Tokamak esférico

La idea básica de la fusión consiste en acercar dos átomos adecuados lo suficiente como para que la fuerza nuclear fuerte los atraiga y forme un único átomo más grande. Este proceso libera una cantidad considerable de energía de enlace , generalmente en forma de partículas subatómicas de alta velocidad como neutrones o partículas beta . Sin embargo, estos mismos átomos combustibles también experimentan la fuerza electromagnética que los separa. Para que se fusionen, deben ser comprimidos con la energía suficiente para superar esta barrera de Coulomb . ^{[ 1 ]}

La forma más sencilla de lograr esto es calentar el combustible a temperaturas muy altas y permitir que la distribución de Maxwell-Boltzmann produzca una cantidad de átomos de muy alta energía dentro de una mezcla más grande y fría. Para que ocurra la fusión, los átomos de mayor velocidad deben encontrarse, y en la distribución aleatoria esto llevará tiempo. El tiempo se reducirá aumentando la temperatura, lo que incrementa la cantidad de partículas de alta velocidad en la mezcla, o aumentando la presión, lo que las mantiene más cerca entre sí. El producto de la temperatura, la presión y el tiempo produce la tasa esperada de eventos de fusión, el llamado triple producto de fusión . Para ser útil como exportador neto de energía, el triple producto debe cumplir una cierta condición mínima, el criterio de Lawson . ^{[ 1 ]}

En términos prácticos, las temperaturas requeridas rondan los 100 millones de grados. Esto plantea problemas con los otros dos términos: confinar el combustible a una presión suficientemente alta y durante un tiempo suficientemente prolongado está muy por encima de las capacidades de cualquier material conocido. Sin embargo, a estas temperaturas el combustible se encuentra en forma de plasma conductor de electricidad , lo que abre la puerta a diversas soluciones potenciales de confinamiento mediante campos magnéticos o eléctricos. La mayoría de los dispositivos de fusión utilizan variantes de estas técnicas. ^{[ 1 ]}

Los tokamaks son el enfoque más investigado dentro del grupo más amplio de diseños de energía de fusión magnética (EFM). Intentan confinar un plasma utilizando potentes campos magnéticos. Los tokamaks confinan su combustible a baja presión (alrededor de 1/millonésima de la atmosférica) pero a altas temperaturas (150 millones de grados Celsius), y tratan de mantener esas condiciones estables durante tiempos cada vez mayores, del orden de segundos a minutos. ^{[ a ]} Sin embargo, para lograrlo se requiere una enorme cantidad de energía en el sistema magnético, y cualquier forma de reducirla mejora la eficiencia energética general del sistema.

Idealmente, la energía necesaria para calentar el combustible se compensaría con la energía liberada por las reacciones, manteniendo así el ciclo en marcha. Cualquier excedente podría utilizarse para la generación de energía. Esto da lugar al concepto del criterio de Lawson , que define las condiciones necesarias para producir energía neta. ^{[ 3 ]}

Cuando el combustible de fusión se calienta, pierde energía de forma natural a través de diversos procesos. Estos procesos suelen estar relacionados con la radiación, como la radiación de cuerpo negro , y la conducción, donde la interacción física con el entorno transporta la energía fuera del plasma. El balance energético resultante para cualquier dispositivo de fusión que utilice un plasma caliente se muestra a continuación.

${\displaystyle P_{\text{neta}}=\eta _{\text{captura}}\left(P_{\text{fusión}}-P_{\text{conducción}}-P_{\text{radiación}}\right)}$

dónde:

• ${\displaystyle P_{\text{net}}}$¿Cuál es la potencia neta de salida?
• ${\displaystyle \eta _{\text{captura}}}$es la eficiencia con la que la planta captura energía, por ejemplo, a través de una turbina de vapor, y cualquier potencia utilizada para hacer funcionar el reactor.
• ${\displaystyle P_{\text{fusión}}}$es la potencia generada por las reacciones de fusión, básicamente una función de la velocidad de las reacciones.
• ${\displaystyle P_{\text{conducción}}}$es la potencia perdida por conducción al cuerpo del reactor
• ${\displaystyle P_{\text{radiación}}}$es la energía que se pierde en forma de luz, abandonando el plasma, típicamente a través de la radiación gamma.

Para lograr la potencia neta, es necesario construir un dispositivo que optimice esta ecuación. La investigación en fusión se ha centrado tradicionalmente en aumentar el primer término P : la tasa de fusión. Esto ha dado lugar a diversas máquinas que operan a temperaturas cada vez más altas e intentan mantener el plasma resultante en un estado estable el tiempo suficiente para alcanzar el triple producto deseado. Sin embargo, también es esencial maximizar η por razones prácticas, y en el caso de un reactor MFE, esto generalmente implica aumentar la eficiencia del sistema de confinamiento, en particular la energía utilizada en los imanes.

Un indicador de éxito en el mundo de la energía de fusión magnética es el número beta . Cada máquina que contiene plasma magnético puede compararse utilizando este número.

${\displaystyle \beta ={\frac {p}{p_{mag}}}={\frac {nk_{B}T}{(B^{2}/2\mu _{0})}}}$^{[ 4 ]}

Esta es la relación entre la presión del plasma y la presión del campo magnético . ^{[ 4 ] [ 5 ]} Mejorar beta significa que se necesita usar, en términos relativos, menos energía para generar los campos magnéticos para cualquier presión (o densidad) de plasma dada. El precio de los imanes escala aproximadamente con β ^{⁠ 1 / 2 ⁠} , por lo que los reactores que operan a betas más altas son menos costosos para cualquier nivel de confinamiento dado. Los tokamaks convencionales operan a betas relativamente bajas, el récord es de poco más del 12%, pero varios cálculos muestran que los diseños prácticos necesitarían operar hasta un 20%. ^{[ 6 ]}

Un factor limitante para mejorar beta es el tamaño de los imanes. Los tokamaks utilizan una serie de imanes en forma de anillo alrededor del área de confinamiento, y sus dimensiones físicas implican que el agujero en el centro del toroide solo se puede reducir hasta cierto punto antes de que los devanados del imán se toquen. Esto limita la relación de aspecto ,${\displaystyle A=R/a}$, del reactor a aproximadamente 2,5; el diámetro del reactor en su conjunto podría ser aproximadamente 2,5 veces el diámetro de la sección transversal del área de confinamiento. Algunos diseños experimentales estaban ligeramente por debajo de este límite, mientras que muchos reactores tenían un A mucho mayor.

Durante la década de 1980, investigadores del Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL), liderados por Ben Carreras y Tim Hender, estudiaban el funcionamiento de los tokamaks a medida que se reducía A. Observaron, basándose en consideraciones magnetohidrodinámicas , que los tokamaks eran inherentemente más estables con relaciones de aspecto bajas. En particular, la clásica " inestabilidad de torsión " se suprimía considerablemente. Otros grupos ampliaron esta teoría y descubrieron que lo mismo ocurría con la inestabilidad de abombamiento de alto orden . Esto sugería que una máquina con un valor bajo de A no solo sería menos costosa de construir, sino que también tendría un mejor rendimiento. ^{[ 7 ]}

En el diseño tradicional de tokamak, los imanes de confinamiento suelen estar dispuestos fuera de una cámara de vacío toroidal que contiene el plasma. Esta cámara se conoce como la primera pared y define la distancia mínima entre los imanes y el plasma. En un diseño de producción, otra capa, la manta , se sitúa entre la primera pared y los imanes. La manta cumple dos funciones: una es proteger los imanes de los neutrones de alta energía , que los dañarían, y la otra es utilizar esos neutrones para generar tritio a partir de litio, produciendo así más combustible para el reactor. Sin embargo, esta disposición implica una distancia considerable entre los imanes y el plasma, en la mayoría de los diseños del orden de un metro o más. Esto impone limitaciones significativas a la relación de aspecto alcanzable. ^{[ 8 ]}

Un intento por mejorar la geometría del reactor se llevó a cabo mediante una clase de diseños conocidos como "tokamak compacto", representados por el Alcator C-Mod (en funcionamiento desde 1991), el Riggatron (conceptual, no construido) e IGNITOR (construcción abandonada). Los dos últimos diseños prescindieron de la primera pared y colocaron los imanes en contacto directo con el plasma; en un diseño de producción, la manta estaría fuera de los imanes. Esto simplifica enormemente el diseño físico, ya que la cámara de vacío toroidal puede sustituirse por un cilindro. La menor distancia entre los imanes y el plasma da lugar a valores beta mucho más altos, por lo que se podrían utilizar imanes convencionales (no superconductores). ^{[ 9 ]} La desventaja de este enfoque, ampliamente criticado en el campo, es que coloca los imanes directamente en el flujo de neutrones de alta energía de las reacciones de fusión. En funcionamiento, los imanes se erosionarían rápidamente, lo que obligaría a abrir la cámara de vacío y sustituir todo el conjunto de imanes tras aproximadamente un mes de funcionamiento. ^{[ 10 ]}

Casi al mismo tiempo, varios avances en física de plasmas se abrían paso en la comunidad de fusión. De particular importancia fueron los conceptos de elongación y triangularidad , que se refieren a la forma de la sección transversal del plasma. Los primeros tokamaks habían utilizado secciones transversales circulares simplemente porque era lo más fácil de modelar y construir, pero con el tiempo quedó claro que las secciones transversales de plasma en forma de C o (más comúnmente) de D conducían a un mayor rendimiento. Esto produce plasmas con una alta cizalladura, que distribuye y rompe los remolinos turbulentos en el plasma. ^{[ 7 ]} Estos cambios dieron lugar a los diseños de " tokamaks avanzados ", entre los que se incluye ITER . ^{[ 11 ]}

En 1984, ^{[ 12 ]} Martin Peng de ORNL propuso una disposición alternativa de las bobinas magnéticas que reduciría considerablemente la relación de aspecto, evitando al mismo tiempo los problemas de erosión del tokamak compacto. En lugar de cablear cada bobina magnética por separado, propuso utilizar un único conductor grande en el centro y cablear los imanes como semianillos a partir de este conductor. Lo que antes era una serie de anillos individuales que pasaban por el orificio en el centro del reactor se redujo a un solo poste, lo que permitió relaciones de aspecto tan bajas como 1,2. ^{[ 5 ] [ 13 ]} Esto significa que los ST pueden alcanzar los mismos números de producto triple operativos que los diseños convencionales utilizando una décima parte del campo magnético.

El diseño, naturalmente, también incluía los avances en la conformación del plasma que se estudiaban simultáneamente. Como todos los diseños modernos, el ST utiliza una sección transversal de plasma en forma de D. Si consideramos una D en el lado derecho y una D invertida en el izquierdo, a medida que se aproximan (al reducirse A), las superficies verticales finalmente se tocan y la forma resultante es un círculo. En 3D, la superficie exterior es aproximadamente esférica. A esta configuración la denominaron "tokamak esférico" o ST. Estos estudios sugirieron que la configuración del ST incluiría todas las cualidades del tokamak avanzado, el tokamak compacto, suprimiría fuertemente varias formas de turbulencia, alcanzaría un β alto, tendría una alta automagnetización y sería menos costoso de construir. ^{[ 14 ]}

El concepto ST parecía representar un enorme avance en el diseño de tokamaks. En 1985, ORNL propuso el Experimento de Toro Esférico (STX). ^{[ 15 ]} Sin embargo, esto ocurrió durante un período en el que los presupuestos de investigación de fusión en EE. UU. se redujeron drásticamente. ORNL recibió fondos para desarrollar y probar un prototipo de columna solenoide central construida con 6 capas de espiras de una aleación de cobre de alta resistencia llamada " Glidcop " (cada capa con refrigeración por agua). ^{[ 15 ]} Sin embargo, no lograron obtener financiación para construir el diseño completo del STX. ^{[ 14 ] [ 16 ]}

Al no lograr construir un ST en ORNL, Peng inició un esfuerzo mundial para interesar a otros equipos en el concepto ST y conseguir que se construyera una máquina de prueba. Una forma de hacerlo rápidamente sería convertir una máquina de spheromak al diseño ST. ^{[ 13 ]}

Los esferomaks son esencialmente " anillos de humo " de plasma internamente autoestables. Los reactores típicos utilizan sopladores de gas e imanes para formar el esferomak e inyectarlo en un área de confinamiento cilíndrica, pero como los campos magnéticos están confinados dentro del plasma, pueden desplazarse libremente por el área de confinamiento y colisionar con la primera pared. La solución típica a este problema consistía en envolver el área con una lámina de cobre o, más raramente, colocar un conductor de cobre en el centro. Cuando el esferomak se acerca al conductor, se genera un campo magnético que lo repele. En las décadas de 1970 y principios de 1980 se construyeron varias máquinas experimentales de esferomaks, pero su rendimiento no fue lo suficientemente interesante como para justificar un mayor desarrollo.

Los esferomaks con conductor central presentaban una gran similitud mecánica con el diseño del ST y podían convertirse con relativa facilidad. La primera conversión de este tipo se realizó en el Experimento de Esferomak de Heidelberg ^{[ 17 ]} o HSE. Construido en la Universidad de Heidelberg a principios de la década de 1980, el HSE se convirtió rápidamente en un ST en 1987 ajustando sus bobinas magnéticas en el exterior del área de confinamiento y conectándolas a un nuevo conductor central. Si bien la nueva configuración solo operaba a temperaturas bajas, muy por debajo de las de fusión, los resultados fueron prometedores y demostraron todas las características básicas del ST.

Otros grupos que utilizaban máquinas de esferomak realizaron conversiones similares, en particular la rotamak de la Organización Australiana de Ciencia y Tecnología Nuclear y la máquina SPHEX . ^{[ 18 ]} En general, todas ellas observaron un aumento del rendimiento de un factor de dos o más. Esto representó un avance enorme, y la necesidad de una máquina diseñada específicamente para este fin se volvió apremiante.

La defensa de Peng también captó el interés de Derek Robinson , del centro de fusión de la Autoridad de Energía Atómica del Reino Unido (UKAEA) en Culham . ^{[ 19 ]} Lo que se conoció como el Centro Culham para la Energía de Fusión se estableció en la década de 1960 para centralizar la investigación de fusión del Reino Unido, que entonces estaba dispersa en varios sitios. Robinson había sido ascendido recientemente para dirigir varios proyectos en el sitio.

Robinson reunió un equipo y consiguió financiación del orden de 100 000 libras para construir una máquina experimental, el Tokamak de Relación de Aspecto Pequeña y Ajustada , o START. ^{[ 20 ]} Partes de la máquina se reciclaron de proyectos anteriores, mientras que otras se prestaron de otros laboratorios, incluido un inyector de haz neutro de 40 keV de ORNL. ^{[ 21 ]} Antes de que comenzara a funcionar, existía una considerable incertidumbre sobre su rendimiento.

La construcción comenzó en 1990. Se ensambló rápidamente y comenzó a operar en enero de 1991. ^{[ 16 ]} Sus primeras operaciones terminaron con las preocupaciones teóricas. Usando solo calentamiento óhmico, START demostró betas tan altas como 12%, casi igualando el récord de 12,6% en la máquina DIII-D . ^{[ 13 ] [ 22 ]} Los resultados fueron lo suficientemente buenos como para que se proporcionaran 10 millones de libras adicionales de financiamiento, lo que financió una reconstrucción importante en 1995. Cuando se activó el calentamiento por haz neutro, beta saltó a 40%, superando los diseños convencionales por 3x. ^{[ 22 ]}

Además, START demostró una excelente estabilidad del plasma. Una regla práctica en los diseños convencionales es que, a medida que el beta operativo se aproxima a un valor normalizado para el tamaño de la máquina, la inestabilidad de abombamiento desestabiliza el plasma. Este llamado " límite de Troyon " suele ser de 4, y generalmente se limita a aproximadamente 3,5 en máquinas reales. START aumentó este límite a 6. El límite depende del tamaño de la máquina e indica que las máquinas deberán construirse con un tamaño mínimo determinado para alcanzar los objetivos de rendimiento. Con la escala mucho mayor de START, se alcanzarían los mismos límites con una máquina más pequeña. ^{[ 23 ]}

START demostró las predicciones de Peng y Strickler; ST tuvo un rendimiento un orden de magnitud superior al de los diseños convencionales y su construcción resultó mucho más económica.

La terapia estereotáctica representaba un enfoque nuevo y de menor coste. Era una de las pocas áreas de la investigación principal sobre fusión nuclear en la que se podían realizar contribuciones con presupuestos reducidos.

Los proyectos ST se iniciaron en todo el mundo. En particular, el Experimento Nacional del Toro Esférico (NSTX) y los experimentos Pegasus en los EE. UU., Globus-M en Rusia y el sucesor de START en el Reino Unido, MAST .

Mientras tanto, START cobró nueva vida como parte del revolucionario proyecto Proto-Sphera en Italia, donde los experimentadores intentaron eliminar la columna central haciendo pasar la corriente a través de un plasma secundario. ^{[ 24 ] [ 25 ]} El proyecto Proto-Sphera también elimina la necesidad de un divertor , ya que las inestabilidades del plasma se aprovechan en lugar de evitarse. ^{[ 26 ]}

Los avances en la física del plasma durante las décadas de 1970 y 1980 propiciaron una comprensión mucho más profunda de los problemas de estabilidad, lo que dio lugar a una serie de "leyes de escala" que permiten determinar rápidamente valores operativos aproximados para una amplia variedad de sistemas. En particular, el trabajo de Troyon sobre el beta crítico del diseño de un reactor se considera uno de los mayores avances en la física moderna del plasma. El trabajo de Troyon establece un límite de beta a partir del cual los reactores operativos comienzan a presentar inestabilidades significativas, y demuestra cómo este límite varía con el tamaño, la configuración, el campo magnético y la corriente en el plasma.

Sin embargo, el trabajo de Troyon no consideró relaciones de aspecto extremas, trabajo que posteriormente fue realizado por un grupo en el Laboratorio de Física de Plasmas de Princeton . ^{[ 28 ]} Esto comienza con el desarrollo de un beta útil para un volumen altamente asimétrico:

${\displaystyle \beta ={\frac {\mu _ {0}p}{\langle B^{2}\rangle }}.}$

Dónde${\displaystyle \langle B^{2}\rangle }$es el campo magnético promediado en volumen${\displaystyle \scriptstyle \langle B^{2}\rangle =\langle B_{\theta }^{2}+B_{\rho }^{2}\rangle }$(a diferencia del uso que hace Troyón del campo en el vacío fuera del plasma,${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$). Siguiendo a Freidberg, ^{[ 29 ]} este beta se introduce luego en una versión modificada del factor de seguridad :

${\displaystyle q_{\star }={\frac {2\pi B_{0}a^{2}}{\mu _{0}R_{0}I}}\left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right).}$

Dónde${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$es el campo magnético del vacío, a es el radio menor,${\displaystyle \scriptstyle R}$el radio mayor,${\displaystyle \scriptstyle I}$la corriente de plasma y${\displaystyle \scriptstyle \kappa }$el alargamiento. En esta definición debería quedar claro que la relación de aspecto decreciente,${\displaystyle \scriptstyle R/a,}$conduce a factores de seguridad promedio más altos. Estas definiciones permitieron al grupo de Princeton desarrollar una versión más flexible de la beta crítica de Troyon:

${\displaystyle \beta _{\text{crit}}=5\langle B_{N}\rangle \left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right){\frac {\epsilon }{q_{\star }}}.}$

Dónde${\displaystyle \epsilon }$es la relación de aspecto inversa${\displaystyle 1/A}$y${\displaystyle \langle B_{N}\rangle }$es un factor de escala constante que es aproximadamente 0,03 para cualquier${\displaystyle q_{\star }}$mayor que 2. Tenga en cuenta que el beta crítico se escala con la relación de aspecto, aunque no directamente, porque${\displaystyle q_{\star }}$También incluye factores de relación de aspecto. Numéricamente, se puede demostrar que${\displaystyle \beta _{\text{crit}}}$se maximiza para:

${\displaystyle q_{\star }=1+\left({\frac {3}{4}}\right)^{4/5}\approx 1.8.}$

Utilizando esto en la fórmula beta crítica anterior:

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right)\epsilon .}$

Para un tokamak esférico con una elongación${\displaystyle \kappa }$de 2 y una relación de aspecto de 1,25:

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+2^{2}}{2}}\right){\frac {1}{1.25}}=0.14.}$

Ahora comparemos esto con un tokamak tradicional con la misma elongación y un radio mayor de 5  metros y un radio menor de 2  metros:

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+2^{2}}{2}}\right){\frac {1}{5/2}}=0.072.}$

La linealidad de${\displaystyle \beta _{\text{max}}\,}$La relación de aspecto es evidente.

Beta es una medida importante del rendimiento, pero en el caso de un reactor diseñado para producir electricidad, existen otros aspectos prácticos que deben considerarse. Entre ellos se encuentra la densidad de potencia , que ofrece una estimación del tamaño de la máquina necesaria para una determinada potencia de salida. Esta, a su vez, depende de la presión del plasma, que a su vez depende de beta. A primera vista, podría parecer que los valores más altos de beta en el ST conllevarían naturalmente presiones admisibles más elevadas y, por lo tanto, una mayor densidad de potencia. Sin embargo, esto solo es cierto si el campo magnético permanece constante: beta es la relación entre la densidad magnética y la densidad del plasma.

Si imaginamos un área de confinamiento toroidal rodeada de imanes anulares, es evidente que el campo magnético es mayor en el radio interior que en el exterior; este es el problema fundamental de estabilidad que aborda la corriente eléctrica del tokamak. Sin embargo, la diferencia en ese campo depende de la relación de aspecto; un toroide infinitamente grande se aproximaría a un solenoide recto, mientras que un ST maximiza la diferencia en la intensidad del campo. Además, dado que ciertos aspectos del diseño del reactor tienen un tamaño fijo, la relación de aspecto podría verse forzada a ciertas configuraciones. Por ejemplo, los reactores de producción usarían una gruesa "manta" que contiene litio alrededor del núcleo del reactor para capturar los neutrones de alta energía liberados, tanto para proteger el resto de la masa del reactor de estos neutrones como para producir tritio para el combustible. El tamaño de la manta depende de la energía del neutrón, que es de 14  MeV en la reacción DT independientemente del diseño del reactor. Por lo tanto, la manta sería la misma para un ST o un diseño tradicional, de aproximadamente un metro de diámetro.

En este caso, es necesario considerar con mayor detalle el campo magnético global al analizar los valores beta. Al avanzar hacia el interior del volumen del reactor, en dirección a la superficie interna del plasma, encontraríamos la manta, la "primera pared" y varios espacios vacíos. A medida que nos alejamos del imán, el campo disminuye de forma aproximadamente lineal. Si consideramos estos componentes del reactor en conjunto, podemos calcular el campo magnético que permanece en el lado opuesto de la manta, en la cara interna del plasma:

${\displaystyle B_{0}=({1-\epsilon _{B}-\epsilon }){B_{\text{max}}}.\,}$

Ahora consideramos la presión de plasma promedio que se puede generar con este campo magnético. Siguiendo a Freidberg: ^{[ 29 ]}

${\displaystyle {\langle p\rangle }=\beta _{\text{max}}\left(1+\kappa ^{2}\right)\epsilon \left({1-\epsilon _{B}-\epsilon }\right)^{2}G(\epsilon )\left(B_{\text{max}}\right)^{2}.}$

En un ST, donde estamos tratando de maximizar${\displaystyle B_{0}}$Como principio general, se puede eliminar la manta de la cara interior y dejar la columna central abierta a los neutrones. En este caso,${\displaystyle \epsilon _{0}}$es cero. Considerando una columna central hecha de cobre, podemos fijar el campo máximo generado en la bobina,${\displaystyle B_{\text{max}}}$hasta aproximadamente 7,5  T. Utilizando los números ideales de la sección anterior:

${\displaystyle {\langle p\rangle }=0.14\left(1+2^{2}\right)\left({\frac {1}{1.25}}\right)\left(1-{\frac {1}{1.25}}\right)^{2}2.5\cdot 7.5^{2}=2.6{\text{ atmospheres}}.}$

Ahora consideremos el diseño convencional como se indicó anteriormente, utilizando imanes superconductores con un${\displaystyle B_{\text{max}}}$de 15  T y una manta de 1,2  metros de espesor. Primero calculamos${\displaystyle \epsilon }$ser 1/(5/2) = 0.4 y${\displaystyle \epsilon _{b}}$para que sea 1,5/5 = 0,24, entonces:

${\displaystyle {\langle p\rangle }=0.072\left(1+2^{2}\right)\left({\frac {1}{0.4}}\right)\left(1-{\frac {1}{0.24}}-{\frac {1}{0.4}}\right)^{2}1.2\cdot 15^{2}=7.7{\text{ atmospheres}}.}$

Así pues, a pesar del beta más alto en el ST, la densidad de potencia total es menor, debido en gran medida al uso de imanes superconductores en el diseño tradicional. Este problema ha dado lugar a un trabajo considerable para comprobar si estas leyes de escalado se cumplen para el ST, y a esfuerzos por aumentar la intensidad de campo admisible mediante diversos métodos. El trabajo realizado en START sugiere que los factores de escalado son mucho mayores en los ST, pero este trabajo debe replicarse a potencias más altas para comprender mejor el escalado. ^{[ 30 ]} La investigación que utiliza datos de NSTX y MAST parece confirmar la suposición de que, para valores similares de potencia de campo y de fusión, pero con un volumen menor, los ST pueden demostrar un triple producto de fusión hasta tres veces mayor y una ganancia de potencia de fusión de un orden de magnitud mayor que los tokamaks. ^{[ 31 ]}

Los ST tienen dos ventajas principales sobre los diseños convencionales.

La primera es práctica. El diseño ST sitúa los imanes toroidales mucho más cerca del plasma, en promedio. Esto reduce considerablemente la energía necesaria para alimentar los imanes y alcanzar un nivel determinado de campo magnético dentro del plasma. Los imanes más pequeños son más económicos, lo que reduce el coste del reactor. Las ventajas son tan grandes que podrían no ser necesarios imanes superconductores, lo que conllevaría reducciones de costes aún mayores. En START, los imanes secundarios se ubicaron dentro de la cámara de vacío, pero en las máquinas modernas se han trasladado al exterior y pueden ser superconductores. ^{[ 32 ]}

Las otras ventajas tienen que ver con la estabilidad del plasma. Desde los inicios de la investigación sobre fusión, el problema para lograr un sistema útil ha sido una serie de inestabilidades del plasma que solo aparecieron a medida que las condiciones de operación se acercaban cada vez más a las óptimas para la energía de fusión. En 1954, Edward Teller organizó una reunión para explorar algunas de estas cuestiones y señaló que, en su opinión, los plasmas serían inherentemente más estables si siguieran líneas convexas de fuerza magnética, en lugar de cóncavas. ^{[ 33 ]} En aquel momento no estaba claro si esto se manifestaba en la práctica, pero con el tiempo la sabiduría de estas palabras se hizo evidente.

En el tokamak, el estelarador y la mayoría de los dispositivos de pinzamiento, el plasma se ve forzado a seguir líneas magnéticas helicoidales. Esto provoca que el plasma se mueva alternativamente desde el exterior hacia el interior del área de confinamiento. Mientras se encuentran en el exterior, las partículas son empujadas hacia adentro, siguiendo una línea cóncava. Al moverse hacia el interior, son empujadas hacia afuera, siguiendo una línea convexa. Por lo tanto, según el razonamiento de Teller, el plasma es inherentemente más estable en la sección interior del reactor. En la práctica, los límites reales vienen determinados por el " factor de seguridad ", q , que varía en función del volumen del plasma. ^{[ 34 ]}

En un tokamak tradicional de sección transversal circular, el plasma permanece aproximadamente el mismo tiempo en el interior y el exterior del toroide; ligeramente menos en el interior debido al radio más corto. En el tokamak avanzado con plasma en forma de D, la superficie interior del plasma se amplía significativamente y las partículas permanecen allí durante más tiempo. Sin embargo, en un diseño normal de alta A, q varía solo ligeramente a medida que la partícula se mueve, ya que la distancia relativa entre el interior y el exterior es pequeña en comparación con el radio de la máquina en su conjunto (la definición de relación de aspecto). En una máquina ST, la variación entre el interior y el exterior es mucho mayor en términos relativos, y las partículas pasan mucho más tiempo en el interior. Esto conduce a una estabilidad mucho mayor. ^{[ 30 ]}

Es posible construir un tokamak tradicional que opere a valores beta más altos mediante el uso de imanes más potentes. Para ello, es necesario aumentar la corriente en el plasma con el fin de generar un campo magnético toroidal de la magnitud adecuada. Esto acerca el plasma cada vez más a los límites de Troyon, donde se producen inestabilidades. El diseño ST, gracias a su disposición mecánica, tiene un valor q mucho mejor y, por lo tanto, permite una mayor potencia magnética antes de que aparezcan las inestabilidades. Los diseños convencionales alcanzan el límite de Troyon alrededor de 3,5, mientras que START demostró su funcionamiento a 6. ^{[ 22 ]}

El ST presenta tres desventajas claras en comparación con los tokamaks avanzados "convencionales" con relaciones de aspecto más elevadas.

El primer problema es que la presión general del plasma en un ST es menor que en los diseños convencionales, a pesar de un beta más alto. Esto se debe a los límites del campo magnético en el interior del plasma,${\displaystyle B_{\text{max}}.}$Este límite es teóricamente el mismo en los diseños ST y convencionales, pero como el ST tiene una relación de aspecto mucho menor, el campo efectivo cambia de manera más drástica en el volumen del plasma. ^{[ 35 ]}

El segundo aspecto es a la vez una ventaja y una desventaja. El ST es tan pequeño, al menos en el centro, que hay poco o ningún espacio para imanes superconductores. Esto no supone un obstáculo insalvable para el diseño, ya que el campo de los imanes convencionales de cobre es suficiente para el diseño del ST. Sin embargo, esto implica que la disipación de potencia en la columna central será considerable. Los estudios de ingeniería sugieren que el campo máximo posible será de aproximadamente 7,5 T , mucho menor que el que se puede lograr con una configuración convencional. Esto impone un límite adicional a las presiones de plasma permitidas. ^{[ 35 ]} No obstante, la ausencia de imanes superconductores reduce considerablemente el precio del sistema, lo que podría compensar económicamente este inconveniente.

La falta de blindaje también implica que el imán está directamente expuesto al interior del reactor. Está sujeto al flujo térmico completo del plasma y a los neutrones generados por las reacciones de fusión. En la práctica, esto significa que la columna tendría que reemplazarse con bastante frecuencia, probablemente cada año, lo que afectaría considerablemente la disponibilidad del reactor. ^{[ 36 ]} En entornos de producción, la disponibilidad está directamente relacionada con el coste de la producción eléctrica. Se están realizando experimentos para determinar si el conductor puede sustituirse por un plasma de compresión z ^{[ 37 ]} o un conductor de metal líquido ^{[ 38 ]} en su lugar.

Finalmente, las secciones transversales de plasma altamente asimétricas y los campos magnéticos fuertemente enrollados requieren corrientes toroidales muy altas para mantenerlos. Normalmente, esto requeriría grandes cantidades de sistemas de calentamiento secundario, como la inyección de haces neutros. Estos son energéticamente costosos, por lo que el diseño del ST se basa en altas corrientes de arranque para una operación económica. ^{[ 35 ]} Afortunadamente, la alta elongación y triangularidad son las características que dan origen a estas corrientes, por lo que es posible que el ST sea en realidad más económico en este sentido. ^{[ 39 ]} Esta es un área de investigación activa.

• Tokamak de relación de aspecto pequeña y ajustada (START), Reino Unido. Hardware utilizado para Proto-Sphera, Italia.

• Sitio web de ST25 archivado el 21/04/2017 en Wayback Machine , Tokamak Energy , Reino Unido
• Tokamak esférico Mega Ampere , sitio web de MAST , archivado el 26/07/2011 en Wayback Machine , Centro Culham para la Energía de Fusión , Reino Unido.
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• NSTX , sitio web de NSTX , Laboratorio de Física de Plasmas de Princeton , Estados Unidos
• Sitio web de Proto-Sphera archivado el 3 de marzo de 2011 en Wayback Machine (usando hardware de START), ENEA , Italia.
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• QUEST , Universidad de Kyushu , Japón
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• PEGASUS , sitio web de PEGASUS archivado el 27/05/2011 en Wayback Machine , Universidad de Wisconsin-Madison , Estados Unidos
• Sitio web de ETE archivado el 19 de mayo de 2011 en Wayback Machine , Instituto Nacional de Investigaciones Espaciales , Brasil.

• Actualización de URANIA desde Pegasus

• Tokamak esférico para la producción de energía (STEP), Reino Unido