Stabilita plazmy - Plasma stability

Míč v klidu v údolí ( vpravo ) se při nepatrném pohybu nebo rozrušení vrátí na dno a je tak dynamicky stabilní . Jeden na vrcholu kopce ( vlevo ) zrychlí ze svého klidového bodu, pokud je vyrušen, a je tak dynamicky nestabilní . Plazma má mnoho mechanismů, díky nimž za určitých podmínek spadají do druhé skupiny.

Stabilita plazmy je důležitým hlediskem při studiu fyziky plazmatu . Když je systém obsahující plazmu v rovnováze , je možné, že určité části plazmy budou narušeny malými rušivými silami působícími na ni. Stabilita systému určuje, zda narušení porostou, oscilují nebo budou tlumeny.

V mnoha případech lze plazmu považovat za tekutinu a její stabilita se analyzuje pomocí magnetohydrodynamiky (MHD). Teorie MHD je nejjednodušší znázornění plazmy, takže stabilita MHD je nutností pro použití stabilních zařízení pro jadernou fúzi , konkrétně energie magnetické fúze . Existují však i jiné typy nestabilit , jako jsou nestability rychlosti a prostoru v magnetických zrcadlech a systémech s paprsky. Existují také vzácné případy systémů, např. Konfigurace s obráceným polem , předpovězená MHD jako nestabilní, ale u kterých je pozorováno, že jsou stabilní, pravděpodobně kvůli kinetickým účinkům.

Nestability plazmy

Nestability plazmy lze rozdělit do dvou obecných skupin:

  1. hydrodynamické nestability
  2. kinetické nestability.

Nestability plazmy jsou také kategorizovány do různých režimů (např. S ​​odkazem na svazek částic):

Režim
(číslo azimutální vlny)
Poznámka Popis Radiální režimy Popis
m = 0 Nestabilita klobásy :
zobrazuje harmonické variace poloměru paprsku se vzdáleností podél osy paprsku
n = 0 Axiální vyhloubení
n = 1 Standardní klobása
n = 2 Axiální shlukování
m = 1 Vlnitá , nestabilita zalomení nebo hadice :
představuje příčné posunutí průřezu paprsku beze změny tvaru nebo jiných charakteristik paprsku, než je poloha jeho těžiště
m = 2 Filamentační režimy:
růst vede k rozpadu paprsku na samostatná vlákna.
Dává eliptický průřez
m = 3 Poskytuje pyriformní (hruškovitý) průřez
m = 4 Skládá se ze čtyř propletených šroubovic

Seznam nestabilit plazmy

Nestability MHD

Beta je poměr tlaku plazmy k síle magnetického pole .

Stabilita MHD při vysoké beta je pro kompaktní a nákladově efektivní magnetický fúzní reaktor klíčová. Hustota fúzní energie se mění zhruba jako při konstantním magnetickém poli, nebo jako při konstantní frakci bootstrapu v konfiguracích s externě poháněným plazmovým proudem. (Zde je normalizovaná beta verze.) V mnoha případech představuje stabilita MHD primární omezení pro beta verzi a tedy pro hustotu fúzní energie. Stabilita MHD je také úzce spojena s otázkami vytváření a udržování určitých magnetických konfigurací, omezování energie a provozu v ustáleném stavu. Mezi kritické problémy patří pochopení a rozšíření limitů stability pomocí různých konfigurací plazmy a vývoj aktivních prostředků pro spolehlivý provoz v blízkosti těchto limitů. Jsou zapotřebí přesné prediktivní schopnosti, což bude vyžadovat přidání nové fyziky ke stávajícím modelům MHD. Ačkoli existuje široká škála magnetických konfigurací, základní fyzika MHD je společná pro všechny. Pochopení stability MHD získané v jedné konfiguraci může být pro ostatní prospěšné, a to ověřením analytických teorií, poskytnutím referenčních hodnot pro prediktivní kódy stability MHD a pokrokem ve vývoji technik aktivního řízení.

Nejzásadnějším a nejkritičtějším problémem stability pro magnetickou fúzi je jednoduše to, že nestability MHD často omezují výkon při vysoké beta. Ve většině případů jsou důležitými nestabilitami globální vlnové délky s dlouhou vlnovou délkou kvůli jejich schopnosti způsobit vážnou degradaci omezování energie nebo ukončení plazmy. Některé důležité příklady, které jsou společné mnoha magnetickým konfiguracím, jsou ideální režimy zalomení, režimy odporové stěny a neoklasické režimy trhání. Možným důsledkem porušení hranic stability je narušení, náhlá ztráta tepelné energie, často následovaná ukončením výboje. Klíčový problém tedy zahrnuje pochopení podstaty limitu beta v různých konfiguracích, včetně souvisejících tepelných a magnetických napětí, a hledání způsobů, jak se limitům vyhnout nebo zmírnit důsledky. Probíhá zkoumání široké škály přístupů k prevenci těchto nestabilit, včetně optimalizace konfigurace plazmy a jejího omezovacího zařízení, kontroly vnitřní struktury plazmy a aktivní kontroly nestabilit MHD.

Ideální nestability

Ideální nestability MHD poháněné gradienty proudu nebo tlaku představují maximální provozní limit pro většinu konfigurací. Limity režimu smyčky s dlouhou vlnovou délkou a balónového režimu s krátkou vlnovou délkou jsou obecně dobře známy a lze jim v zásadě zabránit.

Režimy středních vlnových délek (například n ~ 5–10 režimů vyskytujících se v hranových plazmech tokamaku ) jsou méně dobře pochopitelné kvůli výpočetně náročné povaze výpočtů stability. Rozsáhlá databáze limitů beta pro tokamaky je v souladu s ideálními limity stability MHD, což vede k dohodě s přibližně 10% v beta verzi pro případy, kdy jsou vnitřní profily plazmy přesně měřeny. Tato dobrá shoda poskytuje důvěru ve výpočty ideální stability pro jiné konfigurace a v konstrukci prototypů fúzních reaktorů.

Rezistivní režimy stěn

Režimy rezistivní stěny (RWM) se vyvíjejí v plazmech, které pro stabilitu vyžadují přítomnost dokonale vodivé stěny. Stabilita RWM je klíčovým problémem mnoha magnetických konfigurací. Umírněné hodnoty beta jsou možné bez nedaleké stěny v tokamaku , stelarátor a jiné konfigurace, ale v blízkosti vedení stěna může výrazně zlepšit ideální stabilitu režimu zlomu ve většině konfigurací, včetně tokamaku, ST , s reverzními pole pinch (RFP), spheromak , a možná FRC. V pokročilém tokamaku a ST je stabilizace stěny kritická pro provoz s velkou bootstrapovou frakcí . Spheromak vyžaduje stabilizaci stěny, aby se zabránilo režimům naklonění a posunutí nízkého m, n, případně režimu ohýbání. Avšak v přítomnosti neideální stěny je pomalu rostoucí RWM nestabilní. Režim odporové stěny byl pro RFP dlouhodobým problémem a nedávno byl pozorován v experimentech s tokamakem. Pokrok v porozumění fyzice RWM a vývoji prostředků k její stabilizaci by mohl být přímo použitelný pro všechny magnetické konfigurace. Úzce souvisejícím problémem je pochopení rotace plazmy, jejích zdrojů a propadů a její role při stabilizaci RWM.

Odporové nestability

Rezistivní nestability jsou problémem pro všechny magnetické konfigurace, protože nástup může nastat při hodnotách beta hluboko pod ideálním limitem. Stabilita neoklasických trhacích režimů (NTM) je klíčovým problémem pro magnetické konfigurace se silným zaváděcím proudem . NTM je metastabilní režim; v určitých plazmových konfiguracích může dostatečně velká deformace proudu bootstrapu produkovaného „semenným ostrovem“ přispět k růstu ostrova. NTM je již důležitým faktorem omezujícím výkon v mnoha experimentech s tokamakem, což vede ke zhoršenému uvěznění nebo narušení. Ačkoli je základní mechanismus dobře zavedený, schopnost předpovídat nástup v současných i budoucích zařízeních vyžaduje lepší pochopení tlumicích mechanismů, které určují velikost prahového ostrova, a vazby režimů, kterými mohou jiné nestability (jako jsou pilety v tokamakech) generovat semenné ostrovy. Režim odporového balonkování , podobný ideálnímu balonkování, ale s zohledněním konečného měrného odporu, poskytuje další příklad odporové nestability.

Příležitosti pro zlepšení stability MHD

Konfigurace

Konfigurace plazmy a jejího omezovacího zařízení představuje příležitost robustním způsobem zlepšit stabilitu MHD. Výhody tvarování výboje a nízkého poměru stran pro ideální stabilitu MHD byly jasně prokázány v tokamakech a ST a budou nadále zkoumány v experimentech jako DIII-D , Alcator C-Mod , NSTX a MAST . Nové experimenty se stellarátorem, jako je NCSX (navržené), otestují predikci, že přidání vhodně navržených spirálových cívek může stabilizovat ideální kink režimy při vysoké beta a v HSX jsou možné nižší beta testy stability balonem. Nové experimenty ST poskytují příležitost otestovat předpovědi, že nízký poměr stran přináší zlepšenou stabilitu vůči trhacím režimům, včetně neoklasicistního, prostřednictvím velkého stabilizačního termínu „Glasserův efekt “ spojeného s velkým proudem Pfirsch-Schlüter. Režimům neoklasicistního roztržení se lze vyhnout minimalizací bootstrapového proudu v konfiguracích kvazi-šroubovice a kvazi-omnigenního stellarátoru. Režimy neoklasického trhání jsou také stabilizovány příslušnými relativními znaky proudu bootstrapu a magnetického střihu; tato predikce je podporována absencí NTM v centrálních oblastech negativního smyku tokamaků. Konfigurace stellarátoru, jako je navrhovaný NCSX, kvaziosymetrický design stellarátoru, lze vytvořit s negativním magnetickým střihem a pozitivním proudem bootstrapu, aby se dosáhlo stability vůči NTM. Stabilizace Kink režimu odporovou zdí byla prokázána v RFP a tokamakech a bude zkoumána v jiných konfiguracích včetně ST (NSTX) a spheromaks (SSPX). Nový návrh na stabilizaci režimů odporové stěny pomocí tekoucí kapalné lithiové stěny vyžaduje další vyhodnocení.

Vnitřní struktura

Řízení vnitřní struktury plazmy umožňuje aktivnější zamezení nestabilit MHD. Například udržování správného profilu hustoty proudu může pomoci udržet stabilitu v režimech trhání. V mnoha zařízeních se běžně používá otevřená smyčka optimalizace profilů tlaku a hustoty proudu s externími zdroji topení a proudu. Vylepšená diagnostická měření spolu s lokalizovanými zdroji topení a proudu, které jsou nyní k dispozici, umožní v blízké budoucnosti aktivní kontrolu zpětné vazby interních profilů. Takové práce začínají nebo jsou plánovány ve většině velkých tokamaků ( JET , JT – 60U , DIII – D , C – Mod a ASDEX – U ) využívajících vysokofrekvenční ohřev a proudový pohon. Analýza profilů v reálném čase, jako je měření aktuálního profilu MSE a identifikace hranic stability v reálném čase, jsou základními součástmi kontroly profilu. Silná rotace plazmy může stabilizovat režimy odporové stěny, jak je ukázáno v experimentech s tokamakem, a předpokládá se také stabilizace odporových režimů rotačním smykem. Příležitosti otestovat tyto předpovědi poskytují konfigurace jako ST, spheromak a FRC, které mají velkou přirozenou diamagnetickou rotaci, stejně jako tokamaky s rotací poháněnou vstřikováním neutrálního paprsku. Electric Tokamak experiment má mít velkou poháněné rotace, blíží Alfvénic režimy, kde ideální stability mohou být také ovlivněny. Udržování dostatečné rotace plazmy a možná role RWM při tlumení rotace jsou důležité otázky, které mohou být zkoumány v těchto experimentech.

Zpětná vazba

Aktivní zpětná vazba nestabilit MHD by měla umožnit provoz nad „pasivní“ limity stability. Předpokládá se, že lokalizovaný vysokofrekvenční proudový pohon na racionálním povrchu sníží nebo eliminuje neoklasické ostrovy trhacího režimu. Experimenty byly zahájeny v ASDEX – U a COMPASS-D se slibnými výsledky a jsou plánovány na příští rok v DIII – D. Rutinní použití takové techniky v podmínkách generalizované plazmy bude vyžadovat identifikaci nestabilního režimu a jeho radiální polohy v reálném čase. Pokud nelze udržovat rotaci plazmy potřebnou ke stabilizaci režimu odporové stěny, bude vyžadována zpětnovazební stabilizace pomocí externích cívek. Experimenty se zpětnou vazbou byly zahájeny v DIII – D a HBT-EP a měla by být prozkoumána zpětnovazební kontrola pro RFP a další konfigurace. Fyzikální porozumění těmto technikám aktivního řízení bude přímo použitelné mezi konfiguracemi.

Zmírnění narušení

Techniky diskutované výše pro zlepšení stability MHD jsou hlavním prostředkem, jak se vyhnout přerušení. V případě, že tyto techniky nezabrání nestabilitě, lze účinky narušení zmírnit různými technikami. Experimenty na JT – 60U prokázaly snížení elektromagnetických napětí provozem v neutrálním bodě kvůli vertikální stabilitě. Preventivní odstranění energie plazmy injekcí velkého plynového obláčku nebo pelety nečistot bylo prokázáno v experimentech s tokamakem a probíhající experimenty v C – Mod, JT – 60U, ASDEX – U a DIII – D zlepšují porozumění a prediktivní schopnosti. Kryogenní kapalné trysky helia jsou další navrhovanou technikou, která může být vyžadována pro větší zařízení. Techniky zmírňování vyvinuté pro tokamaky budou přímo použitelné pro jiné konfigurace.

Viz také

Reference