclásicos (NTM) es un aspecto 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 de tokamak, lo que lleva a una degradación del confinamiento o a la disrupción. Aunque el mecanismo básico está bien establecido, la capacidad de predecir su inicio en los dispositivos actuales y futuros requiere una mejor comprensión de los mecanismos de amortiguación que determinan el tamaño umbral de la isla, y del acoplamiento de modos mediante el cual otras inestabilidades (como los dientes de sierra en los tokamaks) pueden generar islas semilla. El modo de abombamiento resistivo , similar al abombamiento ideal, pero considerando la resistividad finita, proporciona otro ejemplo de inestabilidad resistiva.

Oportunidades para mejorar la estabilidad MHD

Configuración

La configuración del plasma y su dispositivo de confinamiento representan una oportunidad para mejorar la estabilidad MHD de manera robusta. Los beneficios de la conformación de la descarga y la baja relación de aspecto para una estabilidad MHD ideal se han demostrado claramente en tokamaks y ST, y continuarán investigándose en experimentos como DIII-D , Alcator C-Mod , NSTX y MAST . Nuevos experimentos de estelaradores como NCSX (propuesto) pondrán a prueba la predicción de que la adición de bobinas helicoidales diseñadas adecuadamente puede estabilizar los modos de torsión ideales a beta alta, y son posibles pruebas de estabilidad de abombamiento a beta más baja en HSX. Los nuevos experimentos de ST brindan la oportunidad de probar predicciones de que una baja relación de aspecto produce una estabilidad mejorada a los modos de desgarro, incluidos los neoclásicos, a través de un gran término estabilizador del " efecto Glasser " asociado con una gran corriente de Pfirsch-Schlüter. Los modos de desgarro neoclásicos pueden evitarse minimizando la corriente de arranque en configuraciones de estelaradores cuasi-helicoidales y cuasi-omnígenas. Los modos de desgarro neoclásicos también se estabilizan con los signos relativos apropiados de la corriente de arranque y el cizallamiento magnético; esta predicción está respaldada por la ausencia de NTM en las regiones centrales de cizallamiento negativo de los tokamaks. Las configuraciones de estelaradores, como el NCSX propuesto, un diseño de estelarador cuasi-axisimétrico, pueden crearse con cizallamiento magnético negativo y corriente de arranque positiva para lograr la estabilidad al NTM. La estabilización del modo de torsión mediante una pared resistiva se ha demostrado en RFP y tokamaks, y se investigará en otras configuraciones, incluidos los ST (NSTX) y los esferomaks (SSPX). Una nueva propuesta para estabilizar los modos de pared resistiva mediante una pared de litio líquido en flujo requiere 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 frente a los modos de desgarro. La optimización en bucle abierto de los perfiles de presión y densidad de corriente con fuentes externas de calentamiento y accionamiento de corriente se utiliza habitualmente en muchos dispositivos. Las mediciones de diagnóstico mejoradas, junto con las fuentes localizadas de calentamiento y accionamiento de corriente, que ahora están disponibles, permitirán un control de retroalimentación activo de los perfiles internos en un futuro próximo. Este 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 radiofrecuencia y accionamiento de corriente. El análisis en tiempo real de los datos del perfil, como las mediciones del perfil de corriente 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 ha demostrado en experimentos con tokamaks, y también se predice que el cizallamiento rotacional estabilizará los modos resistivos. Las configuraciones como el ST, el esferomak y el FRC, que presentan una gran rotación diamagnética natural, así como los tokamaks con rotación inducida por inyección de haces neutros, ofrecen oportunidades para poner a prueba estas predicciones. El experimento del Tokamak Eléctrico pretende generar una rotación inducida muy grande, cercana a los regímenes alfvénicos, donde la estabilidad ideal también puede verse afectada. Mantener una rotación de plasma suficiente y el posible papel del RWM en la amortiguación de dicha rotación son aspectos importantes que pueden investigarse en estos experimentos.

Control de retroalimentación

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

Mitigación de interrupciones

Las técnicas descritas anteriormente para mejorar la estabilidad MHD constituyen el principal medio para evitar perturbaciones. Sin embargo, en caso de que estas técnicas no prevengan una inestabilidad, sus efectos pueden mitigarse mediante diversas técnicas. Los experimentos realizados en JT - 60U han demostrado la reducción de las tensiones electromagnéticas mediante la operación en un punto neutro para lograr la estabilidad vertical. La eliminación preventiva de la energía del plasma mediante la inyección de una gran cantidad de gas o una pastilla de impurezas se ha demostrado en experimentos con tokamaks, y los experimentos en curso en C - Mod, JT - 60U, ASDEX - U y DIII - D mejorarán la comprensión y la capacidad predictiva. Los chorros criogénicos de helio líquido son otra técnica propuesta, que podría ser necesaria para dispositivos de mayor tamaño. Las técnicas de mitigación desarrolladas para tokamaks serán directamente aplicables a otras configuraciones.

Véase también

Referencias

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