En física del plasma , la estabilidad del plasma se refiere a las propiedades de estabilidad de un plasma en equilibrio y su comportamiento ante pequeñas perturbaciones. La estabilidad del sistema determina si las perturbaciones crecerán, oscilarán o serán amortiguadas . Es una consideración importante en temas como la fusión nuclear y el plasma astrofísico .
En muchos casos, un plasma puede tratarse como un fluido y analizarse con la teoría de la magnetohidrodinámica (MHD). La estabilidad de 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, establece la beta plasmática máxima alcanzable en tokamaks.
Por otro lado, se cree que las inestabilidades del plasma a pequeña escala (típicamente descritas por la teoría cinética ), como la inestabilidad de las ondas de deriva , son el mecanismo impulsor del transporte turbulento en los tokamaks, lo que conduce a una alta tasa de transporte de partículas y energía a través del campos magnéticos confinantes. Las inestabilidades del plasma descritas por la teoría cinética pueden contener aspectos como efectos de radio finito de Larmor (FLR) e interacciones onda-partícula resonantes, que no se capturan en modelos de fluidos como MHD.
Las inestabilidades del plasma se pueden dividir en dos grupos generales:
Las inestabilidades del plasma también se clasifican en diferentes modos (por ejemplo, con referencia a un haz de partículas): [1] [2]
Beta es una relación entre la presión del plasma y la intensidad del campo magnético . [33]
La estabilidad del MHD en beta alta es crucial para un reactor de fusión magnética compacto y rentable. La densidad de potencia de fusión varía aproximadamente como en un campo magnético constante o como en una fracción de arranque constante en configuraciones con corriente de plasma impulsada externamente. (Aquí está la beta normalizada.) En muchos casos, la estabilidad de MHD representa la principal limitación de la beta y, por tanto, de la densidad de potencia de fusión. La estabilidad de MHD también está estrechamente relacionada con cuestiones de creación y mantenimiento de ciertas configuraciones magnéticas, confinamiento de energía y operación en estado estacionario. Las cuestiones críticas incluyen comprender y ampliar los límites de estabilidad mediante el uso de una variedad de configuraciones de plasma y desarrollar 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 subyacente de MHD es común a todas. La comprensión de la estabilidad de MHD obtenida en una configuración puede beneficiar a otras, al verificar teorías analíticas, proporcionar puntos de referencia para códigos predictivos de estabilidad de MHD y avanzar en el desarrollo de técnicas de control activo.
El problema de estabilidad más fundamental y crítico para la fusión magnética es simplemente que las inestabilidades de MHD a menudo limitan el rendimiento en beta alta. En la mayoría de los casos, las inestabilidades importantes son los modos globales de longitud de onda larga, debido a su capacidad de causar una degradación severa del confinamiento energético o la terminación del plasma. Algunos ejemplos importantes que son 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 violar los límites de estabilidad es una interrupción, una pérdida repentina de energía térmica seguida a menudo por la terminación de la descarga. Por tanto, la cuestión clave incluye comprender la naturaleza del límite beta en las diversas configuraciones, incluidas las tensiones térmicas y magnéticas asociadas, y encontrar formas de evitar los límites o mitigar las consecuencias. Se está investigando una amplia gama de enfoques para prevenir tales inestabilidades, incluida 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 del MHD.
Las inestabilidades ideales de MHD impulsadas por gradientes de corriente o presión representan el límite operativo final para la mayoría de las configuraciones. Los límites del modo de torsión de longitud de onda larga y del modo de globo de longitud de onda corta generalmente se conocen bien y, en principio, pueden evitarse.
Los modos de longitud de onda intermedia (n ~ 5–10 modos encontrados en los plasmas de borde de tokamak , por ejemplo) 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 ideales de MHD, lo que arroja una concordancia dentro de aproximadamente el 10 % en beta para los casos en los que los perfiles internos del plasma se miden con precisión. Este buen acuerdo proporciona confianza en los cálculos de estabilidad ideales para otras configuraciones y en el diseño de prototipos de reactores de fusión.
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 RWM es una cuestión clave para muchas configuraciones magnéticas. Los valores beta moderados son posibles sin una pared cercana en el tokamak , el stellarator y otras configuraciones, pero una pared conductora cercana puede mejorar significativamente la estabilidad del modo de torsión ideal en la mayoría de las configuraciones, incluido el tokamak, ST , el pinchazo de campo inverso (RFP), el spheromak , y posiblemente el FRC. En el tokamak y el ST avanzados, la estabilización de la pared es fundamental para el funcionamiento con una gran fracción de arranque. El spheromak requiere estabilización de la pared para evitar los modos de inclinación y desplazamiento de baja m, n 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 con tokamak. Los avances en la comprensión de la física del RWM y el desarrollo de medios para estabilizarlo podrían ser directamente aplicables a todas las configuraciones magnéticas. Una cuestión estrechamente relacionada es comprender la rotación del plasma, sus fuentes y sumideros, y su papel en la estabilización del RWM.
Las inestabilidades resistivas son un problema para todas las configuraciones magnéticas, ya que su aparición puede ocurrir en valores beta muy por debajo del límite ideal. La estabilidad de los modos de desgarro neoclásicos (NTM) es una cuestión 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 con tokamak, lo que conduce a un confinamiento degradado o a una interrupción. Aunque el mecanismo básico está bien establecido, la capacidad de predecir la aparición en dispositivos presentes 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 de semillas. El modo de globo resistivo , similar al globo ideal, pero teniendo en cuenta la resistividad finita, proporciona otro ejemplo de inestabilidad resistiva.
La configuración del plasma y su dispositivo de confinamiento representan una oportunidad para mejorar la estabilidad del MHD de forma robusta. Los beneficios de la conformación de la descarga y la relación de aspecto baja para una estabilidad ideal del MHD se han demostrado claramente en tokamaks y ST, y se seguirán investigando en experimentos como DIII-D , Alcator C-Mod , NSTX y MAST . Nuevos experimentos de stellarator como NCSX (propuesto) probarán la predicción de que la adición de bobinas helicoidales diseñadas apropiadamente puede estabilizar los modos de torsión ideales en beta alta, y las pruebas de estabilidad de globo con beta baja son posibles en HSX. Los nuevos experimentos ST brindan la oportunidad de probar las predicciones de que una relación de aspecto baja produce una mayor estabilidad en los modos de desgarro, incluido el neoclásico, a través de un gran término estabilizador de " efecto Glasser " asociado con una gran corriente de Pfirsch-Schlüter. Los modos de desgarro neoclásicos se pueden evitar minimizando la corriente de arranque en configuraciones estelaradoras 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 corte magnético; Esta predicción está respaldada por la ausencia de NTM en las regiones centrales de corte negativo de los tokamaks. Las configuraciones de Stellarator, como el NCSX propuesto, un diseño de Stellarator cuasi-axissimétrico, se pueden crear con corte magnético negativo y corriente de arranque positiva para lograr estabilidad en el NTM. La estabilización en modo Kink mediante una pared resistiva se ha demostrado en RFP y tokamaks, y se investigará en otras configuraciones, incluidas ST (NSTX) y esferomaks (SSPX). Es necesario seguir evaluando una nueva propuesta para estabilizar los modos de pared resistiva mediante una pared de litio líquido que fluye.
El control de la estructura interna del plasma permite evitar más activamente las inestabilidades del MHD. Mantener el perfil de densidad de corriente adecuado, por ejemplo, puede ayudar a mantener la estabilidad en los modos de desgarro. En muchos dispositivos se utiliza habitualmente la optimización de bucle abierto de los perfiles de presión y densidad de corriente con calefacción externa y fuentes de accionamiento de corriente. Las mediciones de diagnóstico mejoradas junto con fuentes localizadas de calentamiento y excitación de corriente, que ahora están disponibles, permitirán un control activo de retroalimentación de los perfiles internos en un futuro próximo. Dicho trabajo está comenzando o planificado en la mayoría de los grandes tokamaks ( JET , JT–60U , DIII–D , C–Mod y ASDEX–U ) utilizando calentamiento por RF y accionamiento de corriente. El análisis en tiempo real de los datos del perfil, como las mediciones del perfil actual de MSE y la identificación en tiempo real de los límites de estabilidad, son componentes esenciales del control del perfil. Una fuerte rotación del plasma puede estabilizar los modos de pared resistiva, como se demuestra en experimentos con tokamak, y también se predice que el corte rotacional estabilizará los modos resistivos. Las oportunidades para probar estas predicciones las brindan configuraciones como ST, spheromak y FRC, que tienen una gran rotación diamagnética natural, así como tokamaks con rotación impulsada por inyección de haz neutro. El experimento del Tokamak eléctrico pretende tener una rotación impulsada muy grande, acercándose a los regímenes alfvénicos donde también se puede influir en la estabilidad ideal. Mantener una rotación del plasma suficiente y el posible papel del RWM en la amortiguación de la rotación son cuestiones importantes que pueden investigarse en estos experimentos.
El control de retroalimentación activa de las inestabilidades del MHD debería permitir la operación más allá de los límites de estabilidad "pasiva". Se prevé que la conducción de corriente de RF localizada en la superficie racional reduzca o elimine las islas de modo de desgarro neoclásico. Se han iniciado experimentos en ASDEX–U y COMPASS-D con resultados prometedores, y están previstos para el próximo año [ se necesita aclaración ] en DIII–D. El uso rutinario de dicha 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 estabilización por retroalimentación con bobinas externas. Se han iniciado experimentos de retroalimentación en DIII–D y HBT-EP, y se debe explorar el control de retroalimentación para el RFP y otras configuraciones. La comprensión física de estas técnicas de control activo será directamente aplicable entre configuraciones.
Las técnicas analizadas anteriormente para mejorar la estabilidad de MHD son el principal medio para evitar interrupciones. Sin embargo, en el caso de que estas técnicas no prevengan una inestabilidad, los efectos de una perturbación pueden mitigarse mediante diversas técnicas. Los experimentos en JT-60U han demostrado la reducción de las tensiones electromagnéticas mediante el funcionamiento en un punto neutro para la estabilidad vertical. La eliminación preventiva de la energía del plasma mediante la inyección de una gran bocanada de gas o una bolita de impureza se ha demostrado en experimentos con tokamak, y los experimentos en curso en C–Mod, JT–60U, ASDEX–U y DIII–D mejorarán la comprensión. y capacidad predictiva. Los chorros de helio líquido criogénico son otra técnica propuesta, que puede ser necesaria para dispositivos más grandes. Las técnicas de mitigación desarrolladas para los tokamaks serán directamente aplicables a otras configuraciones.
