tokamak esférico

Dispositivo de energía de fusión

Un plasma en el reactor MAST. Observe la forma casi esférica del borde exterior del plasma. El alto alargamiento también es evidente, 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 del tokamak . Destaca por su perfil o relación de aspecto muy estrecho . 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 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 rama del diseño de tokamak convencional. 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, el desarrollo sigue efectivamente una generación por detrás de los esfuerzos tradicionales de tokamak como JET . Los principales experimentos en el campo ST incluyen los pioneros START y MAST en Culham en el Reino Unido, el NSTX-U de EE. UU. y el Globus-M ruso.

La investigación ha investigado si los tokamaks esféricos son una ruta hacia reactores de menor costo. Se necesita más investigación para comprender mejor cómo escalan estos dispositivos. Incluso en el caso de que las ST no conduzcan a enfoques de generación de energía de menor costo, en general siguen siendo de menor costo; esto los convierte en dispositivos atractivos para estudiar la física del plasma o como fuentes de neutrones de alta energía .

Fondo

Física de fusión básica

La idea básica detrás de la fusión es forzar que dos átomos adecuados se acerquen lo suficiente como para que la fuerza fuerte los acerque para formar un átomo más grande. Este proceso libera una cantidad considerable de energía de enlace , normalmente 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 culombio . ^[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 el número 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 triple producto de fusión . Para ser útil como exportador neto de energía, el producto triple tiene que cumplir una determinada 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 largo está mucho más allá de las capacidades de cualquier material conocido. Sin embargo, a estas temperaturas el combustible se encuentra en forma de plasma eléctricamente conductor , lo que conduce a una serie de posibles soluciones de confinamiento mediante campos magnéticos o eléctricos. La mayoría de los dispositivos de fusión utilizan variaciones de estas técnicas. ^[1]

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

Balance de energía

Idealmente, la energía necesaria para calentar el combustible se compensaría con la energía liberada por las reacciones, manteniendo el ciclo en marcha. Todo lo que supere esta cantidad podría utilizarse para generar energía. Esto lleva al concepto de criterio de Lawson , que delimita las condiciones necesarias para producir energía neta. ^[3]

Cuando el combustible de fusión se calienta, naturalmente perderá energía a través de una serie de procesos. Estos generalmente están relacionados con términos de radiación como radiación de cuerpo negro y términos de conducción, donde la interacción física con el entorno saca energía del plasma. A continuación se muestra el balance de energía resultante para cualquier dispositivo de energía de fusión, utilizando plasma caliente.

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

dónde:

• ${\displaystyle P_{\text{net}}}$, es la potencia neta
• ${\displaystyle \eta _{\text{capture}}}$, 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 al cuerpo del reactor
• ${\displaystyle P_{\text{radiation}}}$, es la potencia que se pierde en forma de luz y sale del plasma, generalmente a través de radiación gamma.

Para lograr la 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 llevado a una variedad de máquinas que operan a temperaturas cada vez más altas e intentan mantener el plasma resultante en un estado estable el tiempo suficiente para lograr el triple producto deseado. Sin embargo, también es esencial maximizar 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.

numero beta

Una medida del éxito en el mundo de la energía de fusión magnética es el número beta . Cada máquina que contiene plasma magnéticamente se puede comparar usando este número.

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

Ésta 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 (o densidad) de plasma determinada. El precio de los imanes aumenta aproximadamente con β ^½ , por lo que los reactores que funcionan con betas más altas son menos costosos para cualquier nivel de confinamiento. Los tokamaks convencionales funcionan con betas relativamente bajas, el récord es de poco más del 12%, pero varios cálculos muestran que los diseños prácticos necesitarían funcionar hasta un 20%. ^[6]

relación de aspecto

Un factor limitante para mejorar la beta es el tamaño de los imanes. ^{[ cita necesaria ]} 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 se puede reducir 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 una A mucho mayor. ${\displaystyle A=R/a}$

Historia

Reducir la relación de aspecto

Durante la década de 1980, los investigadores del Laboratorio Nacional Oak Ridge (ORNL), dirigidos por Ben Carreras y Tim Hender, estudiaban las operaciones de los tokamaks a medida que se reducía A. Se dieron cuenta, basándose en consideraciones magnetohidrodinámicas , de que los tokamaks eran inherentemente más estables en relaciones de aspecto bajas. En particular, se suprimió fuertemente la clásica " inestabilidad kink ". Otros grupos ampliaron este cuerpo de teorías y descubrieron que lo mismo se aplicaba también a la inestabilidad creciente de alto orden. Esto sugería que una máquina de baja A no sólo sería menos costosa de construir, sino que también tendría un mejor rendimiento. ^[7]

En el diseño tradicional de tokamak, los imanes de confinamiento normalmente están dispuestos fuera de una cámara de vacío toroidal que contiene el plasma. Esta cámara se conoce como primera pared , y define la distancia mínima entre los imanes y el plasma. En un diseño de producción, otra capa, la manta , se ubica 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 dañarán, y el otro es usar esos neutrones para generar tritio a partir de 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 intentó mediante una clase de diseños conocidos como "tokamak compacto", tipificados por el Alcator C-Mod (operativo desde 1991), el Riggatron (conceptual, sin construir) y el IGNITOR (construcción en progreso). febrero de 2016 ^[actualizar]). 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 también simplifica enormemente el diseño físico, ya que el recipiente de vacío toroidal se puede sustituir por un cilindro. La menor distancia entre los imanes y el plasma conduce a betas mucho más altas, por lo que se podrían utilizar 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. Durante el funcionamiento, los imanes se erosionarían rápidamente, lo que requeriría abrir el recipiente de vacío y reemplazar todo el conjunto del imán después de aproximadamente un mes de funcionamiento. ^[10]

Casi al mismo tiempo, varios avances en la física del plasma se estaban abriendo paso en la comunidad de la fusión. De particular importancia fueron los conceptos de alargamiento y triangularidad , en referencia a la forma de la sección transversal del plasma. Todos los primeros tokamaks utilizaban secciones transversales circulares simplemente porque eran las más fáciles 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 un alto "cizallamiento", 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 único conductor grande en el centro y cablear los imanes como medios anillos fuera de este conductor. Lo que alguna vez fue una serie de anillos individuales que pasaban a través del orificio en el centro del reactor se redujo a un solo poste, permitiendo relaciones de aspecto tan bajas como 1,2. ^{[5] [13]} Esto significa que los ST pueden alcanzar los mismos números operativos de producto triple 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 de plasma en forma de D. Si 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), eventualmente las superficies verticales se tocan y la forma resultante es un círculo. En 3D, la superficie exterior es aproximadamente esférica. Llamaron a este diseño "tokamak esférico" o ST. Estos estudios sugirieron que el diseño ST incluiría todas las cualidades del tokamak avanzado, el tokamak compacto, suprimiría fuertemente varias formas de turbulencia, alcanzaría un alto β, tendría un alto automagnetismo y sería menos costoso de construir. ^[14]

El concepto ST pareció representar un enorme avance en el diseño de tokamak. En 1985, ORNL propuso el Experimento Toro Esférico (STX). ^[15] Sin embargo, esto fue durante un período en el que los presupuestos estadounidenses para la investigación de la fusión 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 conseguir financiación para construir el diseño STX completo. ^{[14] [16]}

Del esferomak al ST

Al no poder construir un ST en ORNL, Peng comenzó ^{[ ¿cuándo? ]} un esfuerzo mundial para interesar a otros equipos en el concepto ST y construir una máquina de prueba. Una forma de hacer esto rápidamente sería convertir una máquina Spheromak al diseño ST. ^[13]

Los esferomas son esencialmente " anillos de humo " de plasma que son internamente autoestables. Los reactores típicos utilizan bombas de gas e imanes para formar el esferoma 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 chocar 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 esferoma se acerca al conductor, se genera un campo magnético que lo aleja nuevamente. En los años 1970 y principios de los 80 se construyeron varias máquinas experimentales de spheromak, pero demostraron un rendimiento que simplemente no era lo suficientemente interesante como para sugerir un mayor desarrollo.

Los esferomas con el conductor central tenían un gran parecido mecánico con el diseño ST y podían convertirse con relativa facilidad. La primera conversión de este tipo se realizó al Experimento Heidelberg Spheromak ^[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 hicieron conversiones similares, en particular el rotamak de la Organización Australiana de Ciencia y Tecnología Nuclear y la máquina SPHEX. ^[18] En general, todos encontraron un aumento en el rendimiento de un factor de dos o más. Este fue un avance enorme y la necesidad de una máquina especialmente diseñada se volvió apremiante.

COMENZAR

La defensa de Peng también llamó la atención 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 sobre fusión en el 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 una financiación del orden de 100.000 libras para construir una máquina experimental, el Small Tight Aspect Ratio Tokamak , 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 operar, su desempeño estuvo acompañado de una considerable incertidumbre.

La construcción comenzó en 1990, se montó rápidamente y comenzó a funcionar en enero de 1991. ^[16] Sus primeras operaciones pusieron fin a las preocupaciones teóricas. Usando solo calentamiento óhmico, START demostró betas de hasta el 12%, casi igualando el récord del 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 financiación, financiando una reconstrucción importante en 1995. Cuando se encendió la calefacción por haz neutro, la beta saltó al 40%, superando los diseños convencionales en 3 veces. . ^[22]

Además, START demostró una excelente estabilidad plasmática. 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 " es normalmente 4, y generalmente se limita 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 con al menos un tamaño 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]

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

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

ST representó un enfoque nuevo y de menor costo. Era una de las pocas áreas de la investigación principal sobre la fusión donde se podían hacer contribuciones con presupuestos reducidos.

Proyectos posteriores

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

Mientras tanto, START encontró 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 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 constan de un tubo de vacío toroidal rodeado por una serie de imanes. Un conjunto de imanes está lógicamente cableado 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 pellizco).

El ejemplo canónico del diseño se puede ver en el pequeño dispositivo ST de mesa fabricado en la Universidad de 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 metálico que conecta los dos y proporciona soporte mecánico a la estructura.

Estabilidad

Los avances en la física del plasma en las décadas de 1970 y 1980 llevaron a una comprensión mucho más sólida de los problemas de estabilidad, y esto se convirtió en una serie de "leyes de escala" que pueden usarse para determinar rápidamente números operativos aproximados 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 fue realizado por 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:

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

¿Dónde está el campo magnético promediado en volumen (a diferencia del uso que hace 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 está el campo magnético del vacío, a es el radio menor, el radio mayor, la corriente de plasma y el alargamiento. En esta definición debe 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: ${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$ ${\displaystyle \scriptstyle R}$ ${\displaystyle \scriptstyle I}$ ${\displaystyle \scriptstyle \kappa }$ ${\displaystyle \scriptstyle R/a,}$

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

¿Dónde está la relación de aspecto inversa y es un factor de escala constante que es aproximadamente 0,03 para cualquier valor mayor que 2? Tenga en cuenta 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. ${\displaystyle \beta _{\text{max}}\,}$

Escalado de potencia

Beta es una medida importante del rendimiento, pero en el caso de un reactor diseñado para producir electricidad, hay otras cuestiones prácticas 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. Esto, a su vez, es función de la presión plasmática, que a su vez es función de beta. A primera vista, podría parecer que las betas más altas del ST conducirían naturalmente a presiones permitidas más altas y, por lo tanto, a una mayor densidad de potencia. Sin embargo, esto sólo es cierto si el campo magnético sigue siendo el mismo: beta es la relación entre la densidad magnética y la del plasma.

Si imaginamos una zona 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 soluciona la corriente eléctrica del tokamak. Sin embargo, la diferencia en ese campo es 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 tienen un tamaño fijo, la relación de aspecto podría verse forzada a adoptar ciertas configuraciones. Por ejemplo, los reactores de producción utilizarían una "manta" gruesa que contiene 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 como combustible. El tamaño de la manta es función 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 diseño ST o tradicional, aproximadamente un metro de ancho.

En este caso, se necesita una mayor consideración del campo magnético general al considerar las betas. Trabajando hacia adentro a través del volumen del reactor hacia 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 queda al otro lado de la manta, en la cara interior del plasma:

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

Ahora consideremos 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 intentamos maximizar como principio general, se puede eliminar la manta de la cara interior 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. Usando 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 anterior, utilizando imanes superconductores con una potencia de 15 T y una manta de 1,2 metros de espesor. Primero calculamos que es 1/(5/2) = 0,4 y que es 1,5/5 = 0,24, luego: ${\displaystyle B_{\text{max}}}$ ${\displaystyle \epsilon }$ ${\displaystyle \epsilon _{b}}$

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

Entonces, a pesar de la beta más alta en el ST, la densidad de potencia general es menor, en gran parte debido al uso de imanes superconductores en el diseño tradicional. Este problema ha llevado a un trabajo considerable para ver si estas leyes de escala son válidas para el ST, y a esfuerzos para aumentar la intensidad de campo permitida 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 con un volumen menor, los ST pueden demostrar un producto triple de fusión de 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 cualquier nivel particular de campo magnético dentro del plasma. Los imanes más pequeños cuestan menos, lo que reduce el coste del reactor. Las ganancias son tan grandes que es posible que no se requieran imanes superconductores, lo que conduciría a reducciones de costos aún mayores. START colocó los imanes secundarios dentro de la cámara de vacío, pero en las máquinas modernas estos 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 a la hora de crear un sistema útil ha sido una serie de inestabilidades del plasma que sólo aparecieron cuando las condiciones operativas se acercaron cada vez más a las útiles para la energía de fusión. En 1954, Edward Teller organizó una reunión para explorar algunas de estas cuestiones y señaló que sentía 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 pellizco, 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 el interior, siguiendo una línea cóncava. A medida que se mueven hacia el interior, son empujados hacia afuera, siguiendo una línea convexa. Así, siguiendo el razonamiento de Teller, el plasma es inherentemente más estable en la sección interior del reactor. En la práctica, los límites reales los sugiere el " factor de seguridad ", q , que varía según el volumen del plasma. ^[34]

En un tokamak tradicional de sección circular, el plasma pasa 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 aumenta significativamente y las partículas pasan más tiempo allí. Sin embargo, en un diseño normal de alta A, q varía sólo 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 del "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 con 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 acerca el plasma cada vez más a los límites de Troyon, donde se producen las inestabilidades. El diseño ST, a través de su disposición mecánica, tiene una q mucho mejor y, por lo tanto, permite mucha más potencia magnética antes de que aparezcan las inestabilidades. Los diseños convencionales alcanzan el límite de Troyon alrededor de 3,5, mientras que START demostró funcionar en 6. ^[22]

Desventajas

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

El primer problema es que la presión general del plasma en un ST es menor que la de 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 más baja, el campo efectivo cambia más dramáticamente sobre el plasma. volumen. ^[35] ${\displaystyle B_{\text{max}}.}$

La segunda cuestión 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 factor decisivo para el diseño, ya que el campo de los imanes bobinados de cobre convencionales es suficiente para el diseño 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 necesaria ]} , 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 considerablemente el precio del sistema, lo que potencialmente compensa este problema económicamente.

La falta de blindaje también significa que el imán está directamente expuesto al interior del reactor. Está sujeto al flujo de calentamiento total del plasma y a los neutrones generados por las reacciones de fusión. En la práctica, esto significa que la columna tendría que ser reemplazada con bastante frecuencia, probablemente del orden de un año, lo que afectaría en gran medida la disponibilidad del reactor. ^[36] En entornos de producción, la disponibilidad está directamente relacionada con el costo de producción eléctrica. Se están realizando experimentos para ver si el conductor puede reemplazarse por un plasma de pellizco en 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 calefacción secundarios, como la inyección de haz neutro. Estos son energéticamente costosos, por lo que el diseño ST se basa en altas corrientes de arranque para un funcionamiento económico. ^[35] Afortunadamente, el alto alargamiento y la triangularidad son las características que dan origen a estas corrientes, por lo que es posible que el ST sea realmente más económico en este sentido. ^[39] Ésta es un área de investigación activa.

Lista de máquinas ST

Jubilado

• Tokamak de relación de aspecto pequeña y 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
• Mega Ampere Spherical Tokamak , sitio web de MAST Archivado el 26 de julio de 2011 en Wayback Machine , Culham Center 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
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Bajo construcción

• Actualización de URANIA desde Pegasus

Propuesto

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• Reactor de pruebas de ingeniería de fusión de China (CFETR)

Referencias

Citas

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Bibliografía

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enlaces externos

• Tokamaks esféricos: lista de experimentos ST en tokamak.info (enlace MUERTO de 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, que incluyen detalles de los experimentos MAST y START.