Tokamak esférico - Spherical tokamak

Un plasma en el reactor MAST. Tenga en cuenta 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 tokamak . Es notable 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 , 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 con 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 tokamak convencional. Los 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 ochenta. Sin embargo, el desarrollo sigue siendo 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, NSTX-U de EE. UU. Y Globus-M de Rusia.

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 los ST 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 fusión

La idea básica detrás de la fusión es forzar dos átomos adecuados lo suficientemente cerca como para que la fuerza fuerte los junte para formar un solo átomo más grande. Este proceso libera una cantidad considerable de energía de enlace , típicamente 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 juntos con suficiente energía para superar esta barrera de culombio .

La forma más sencilla de hacer esto es calentar el combustible a temperaturas muy altas y permitir que la distribución de Maxwell-Boltzmann produzca un número de átomos de muy alta energía dentro de una mezcla más grande y más fría. Para que ocurra 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 temperatura, presión y 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 debe cumplir una determinada condición mínima, el criterio de Lawson .

En términos prácticos, las temperaturas requeridas son del orden de 100 millones de grados. Esto conduce a problemas con los otros dos términos; confinar el combustible a una presión lo suficientemente alta y durante un tiempo lo suficientemente largo está mucho más allá de las capacidades de cualquier material conocido. Sin embargo, a estas temperaturas, el combustible está en forma de plasma eléctricamente conductor , lo que conduce a una serie de posibles soluciones de confinamiento que utilizan campos magnéticos o eléctricos. La mayoría de los dispositivos de fusión utilizan variaciones de estas técnicas.

Los Tokamaks son el enfoque más investigado dentro del grupo más grande de diseños de energía de fusión magnética (MFE). Intentan confinar un plasma utilizando poderosos 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 estables esas condiciones durante tiempos cada vez mayores del orden de segundos a minutos. Sin embargo, hacerlo requiere una gran cantidad de energía en el sistema magnético, y cualquier forma de reducir esto mejora la eficiencia energética general del sistema.

Balance de energía

Idealmente, la energía necesaria para calentar el combustible estaría compuesta por la energía liberada por las reacciones, manteniendo el ciclo en marcha. Todo lo que supere esta cantidad podría utilizarse para la generación de energía. Esto conduce al concepto del criterio de Lawson , que delinea las condiciones necesarias para producir potencia neta.

Cuando el combustible de fusión se calienta, naturalmente perderá energía a través de varios 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. El balance de energía resultante para cualquier dispositivo de energía de fusión, utilizando un plasma caliente, se muestra a continuación.

${\ Displaystyle P _ {\ text {net}} = \ eta _ {\ text {captura}} \ left (P _ {\ text {fusión}} - P _ {\ text {conducción}} - P _ {\ text {radiación} }\Derecha)}$

dónde:

• ${\ Displaystyle P _ {\ text {net}}}$, es la potencia neta
• ${\ Displaystyle \ eta _ {\ text {captura}}}$, 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
• ${\ displaystyle P _ {\ text {conducción}}}$, es la potencia perdida por conducción al cuerpo del reactor
• ${\ displaystyle P _ {\ text {radiación}}}$, es el poder perdido como luz, dejando el plasma, típicamente a través de radiación gamma

Para lograr la potencia neta, se debe construir un dispositivo que optimice esta ecuación. La investigación sobre la 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 cumplir con el triple producto deseado. Sin embargo, también es esencial maximizar la 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 . Cada máquina que contiene plasma magnéticamente se puede comparar usando este número.

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

Esta es la relación entre la presión del plasma y la presión del campo magnético . Mejorar la beta significa que necesita usar, en términos relativos, menos energía para generar los campos magnéticos para cualquier presión (o densidad) de plasma dada. El precio de los imanes escala aproximadamente con β ^½ , por lo que los reactores que operan a betas más altas son menos costosos para cualquier nivel de confinamiento dado. Los tokamaks convencionales operan a betas relativamente bajas, el récord es de poco más del 12%, pero varios cálculos muestran que los diseños prácticos necesitarían operar tan alto como un 20%.

Relación de aspecto

El factor limitante para reducir la beta es el tamaño de los imanes. Los Tokamaks utilizan una serie de imanes en forma de anillo alrededor del área de confinamiento, y sus dimensiones físicas significan que el orificio 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 una A. ${\ Displaystyle A = R / a}$

Historia

Reducir la relación de aspecto

Durante la década de 1980, los investigadores del Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL), dirigido por Ben Carreras y Tim Hender, estaban estudiando las operaciones de los tokamaks a medida que se reducía A. Se dieron cuenta, basándose en consideraciones magnetohidrodinámicas , que los tokamaks eran inherentemente más estables a proporciones bajas. En particular, la clásica " inestabilidad torcida " fue fuertemente suprimida. Otros grupos ampliaron este cuerpo de teoría y encontraron que lo mismo era cierto para la inestabilidad de globo de alto orden también. Esto sugirió que una máquina de baja A no solo sería menos costosa de construir, sino que también tendría un mejor rendimiento.

En el diseño tradicional de tokamak, los imanes de confinamiento normalmente se colocan 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 encuentra 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 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.

Se intentó mejorar la geometría del reactor mediante una clase de diseños conocidos como "tokamak compacto", tipificado por Alcator C-Mod (operativo desde 1991), Riggatron (conceptual, sin construir) e IGNITOR (construcción en progreso A partir de Febrero de 2016). 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 con un cilindro. La distancia reducida entre los imanes y el plasma conduce a betas mucho más altas, por lo que se podrían usar imanes convencionales (no superconductores). 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 del imán después de aproximadamente un mes de funcionamiento.

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 alargamiento y triangularidad , referidos a la forma 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 quedó claro que las secciones transversales de plasma en forma de C o (más comúnmente) en forma de D conducían a un mayor rendimiento. Esto produce plasmas con alto "cizallamiento", que distribuyen y rompen remolinos turbulentos en el plasma. Estos cambios llevaron a los diseños de " tokamak avanzado ", que incluyen ITER .

Tokamaks esféricos

En 1984, 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 usar un solo conductor grande en el centro y cablear los imanes como medio anillo fuera de este conductor. Lo que una vez fue una serie de anillos individuales que pasaban a través del orificio en el centro del reactor se redujo a un solo poste, lo que permitió relaciones de aspecto tan bajas como 1,2. Esto significa que los ST pueden alcanzar el mismo número de productos triples operativos que los diseños convencionales utilizando una décima parte del campo magnético.

El diseño, naturalmente, también incluyó 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 el "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 nivel alto de β, tendría un alto auto-magnetismo y sería menos costoso de construir.

El concepto ST pareció representar un enorme avance en el diseño de tokamak. En 1985 ORNL propuso el Experimento de Torus Esférico (STX). Sin embargo, esto fue durante un período en el que los presupuestos estadounidenses para la investigación de la fusión se redujeron drásticamente. ORNL recibió fondos para desarrollar y probar un prototipo de columna de solenoide central construida con 6 capas de vueltas de una aleación de cobre de alta resistencia llamada " Glidcop " (cada capa con refrigeración por agua). Sin embargo, no pudieron obtener fondos para construir el diseño STX completo.

De spheromak a ST

Al no poder construir un ST en ORNL, Peng comenzó un esfuerzo mundial para interesar a otros equipos en el concepto ST y conseguir que se construyera una máquina de prueba. Una forma de hacer esto rápidamente sería convertir una máquina spheromak al diseño ST.

Los spheromaks son esencialmente " anillos de humo " de plasma que son autoestables internamente. Los reactores típicos usan sopladores de gas e imanes para formar el spheromak 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 spheromak se acerca al conductor, se genera un campo magnético que lo aleja nuevamente. Varias máquinas Spheromak experimentales se construyeron 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 el conductor central tenían un gran parecido mecánico con el diseño ST y se podían convertir con relativa facilidad. La primera conversión de este tipo se realizó al Heidelberg Spheromak Experiment o HSE. Construido en la Universidad de Heidelberg a principios de la década de 1980, 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 solo 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 . 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 hizo urgente.

START y sistemas más nuevos

La defensa de Peng también atrajo el interés de Derek Robinson , del centro de fusión de la Autoridad de Energía Atómica del Reino Unido (UKAEA) en Culham . Lo que hoy se conoce como el Culham Center for Fusion Energy se creó en la década de 1960 para reunir toda la investigación de fusión del Reino Unido, anteriormente distribuida en varios sitios, y Robinson había sido ascendido recientemente para ejecutar varios proyectos en el sitio.

Robinson pudo reunir un equipo y asegurar fondos del orden de 100,000 libras para construir una máquina experimental, la Small Tight Aspect Ratio Tokamak , o START. Varias 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. Antes de que comenzara a funcionar, existía una considerable incertidumbre sobre su desempeño y las predicciones de que el proyecto se cerraría si el confinamiento resultaba ser similar a los spheromaks.

La construcción del START comenzó en 1990, se ensambló rápidamente y comenzó a funcionar en enero de 1991. Sus primeras operaciones rápidamente dejaron de lado cualquier preocupación teórica. Usando solo calentamiento óhmico, START demostró betas tan altas como 12%, casi igualando el récord de 12.6% en la máquina DIII-D . Los resultados fueron tan buenos que se proporcionaron 10 millones de libras adicionales de financiamiento con el tiempo, lo que llevó a una reconstrucción importante en 1995. Cuando se encendió la calefacción de haz neutral, la beta saltó al 40%, superando cualquier diseño convencional en 3 veces.

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 cierto valor normalizado para el tamaño de la máquina, la inestabilidad en globo desestabiliza el plasma. Este llamado " límite de Troyon " es normalmente 4, y generalmente se limita a alrededor de 3,5 en las máquinas del mundo real. START mejoró esto dramáticamente a 6. El límite depende del tamaño de la máquina e indica que las máquinas tendrán que construirse de al menos un cierto tamaño si desean alcanzar algún objetivo de rendimiento. Con la escala mucho mayor de START, se alcanzarían los mismos límites con una máquina más pequeña.

Date prisa para construir ST

Dentro de la cámara de vacío del National Spherical Torus Experiment.

START probó las predicciones de Peng y Strickler; el ST tuvo un rendimiento en un orden de magnitud mejor que los diseños convencionales y también costó mucho menos construirlo. En términos de economía general, el ST fue un gran paso adelante.

Además, el ST era un enfoque nuevo y de bajo costo. Era una de las pocas áreas de la investigación de fusión principal en la que se podían hacer contribuciones reales con presupuestos reducidos. Esto provocó una serie de desarrollos de ST en todo el mundo. En particular, el National Spherical Torus Experiment (NSTX) y los experimentos de Pegasus en los EE. UU., Globus-M en Rusia y el seguimiento del Reino Unido de START, MAST .

Mientras tanto, el propio START encontró una nueva vida como parte del revolucionario proyecto Proto-Sphera en Italia, donde los experimentadores están intentando eliminar la columna central pasando la corriente a través de un plasma secundario. El proyecto Proto-Sphera también elimina la necesidad de un desviador , ya que las inestabilidades del plasma se aprovechan en lugar de evitarse.

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 por 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 usa normalmente para albergar 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 sobremesa fabricado en la Universidad de Flinders, 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. conectando los dos y proporcionando soporte mecánico a la estructura.

Estabilidad dentro del ST

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 moderna del plasma. El trabajo de Troyon proporciona un límite beta donde los reactores operativos comenzarán a ver inestabilidades significativas y demuestra cómo este límite escala con el tamaño, el diseño, 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 llevado a cabo por un grupo en el Laboratorio de Física del Plasma de Princeton . 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, esta versión beta se introduce 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 de 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,}$

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

Donde es la relación de aspecto inversa y es un factor de escala constante que es aproximadamente 0.03 para cualquier valor superior a 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. ${\ Displaystyle \ beta _ {\ text {max}} \,}$

Escala de potencia

Beta es una medida importante de rendimiento, pero en el caso de un reactor diseñado para producir electricidad, hay otras cuestiones prácticas que deben tenerse en cuenta. Entre estos se encuentra la densidad de potencia , que ofrece una estimación del tamaño de la máquina necesaria para una potencia de salida determinada. 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 más altas permitidas y, por lo tanto, a una mayor densidad de potencia. Sin embargo, esto solo es cierto si el campo magnético sigue siendo el mismo: beta es la relación entre la densidad magnética y la del plasma.

Si uno imagina 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 aborda 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 de campo. Además, como hay ciertos aspectos del diseño del reactor que tienen un tamaño fijo, la relación de aspecto podría verse forzada a ciertas configuraciones. Por ejemplo, los reactores de producción usarían 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 una 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, alrededor de 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 una manera más o menos 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:

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

Ahora consideramos la presión plasmática promedio que se puede generar con este campo magnético. Siguiendo a Freidberg:

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

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

${\ displaystyle {\ langle p \ rangle} = 0,14 \ left (1 + 2 ^ {2} \ right) \ left ({\ frac {1} {1,25}} \ right) \ left (1 - {\ frac { 1} {1.25}} \ right) ^ {2} 2.5 \ cdot 7.5 ^ {2} = 2.6 {\ text {atmospheres}}.}$

Considere ahora el diseño convencional como el anterior, utilizando imanes superconductores con una de 15 T y una manta de 1,2 metros de espesor. Primero calculamos que es 1 / (5/2) = 0.4 y 1.5 / 5 = 0.24, luego: ${\ Displaystyle B _ {\ text {max}}}$${\ Displaystyle \ epsilon}$${\ Displaystyle \ epsilon _ {b}}$

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

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 fuerza de campo permisible 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. La investigación que utiliza datos de NSTX y MAST parece confirmar la suposición de que para valores similares de potencia de campo y de fusión, pero de menor volumen, los ST pueden demostrar un producto triple de fusión de hasta un factor de tres más y una ganancia de potencia de fusión de un orden de magnitud mayor que los tokamaks.

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 costo del reactor. Las ganancias son tan grandes que es posible que no se requieran imanes superconductores, lo que lleva 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.

Las otras ventajas tienen que ver con la estabilidad del plasma. Desde los primeros días de la investigación de la fusión, el problema para hacer un sistema útil ha sido una serie de inestabilidades del plasma que solo 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 algunos de estos temas y señaló que sentía que los plasmas serían inherentemente más estables si siguieran líneas convexas de fuerza magnética, en lugar de cóncavas. No estaba claro en ese momento si esto se manifestaba en el mundo real, pero con el tiempo la sabiduría de estas palabras se hace 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 se empujan hacia adentro, siguiendo una línea cóncava. A medida que se mueven hacia el interior, son empujados 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 son sugeridos por el " factor de seguridad ", q , que varía con el volumen del plasma.

En un tokamak de sección transversal circular tradicional, el plasma pasa aproximadamente el mismo tiempo en el interior y el exterior del toro; un poco menos en el interior debido al radio más corto. En el tokamak avanzado con plasma en forma de D, la superficie interior del plasma se 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 entre el interior y el exterior es pequeña en comparación con el radio de la máquina en su conjunto (la definición de relación de aspecto). En una máquina ST, la variación de "adentro" a "afuera" es mucho mayor en términos relativos, y las partículas pasan mucho más tiempo en el "adentro". Esto conduce a una estabilidad muy mejorada.

Es posible construir un tokamak tradicional que funcione a betas más altas, mediante el uso de imanes más potentes. Para hacer esto, la corriente en el plasma debe aumentarse para generar el campo magnético toroidal de la magnitud correcta. 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 una q mucho mejor y, por lo tanto, permite mucha más potencia magnética antes de que aparezcan las inestabilidades. Los diseños convencionales alcanzaron el límite de Troyon alrededor de 3,5, mientras que START demostró funcionamiento en 6.

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 más baja que los diseños convencionales, a pesar de 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 drásticamente sobre el plasma. volumen. ${\ Displaystyle B _ {\ text {max}}.}$

El segundo problema es tanto una ventaja como 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 energía en la columna central será considerable. Los estudios de ingeniería sugieren que el campo máximo posible será de aproximadamente 7,5 T, mucho más bajo de lo que es posible con un diseño convencional. Esto impone un límite adicional a las presiones de plasma permitidas. Sin embargo, la falta de imanes superconductores reduce enormemente el precio del sistema, compensando potencialmente 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 completo 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. En entornos de producción, la disponibilidad está directamente relacionada con el costo de producción eléctrica. Los experimentos están en marcha para ver si el conductor puede ser reemplazado por un z-pinch plasma o conductor de metal líquido 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 una operación económica. Por suerte, el alto alargamiento y la triangularidad son las características que dan lugar a estas corrientes, por lo que es posible que el ST sea realmente más económico en este sentido. Ésta es un área de investigación activa.

Lista de máquinas ST

Retirado

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

Operacional

• Sitio web de ST25 , Tokamak Energy , Reino Unido
• Mega Ampere Spherical Tokamak , sitio web de MAST , 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
• Sitio web de Proto-Sphera (utilizando hardware de START), ENEA , Italia
• TST-2 , Universidad de Tokio , Japón
• SUNIST , Universidad de Tsinghua , China
• PEGASUS , sitio web de PEGASUS , Universidad de Wisconsin – Madison , Estados Unidos
• Sitio web de ETE , Instituto Nacional de Investigaciones Espaciales , Brasil

En construcción

• Actualización de URANIA de Pegasus

Propuesto

• Tokamak esférico para la producción de energía (STEP), Reino Unido
• Reactor de pruebas de ingeniería de fusión de China (CFETR)

Referencias

Citas

Bibliografía

enlaces externos

• Tokamaks esféricos : lista de experimentos de ST en tokamak.info (enlace MUERTO, enero de 2015)
• Lista de ST de 2012
• Culham Center for Fusion Energy : tokamaks esféricos en Culham, Reino Unido, incluidos los detalles de los experimentos MAST y START