Tokamak esférico

Dispositivo de energía de fusión

Plasma en el reactor MAST. Nótese la forma casi esférica del borde exterior del plasma. También es evidente la gran elongación, en particular los filamentos que se extienden desde la parte superior e inferior cerca del conductor central.

Un tokamak esférico es un tipo de dispositivo de energía de fusión basado en el principio tokamak . Se destaca por su perfil muy estrecho, o relación de aspecto . Un tokamak tradicional tiene un área de confinamiento toroidal que le da una forma general similar a una rosquilla , completa con un gran agujero en el medio. El tokamak esférico reduce el tamaño del agujero tanto como sea posible, lo que da como resultado una forma de plasma que es casi esférica, a menudo comparada con una manzana sin corazón. El tokamak esférico a veces se denomina toro esférico y a menudo se abrevia como ST .

El tokamak esférico es una variante del diseño convencional del tokamak. Sus defensores afirman que tiene una serie de ventajas prácticas sustanciales sobre estos dispositivos. Por esta razón, el ST ha generado un interés considerable desde finales de los años 1980. Sin embargo, su desarrollo sigue estando, en la práctica, una generación por detrás de los esfuerzos tradicionales en materia de tokamak como el JET . Entre los principales experimentos en el campo del ST se incluyen los pioneros START y MAST en Culham (Reino Unido), el NSTX-U de Estados Unidos y el Globus-M ruso.

Se ha investigado si los tokamaks esféricos son una vía para lograr reactores de menor costo. Se necesitan más investigaciones para entender mejor cómo se escalan estos dispositivos. Incluso en el caso de que los tokamaks esféricos no conduzcan a enfoques de menor costo para la generación de energía, siguen siendo de menor costo en general; esto los convierte en dispositivos atractivos para estudiar la física del plasma o como fuentes de neutrones de alta energía .

Fondo

Física básica de la fusión

La idea básica detrás de la fusión es forzar a dos átomos adecuados a acercarse lo suficiente como para que la fuerza fuerte los una y forme un solo 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 de combustible también experimentan la fuerza electromagnética que los separa. Para que se fusionen, deben presionarse entre sí con suficiente energía para superar esta barrera de Coulomb . ^[1]

La forma más sencilla de hacerlo 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 más fría. Para que se produzca la fusión, los átomos de mayor velocidad tienen que encontrarse, y en la distribución aleatoria eso llevará tiempo. El tiempo se reducirá aumentando la temperatura, lo que aumenta la cantidad de partículas de alta velocidad en la mezcla, o aumentando la presión, lo que las mantiene más juntas. El producto de la temperatura, la presión y el tiempo produce la tasa esperada de eventos de fusión, el llamado producto triple de fusión . Para ser útil como exportador neto de energía, el producto triple tiene que cumplir una cierta condición mínima, el criterio de Lawson . ^[1]

En términos prácticos, las temperaturas requeridas son del orden de 100 millones de grados. Esto genera 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 genera una serie de posibles soluciones de confinamiento utilizando campos magnéticos o eléctricos. La mayoría de los dispositivos de fusión utilizan variaciones de estas técnicas. ^[1]

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

Balance energético

Lo ideal sería que la energía necesaria para calentar el combustible se compensara con la energía liberada en las reacciones, lo que permitiría mantener el ciclo en marcha. Todo lo que excediera de esta cantidad se podría utilizar para generar energía. Esto conduce al concepto del criterio de Lawson , que define las condiciones necesarias para producir energía neta. ^[3]

Cuando el combustible de fusión se calienta, perderá energía de forma natural a través de una serie de procesos. Estos generalmente están relacionados con términos de radiación como la radiación de cuerpo negro y términos de conducción, donde la interacción física con el entorno lleva energía fuera del plasma. El balance de energía resultante para cualquier dispositivo de energía de fusión, que utilice un plasma caliente, se muestra a continuación.

${\displaystyle P_{\text{net}}=\eta _{\text{capture}}\left(P_{\text{fusion}}-P_{\text{conduction}}-P_{\text{radiation}}\right)}$

dónde:

• ${\displaystyle P_{\text{net}}}$, es la potencia neta de salida
• ${\displaystyle \eta _{\text{capture}}}$, es la eficiencia con la que la planta captura energía, digamos a través de una turbina de vapor, y cualquier energía utilizada para hacer funcionar el reactor.
• ${\displaystyle P_{\text{fusion}}}$, es la potencia generada por las reacciones de fusión, básicamente una función de la velocidad de las reacciones.
• ${\displaystyle P_{\text{conduction}}}$, es la potencia perdida por conducción hacia el cuerpo del reactor.
• ${\displaystyle P_{\text{radiation}}}$, es la energía que se pierde en forma de luz, saliendo del plasma, generalmente a través de radiación gamma.

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

Número beta

Una medida del éxito en el mundo de la energía de fusión magnética es el número beta . Todas las máquinas que contienen plasma magnéticamente se pueden comparar 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 la beta significa que es necesario utilizar, en términos relativos, menos energía para generar los campos magnéticos para cualquier presión de plasma (o densidad) dada. El precio de los imanes se escala aproximadamente con β ^⁠1/2⁠ , por lo que los reactores que funcionan a betas más altas son menos costosos para cualquier nivel de confinamiento dado. Los tokamaks convencionales funcionan 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]

Relación de aspecto

Un factor limitante para mejorar la beta es el tamaño de los imanes. ^{[ cita requerida ]} Los tokamaks utilizan una serie de imanes en forma de anillo alrededor del área de confinamiento, y sus dimensiones físicas significan que el agujero en el medio del toro puede reducirse solo hasta cierto punto antes de que los devanados del imán se toquen. Esto limita la relación de aspecto , , 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 A mucho más alta. ${\displaystyle A=R/a}$

Historia

Reducción de la relación de aspecto

Durante la década de 1980, los investigadores del Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL), dirigidos 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 en relaciones de aspecto bajas. En particular, la clásica " inestabilidad de torcedura " se suprimía fuertemente. Otros grupos ampliaron este cuerpo de teoría y descubrieron que lo mismo era cierto también para la inestabilidad de globo de alto orden . Esto sugería que una máquina de baja A no solo sería menos costosa de construir, sino que también tendría un mejor rendimiento. ^[7]

En el diseño tradicional del tokamak, los imanes de confinamiento normalmente se disponen 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 tiene dos propósitos: uno es proteger los imanes de los neutrones de alta energía , que los dañarían, y el otro es utilizar esos neutrones para generar tritio a partir del litio, produciendo más combustible para el reactor. Sin embargo, esta disposición significa que hay una distancia considerable entre los imanes y el plasma, en la mayoría de los diseños algo del orden de un metro o más. Esto impone límites significativos a la relación de aspecto alcanzable. ^[8]

Un intento de mejorar la geometría del reactor se realizó mediante una clase de diseños conocidos como el "tokamak compacto", tipificados por el Alcator C-Mod (operativo desde 1991), el Riggatron (conceptual, no construido) y el IGNITOR (construcción en progreso a febrero de 2016 ^[actualizar]). Los dos últimos de estos 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 también simplifica enormemente el diseño físico, ya que el recipiente de vacío toroidal se puede reemplazar por un cilindro. La menor distancia entre los imanes y el plasma conduce a betas mucho más altas, por lo que se podrían usar imanes convencionales (no superconductores). ^[9] La desventaja de este enfoque, que fue 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 requeriría abrir el recipiente de vacío y reemplazar todo el conjunto de imanes después de aproximadamente un mes de funcionamiento. ^[10]

Casi al mismo tiempo, varios avances en la física del plasma se estaban abriendo camino a través de 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 la más fácil de modelar y construir, pero con el tiempo se hizo evidente que las secciones transversales de plasma en forma de C o (más comúnmente) D conducían a un mayor rendimiento. Esto produce plasmas con alto "corte", que distribuye y rompe los remolinos turbulentos en el plasma. ^[7] Estos cambios llevaron a los diseños de " tokamak avanzados ", que incluyen ITER . ^[11]

Tokamaks esféricos

En 1984, ^[12] Martin Peng de ORNL propuso una disposición alternativa de las bobinas magnéticas que reduciría en gran medida la relación de aspecto y evitaría los problemas de erosión del tokamak compacto. En lugar de cablear cada bobina magnética por separado, propuso utilizar un solo conductor grande en el centro y cablear los imanes como medios anillos a partir de este conductor. Lo que alguna vez fue 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 operativo que los diseños convencionales utilizando una décima parte del campo magnético.

Naturalmente, el diseño también incluía los avances en la conformación del plasma que se estaban estudiando al mismo tiempo. Como todos los diseños modernos, el ST utiliza una sección transversal del plasma en forma de D. Si se considera una D en el lado derecho y una D invertida en el izquierdo, a medida que las dos se acercan (a medida que A se reduce), las superficies verticales finalmente se tocan y la forma resultante es un círculo. En 3D, la superficie exterior es aproximadamente esférica. A esta disposición la llamaron "tokamak esférico" o ST. Estos estudios sugirieron que la disposición ST incluiría todas las cualidades del tokamak avanzado, el tokamak compacto, suprimiría fuertemente varias formas de turbulencia, alcanzaría un β alto, tendría un alto automagnetismo 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 Torus Esférico (STX). ^[15] Sin embargo, esto ocurrió durante un período en el que los presupuestos de investigación de fusión de EE. UU. se estaban reduciendo drásticamente. ORNL recibió fondos para desarrollar y probar un prototipo de columna de 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 pudieron obtener fondos para construir el diseño completo de STX. ^{[14] [16]}

De spheromak a ST

Al no poder construir un ST en ORNL, Peng inició ^{[ ¿cuándo? ]} 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 Spheromak al diseño ST. ^[13]

Los esferomaks son esencialmente " anillos de humo " de plasma que son autoestables internamente. 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 era envolver el área en 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 empuja hacia afuera nuevamente. Se construyeron varias máquinas esferomak experimentales en la década de 1970 y principios de la de 1980, pero demostraron un rendimiento que simplemente no era lo suficientemente interesante como para sugerir un mayor desarrollo.

Los Spheromaks con conductor central tenían un fuerte parecido mecánico con el diseño de ST y podían convertirse con relativa facilidad. La primera conversión de este tipo se realizó en el Experimento Spheromak de Heidelberg ^[17] o HSE. Construido en la Universidad de Heidelberg a principios de los años 1980, el HSE se convirtió rápidamente en un ST en 1987 ajustando sus bobinas magnéticas en el exterior del área de confinamiento y uniéndolas a un nuevo conductor central. Aunque la nueva configuración sólo funcionaba "en frío", muy por debajo de las temperaturas de fusión, los resultados fueron prometedores y demostraron todas las características básicas del ST.

Varios otros grupos con máquinas Spheromak realizaron conversiones similares, en particular el Rotamak de la Organización Australiana de Ciencia y Tecnología Nuclear y la máquina SPHEX. ^[18] En general, todos ellos constataron un aumento del rendimiento de un factor de dos o más. Se trató de un avance enorme y la necesidad de una máquina construida específicamente para ese fin se hizo apremiante.

COMENZAR

La defensa de Peng también despertó 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 creó en la década de 1960 para centralizar la investigación de fusión del Reino Unido, y luego se extendió a 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 pequeño y ajustado , o START. ^[20] Algunas 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, su rendimiento estaba rodeado de una considerable incertidumbre.

La construcción comenzó en 1990. Se montó rápidamente y comenzó a funcionar en enero de 1991. ^[16] Sus primeras operaciones acabaron con las preocupaciones teóricas. Utilizando únicamente el calentamiento óhmico, START demostró betas de hasta el 12%, casi igualando el récord del 12,6% de la máquina DIII-D . ^{[13] [22]} Los resultados fueron lo suficientemente buenos como para que se proporcionaran 10 millones de libras adicionales de financiación, lo que financió una importante reconstrucción en 1995. Cuando se encendió el calentamiento por haz neutro, la beta saltó al 40%, superando los diseños convencionales por tres veces. ^[22]

Además, START demostró una excelente estabilidad del plasma. Una regla práctica en los diseños convencionales es que a medida que la beta operativa se acerca a un valor normalizado para el tamaño de la máquina, la inestabilidad creciente desestabiliza el plasma. Este llamado " límite de Troyon " normalmente es 4, y generalmente está limitado a aproximadamente 3,5 en las máquinas del mundo real. START aumentó este límite a 6. El límite depende del tamaño de la máquina e indica que las máquinas deberán construirse al menos de un cierto tamaño para alcanzar los objetivos de rendimiento. Con el escalamiento mucho mayor de START, se alcanzarían los mismos límites con una máquina más pequeña. ^[23]

Dentro de la cámara de vacío del Experimento Nacional del Toro Esférico.

START demostró las predicciones de Peng y Strickler; el ST tuvo un rendimiento un orden de magnitud mejor que los diseños convencionales y su construcción costó mucho menos.

La tecnología ST representó un nuevo enfoque de menor costo. Fue una de las pocas áreas de investigación de la fusión en las que se podían hacer contribuciones con presupuestos reducidos.

Proyectos posteriores

Se han iniciado proyectos ST en todo el mundo. En particular, el National Spherical Torus Experiment (NSTX) y los experimentos Pegasus en los EE. UU., Globus-M en Rusia y el proyecto MAST en el Reino Unido que sigue a START .

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

Diseño

Diseño del tokamak esférico ST40 con un radio mayor de 0,4 m.

Los reactores Tokamak consisten en un tubo de vacío toroidal rodeado de una serie de imanes. Un conjunto de imanes está conectado lógicamente en una serie de anillos alrededor del exterior del tubo, pero están conectados físicamente a través de un conductor común en el centro. La columna central también se utiliza normalmente para alojar el solenoide que forma el bucle inductivo para el sistema de calentamiento óhmico (y la corriente de pinza).

El ejemplo canónico del diseño se puede ver en el pequeño dispositivo ST de sobremesa fabricado en la Universidad Flinders, ^[27] que utiliza una columna central hecha de alambre de cobre enrollado en un solenoide, barras de retorno para el campo toroidal hechas de alambres de cobre verticales y un anillo de metal que conecta los dos y proporciona soporte mecánico a la estructura.

Estabilidad

Los avances en la física del plasma en los años 70 y 80 permitieron comprender mejor los problemas de estabilidad, lo que dio lugar a una serie de "leyes de escala" que se pueden utilizar para determinar rápidamente cifras operativas aproximadas en una amplia variedad de sistemas. En particular, el trabajo de Troyon sobre la beta crítica del diseño de un reactor se considera uno de los grandes avances en la física del plasma moderna. El trabajo de Troyon proporciona un límite beta en el que los reactores operativos comenzarán a experimentar inestabilidades significativas y demuestra cómo este límite aumenta con el tamaño, la disposición, el campo magnético y la corriente en el plasma.

Sin embargo, el trabajo de Troyon no consideró relaciones de aspecto extremas, trabajo que luego llevó a cabo un grupo del Laboratorio de Física del Plasma de Princeton . ^[28] Esto comienza con el desarrollo de una beta útil para un volumen altamente asimétrico:

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

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

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

Donde es el campo magnético del vacío, a es el radio menor, el radio mayor, la corriente de plasma y la elongación. En esta definición debería quedar claro que la disminución de la relación de aspecto 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: ${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$ ${\displaystyle \scriptstyle R}$ ${\displaystyle \scriptstyle I}$ ${\displaystyle \scriptstyle \kappa }$ ${\displaystyle \scriptstyle R/a,}$

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

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

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

Usando 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 un alargamiento de 2 y una relación de aspecto de 1,25: ${\displaystyle \kappa }$

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

Ahora compare esto con un tokamak tradicional con el mismo alargamiento 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 la relación de aspecto es evidente. ${\displaystyle \beta _{\text{max}}\,}$

Escala de potencia

La beta es una medida importante del rendimiento, pero en el caso de un reactor diseñado para producir electricidad, hay otras cuestiones prácticas que deben tenerse en cuenta. Entre ellas se encuentra la densidad de potencia , que ofrece una estimación del tamaño de la máquina necesaria para una determinada potencia de salida. Esta es, a su vez, una función de la presión del plasma, que a su vez es una función de la beta. A primera vista, podría parecer que las betas más altas del ST conducirían naturalmente a presiones admisibles más altas y, por lo tanto, a una mayor densidad de potencia. Sin embargo, esto solo es cierto si el campo magnético permanece igual: beta es la relación entre la densidad magnética y la del plasma.

Si imaginamos un área de confinamiento toroidal envuelta con imanes en forma de anillo, está claro que el campo magnético es mayor en el radio interior que en el exterior: este es el problema básico de estabilidad que la corriente eléctrica del tokamak resuelve. Sin embargo, la diferencia en ese campo es una función 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, como hay ciertos aspectos del diseño del reactor que son de tamaño fijo, la relación de aspecto podría verse forzada en ciertas configuraciones. Por ejemplo, los reactores de producción utilizarían una "manta" gruesa que contenga litio alrededor del núcleo del reactor para capturar los neutrones de alta energía que se liberan, tanto para proteger el resto de la masa del reactor de estos neutrones como para producir tritio para combustible. El tamaño de la manta es una función de la energía del neutrón, que es de 14 MeV en la reacción DT independientemente del diseño del reactor, por lo que la manta sería la misma para un ST o un diseño tradicional, de aproximadamente un metro de ancho.

En este caso, es necesario tener en cuenta más el campo magnético general al considerar las betas. Si avanzamos 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 se reduce de forma aproximadamente lineal. Si consideramos estos componentes del reactor como un grupo, podemos calcular el campo magnético que permanece en el lado más alejado de la manta, en la cara interna del plasma:

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

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

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

Consideremos ahora el diseño convencional que se muestra arriba, utilizando imanes superconductores con una potencia de 15 T y una capa de 1,2 metros de espesor. Primero calculamos que 1/(5/2) = 0,4 y que 1,5/5 = 0,24, luego: ${\displaystyle B_{\text{max}}}$ ${\displaystyle \epsilon }$ ${\displaystyle \epsilon _{b}}$

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

Por lo tanto, a pesar de la beta más alta en el ST, la densidad de potencia total es menor, en gran parte debido al uso de imanes superconductores en el diseño tradicional. Esta cuestión ha llevado a un trabajo considerable para ver si estas leyes de escala se mantienen para el ST, y a esfuerzos para aumentar la intensidad de campo admisible a través de una variedad de métodos. El trabajo en START sugiere que los factores de escala son mucho más altos en los ST, pero este trabajo debe replicarse a potencias más altas para comprender mejor la escala. ^[30] La investigación que utiliza datos de NSTX y MAST parece confirmar la suposición de que para valores similares de campo y potencia de fusión, pero un volumen menor, los ST pueden demostrar un producto triple de fusión hasta un factor tres mayor y una ganancia de potencia de fusión de un orden de magnitud mayor que los tokamaks. ^[31]

Ventajas

Los ST tienen dos ventajas principales sobre los diseños convencionales.

El primero es práctico. El uso del diseño ST coloca los imanes toroidales mucho más cerca del plasma, en promedio. Esto reduce en gran medida la cantidad de energía necesaria para alimentar los imanes con el fin de alcanzar un nivel particular de campo magnético dentro del plasma. Los imanes más pequeños cuestan menos, lo que reduce el costo del reactor. Las ganancias son tan grandes que es posible que no se requieran imanes superconductores, lo que conduce a reducciones de costos aún mayores. START colocó los imanes secundarios dentro de la cámara de vacío, pero en las máquinas modernas se han movido al exterior y pueden ser superconductores. ^[32]

Las otras ventajas tienen que ver con la estabilidad del plasma. Desde los primeros días de la investigación sobre la fusión, el problema para crear un sistema útil ha sido una serie de inestabilidades del plasma que sólo aparecieron a medida que las condiciones operativas se acercaban cada vez más a las útiles para la energía de fusión. En 1954, Edward Teller organizó una reunión en la que se exploraron algunas de estas cuestiones y señaló que creía que los plasmas serían inherentemente más estables si siguieran líneas convexas de fuerza magnética, en lugar de cóncavas. ^[33] No estaba claro en ese momento si esto se manifestaba en el mundo real, pero con el tiempo la sabiduría de estas palabras se hizo evidente.

En el tokamak, el stellarator y la mayoría de los dispositivos de pinza, el plasma se ve obligado a seguir líneas magnéticas helicoidales. Esto mueve alternativamente el plasma desde el exterior del área de confinamiento hacia el interior. Mientras que en el exterior, las partículas son empujadas hacia adentro, siguiendo una línea cóncava. A medida que se mueven hacia el interior, son empujadas hacia afuera, siguiendo una línea convexa. Por lo tanto, siguiendo el razonamiento de Teller, el plasma es inherentemente más estable en la sección interior del reactor. En la práctica, los límites reales están sugeridos por el " factor de seguridad ", q , que varía según el volumen del plasma. ^[34]

En un tokamak tradicional de sección transversal circular, el plasma pasa aproximadamente el mismo tiempo en el interior y el exterior del toro; ligeramente menos en el interior debido al radio más corto. En el tokamak avanzado con un plasma en forma de D, la superficie interior del plasma se agranda significativamente y las partículas pasan más tiempo allí. 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 desde el interior al 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 desde el "interior" al "exterior" es mucho mayor en términos relativos, y las partículas pasan mucho más tiempo en el "interior". Esto conduce a una estabilidad muy mejorada. ^[30]

Es posible construir un tokamak tradicional que funcione a betas más altas, mediante el uso de imanes más potentes. Para ello, se debe aumentar la corriente en el plasma para generar el campo magnético toroidal de la magnitud adecuada. Esto lleva al plasma cada vez más cerca de los límites de Troyon donde se establecen las inestabilidades. El diseño ST, a través de su disposición mecánica, tiene un q mucho mejor y, por lo tanto, permite una potencia magnética mucho mayor antes de que aparezcan las inestabilidades. Los diseños convencionales alcanzan el límite de Troyon alrededor de 3,5, mientras que START demostró funcionar a 6. ^[22]

Desventajas

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

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

El segundo problema 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 es un impedimento para el diseño, ya que el campo de los imanes de cobre bobinados convencionales es suficiente para el diseño del ST. Sin embargo, esto significa 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 ^{[ cita requerida ]} , mucho menor de lo que es posible con un diseño convencional. Esto impone un límite adicional a las presiones de plasma permitidas. ^[35] Sin embargo, la falta de imanes superconductores reduce en gran medida el precio del sistema, lo que potencialmente compensa este problema económicamente.

La falta de protección también significa que el imán está expuesto directamente al interior del reactor. Está sujeto al flujo de calor 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 en el orden de un año, lo que afectaría en gran medida la disponibilidad del reactor. ^[36] En los entornos de producción, la disponibilidad está directamente relacionada con el costo de la producción eléctrica. Se están realizando experimentos para ver si el conductor puede reemplazarse por un plasma de tipo Z ^[37] o un conductor de metal líquido ^[38] .

Por último, las secciones transversales de plasma altamente asimétricas y los campos magnéticos estrechamente enrollados requieren corrientes toroidales muy altas para mantenerlos. Normalmente, esto requeriría grandes cantidades de sistemas de calentamiento secundario, como la inyección de haz neutro. Estos son energéticamente costosos, por lo que el diseño del ST se basa en altas corrientes de arranque para un funcionamiento económico. ^[35] Afortunadamente, la alta elongación y triangularidad son las características que dan lugar a estas corrientes, por lo que es posible que el ST sea en realidad más económico en este sentido. ^[39] Este es un área de investigación activa.

Lista de máquinas ST

Jubilado

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

Operacional

• Sitio web de ST25 Archivado el 21 de abril de 2017 en Wayback Machine , Tokamak Energy , Reino Unido
• Tokamak esférico de megaamperios , sitio web MAST Archivado el 26 de julio de 2011 en Wayback Machine , Culham Centre for Fusion Energy , Reino Unido
• Sitio web de Globus-M, Instituto Ioffe , Rusia
• NSTX , sitio web de NSTX, Laboratorio de Física del Plasma de Princeton , Estados Unidos
• Sitio web de Proto-Sphera Archivado el 3 de marzo de 2011 en Wayback Machine (utilizando hardware de START), ENEA , Italia
• TST-2 Archivado el 22 de julio de 2011 en Wayback Machine , Universidad de Tokio , Japón
• QUEST, Universidad de Kyushu , Japón
• SUNIST Archivado el 7 de marzo de 2012 en Wayback Machine , Universidad de Tsinghua , China
• PEGASUS , sitio web de PEGASUS Archivado el 27 de mayo de 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

Bajo construcción

• Actualización de URANIA desde Pegasus

Propuesto

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

Referencias

Citas

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Bibliografía

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Enlaces externos

• Tokamaks esféricos: lista de experimentos ST en tokamak.info (enlace inactivo desde enero de 2015)
• Lista de ST de 2012
• Centro Culham para la Energía de Fusión Archivado el 13 de septiembre de 2010 en Wayback Machine – tokamaks esféricos en Culham, Reino Unido, incluidos detalles de los experimentos MAST y START