En la fusión por confinamiento magnético , un desviador o configuración desviada es una configuración de campo magnético de un tokamak o un estelarador que separa el plasma confinado de la superficie material del dispositivo. Las partículas de plasma que se difunden a través del límite de la región confinada son desviadas por las líneas abiertas del campo magnético que se cruzan con las paredes hacia estructuras de pared llamadas objetivos desviadores , normalmente alejadas del plasma confinado. El desviador magnético extrae el calor y las cenizas producidas por la reacción de fusión, minimiza la contaminación del plasma y protege las paredes circundantes de cargas térmicas y neutrónicas.
El término desviador generalmente describe la configuración magnética en sí o la región entre el plasma confinado y el objetivo. A veces, el objetivo del desviador y el desviador se utilizan indistintamente. Por ejemplo, el desviador ITER se refiere a los componentes de plasma de gran ingeniería diseñados para manejar las intensas interacciones plasma-pared previstas.
El desviador se introdujo inicialmente durante los primeros estudios de sistemas de energía de fusión en la década de 1950. Desde el principio se comprendió que una fusión exitosa daría como resultado la creación de iones más pesados que se dejarían en el combustible (las llamadas "cenizas de fusión"). Estas impurezas fueron responsables de la pérdida de calor y provocaron otros efectos que dificultaron el mantenimiento de la reacción. El desviador se propuso como solución a este problema. Operando según el mismo principio que un espectrómetro de masas , el plasma pasa a través de la región desviadora donde los iones más pesados son expulsados de la masa de combustible por la fuerza centrífuga , chocando con algún tipo de material absorbente y depositando su energía en forma de calor. [1] Inicialmente considerado como un dispositivo necesario para reactores operativos, pocos de los primeros diseños incluían un desviador.
Cuando en la década de 1970 comenzaron a aparecer los primeros reactores de largo alcance, surgió un serio problema práctico. Por muy estricta que fuera la restricción, el plasma seguía saliendo del área de confinamiento principal, golpeando las paredes del núcleo del reactor y causando problemas. Una preocupación importante era la chisporroteo en reactores con mayor potencia y densidad de flujo de partículas , [2] que causaba que los iones del metal de la pared de la cámara de vacío fluyeran hacia el combustible y lo enfriaran.
Durante la década de 1980, se volvió común que los reactores incluyeran una característica conocida como limitador , que es una pequeña pieza de material que se proyecta una corta distancia hacia el borde exterior del área principal de confinamiento de plasma. Los iones del combustible que se desplazan hacia el exterior chocan contra el limitador, protegiendo así las paredes de la cámara de este daño. Sin embargo, persistieron los problemas con el material que se depositaba en el combustible; el limitador simplemente cambió de dónde venía ese material.
Esto llevó al resurgimiento del desviador, como dispositivo de protección del propio reactor. En estos diseños, los imanes tiran del borde inferior del plasma para crear una pequeña región donde el borde exterior del plasma, la "capa de raspado" (SOL), golpea una placa similar a un limitador. El desviador mejora el limitador de varias maneras, principalmente porque los reactores modernos intentan crear plasmas con secciones transversales en forma de D ("alargamiento" y "triangularidad"), por lo que el borde inferior de la D es una ubicación natural para el desviador. En los ejemplos modernos, las placas se reemplazan por litio metálico, que captura mejor los iones y provoca menos enfriamiento cuando ingresa al plasma. [3]
En ITER y la última configuración de Joint European Torus , la región más baja del toro está configurada como desviador , [4] mientras que Alcator C-Mod se construyó con canales desviadores tanto en la parte superior como en la inferior. [5] Se ha diseñado un diseño de desviador llamado Super-X para reducir la densidad de calor en el desviador adoptando un diseño que se asemeja a un embudo. [6]
Un tokamak con desviador se conoce como tokamak desviador o tokamak con configuración de desviador . En esta configuración, las partículas escapan a través de un "espacio" magnético ( separatriz ), que permite colocar la parte del desviador que absorbe energía fuera del plasma. La configuración del desviador también facilita la obtención de un modo de funcionamiento H más estable . El material de revestimiento del plasma en el desviador enfrenta tensiones significativamente diferentes en comparación con la mayor parte de la primera pared .
En los estelaradores , se pueden utilizar islas magnéticas de bajo orden para formar un volumen desviador, el desviador de isla , para gestionar la energía y el escape de partículas. [7] El desviador de isla ha demostrado éxito en el acceso y la estabilización de escenarios desprendidos y ha demostrado un flujo de calor confiable y un control de desprendimiento con inyección de gas hidrógeno y siembra de impurezas en el estelarador W7-X . [8] [9] La cadena de islas magnéticas en el borde del plasma puede controlar el suministro de combustible de plasma. [10] A pesar de algunos desafíos, el concepto de desviador de isla ha demostrado un gran potencial para gestionar la energía y el escape de partículas en los reactores de fusión, y más investigaciones podrían conducir a una operación más eficiente y confiable en el futuro. [11]
El desviador helicoidal , tal como se emplea en el dispositivo helicoidal grande (LHD), utiliza grandes bobinas helicoidales para crear un campo desviador. Este diseño permite el ajuste del tamaño de la capa estocástica, situada entre el volumen de plasma confinado y las líneas de campo que terminan en la placa desviadora. Sin embargo, la compatibilidad del Helical Divertor con estelares optimizados para el transporte neoclásico sigue siendo incierta. [12]
El desviador no resonante proporciona un diseño alternativo para estelaradores optimizados con importantes corrientes de arranque. Este enfoque aprovecha las "crestas" afiladas 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. [13]
Dada la complejidad del diseño de los desviadores de stellarator, en comparación con sus homólogos de tokamak bidimensionales, una comprensión profunda de su rendimiento es crucial para la optimización de stellarator. Los experimentos con desviadores 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 llegada de desviadores no resonantes ofrece un camino interesante a seguir para los estelaradores cuasi simétricos y otras configuraciones no optimizadas para minimizar las corrientes de plasma. [14]