Plasma stabilitet - Plasma stability

En ball i ro i en dal (til høyre ) vil komme tilbake til bunnen hvis den beveges litt, eller forstyrres , og er dermed dynamisk stabil . En på toppen av en bakke (til venstre ) vil akselerere vekk fra hvilepunktet hvis den blir forstyrret, og er dermed dynamisk ustabil . Plasmas har mange mekanismer som gjør at de faller inn i den andre gruppen under visse forhold.

Den stabilitet av et plasma er en viktig faktor i studiet av plasmafysikk . Når et system som inneholder et plasma er i likevekt , er det mulig for visse deler av plasmaet å bli forstyrret av små forstyrrende krefter som virker på det. Systemets stabilitet avgjør om forstyrrelsene vil vokse, svinge eller bli dempet.

I mange tilfeller kan et plasma behandles som en væske og dets stabilitet analyseres med magnetohydrodynamikk (MHD). MHD-teori er den enkleste representasjonen av et plasma, så MHD-stabilitet er en nødvendighet for at stabile enheter skal brukes til kjernefusjon , spesielt magnetisk fusjonsenergi . Det er imidlertid andre typer ustabiliteter , som hastighetsrom ustabiliteter i magnetiske speil og systemer med bjelker. Det er også sjeldne tilfeller av systemer, f.eks. Feltomvendt konfigurasjon , som MHD antar å være ustabil, men som observeres å være stabil, sannsynligvis på grunn av kinetiske effekter.

Plasma ustabilitet

Plasmainstabiliteter kan deles inn i to generelle grupper:

  1. hydrodynamiske ustabiliteter
  2. kinetiske ustabiliteter.

Plasmainstabiliteter er også kategorisert i forskjellige moduser (f.eks. Med referanse til en partikkelstråle):

Mode
(azimutal wave number)
Merk Beskrivelse Radiale moduser Beskrivelse
m = 0 Pølse ustabilitet:
viser harmoniske variasjoner av stråleradius med avstand langs stråleaksen
n = 0 Uthuling aksialt
n = 1 Standard pølser
n = 2 Aksial gjenging
m = 1 Sinuøs , kink eller slange ustabilitet:
representerer tverrgående forskyvning av bjelketverrsnittet uten endring i form eller i en bjelkeegenskaper annet enn plasseringen av dens massesenter
m = 2 Filamentasjonsmodi:
vekst fører mot at strålen brytes opp i separate filamenter.
Gir et elliptisk tverrsnitt
m = 3 Gir et pyriform (pæreformet) tverrsnitt
m = 4 Består av fire sammenflettede helixer

Liste over plasma ustabiliteter

MHD ustabilitet

Beta er et forhold mellom plasmatrykket og magnetfeltstyrken .

MHD-stabilitet ved høy beta er avgjørende for en kompakt, kostnadseffektiv magnetisk fusjonsreaktor. Fusjonseffekttetthet varierer omtrent som ved konstant magnetfelt, eller som ved konstant bootstrapfraksjon i konfigurasjoner med eksternt drevet plasmastrøm. (Her er den normaliserte betaen.) I mange tilfeller representerer MHD-stabilitet den primære begrensningen på beta og dermed på fusjonens effekttetthet. MHD-stabilitet er også nært knyttet til spørsmål om opprettelse og opprettholdelse av visse magnetiske konfigurasjoner, energibegrensning og steady-state-drift. Kritiske spørsmål inkluderer forståelse og utvidelse av stabilitetsgrensene ved bruk av en rekke plasmakonfigurasjoner, og utvikling av aktive midler for pålitelig drift nær disse grensene. Nøyaktige prediktive evner er nødvendig, noe som vil kreve tillegg av ny fysikk til eksisterende MHD-modeller. Selv om det finnes et bredt spekter av magnetiske konfigurasjoner, er den underliggende MHD-fysikken felles for alle. Forståelse av MHD-stabilitet oppnådd i en konfigurasjon kan være til nytte for andre ved å verifisere analytiske teorier, gi referanser for prediktive MHD-stabilitetskoder og fremme utviklingen av aktive kontrollteknikker.

Det mest grunnleggende og kritiske stabilitetsproblemet for magnetisk fusjon er ganske enkelt at MHD ustabilitet ofte begrenser ytelsen ved høy beta. I de fleste tilfeller er de viktige ustabilitetene lange bølgelengder, globale moduser, på grunn av deres evne til å forårsake alvorlig nedbrytning av energibegrensning eller avslutning av plasmaet. Noen viktige eksempler som er felles for mange magnetiske konfigurasjoner, er ideelle kinkmodus, resistive veggmodus og neoklassiske rivemodus. En mulig konsekvens av brudd på stabilitetsgrenser er en forstyrrelse, et plutselig tap av termisk energi ofte etterfulgt av avslutning av utslippet. Hovedproblemet inkluderer altså forståelse av beta-grensen i de forskjellige konfigurasjonene, inkludert tilhørende termiske og magnetiske påkjenninger, og finne måter å unngå grensene eller redusere konsekvensene. Et bredt spekter av tilnærminger for å forhindre slike ustabiliteter er under utredning, inkludert optimalisering av konfigurasjonen av plasmaet og dets inneslutningsanordning, kontroll av den interne strukturen i plasmaet og aktiv kontroll av MHD-ustabilitet.

Ideelle ustabiliteter

Ideelle MHD-ustabiliteter drevet av strøm- eller trykkgradienter representerer den ultimate driftsgrensen for de fleste konfigurasjoner. Grensene for kinkmodus med lang bølgelengde og kortbølgelengde er generelt forstått og kan i prinsippet unngås.

Mellom-bølgelengdemodus (n ~ 5–10 modi man opplever i tokamak- kantplasmaer, for eksempel) er mindre forstått på grunn av beregningsintensiv karakter av stabilitetsberegningene. Den omfattende beta-grensedatabasen for tokamaks er i samsvar med ideelle MHD-stabilitetsgrenser, og gir enighet på ca. 10% i beta for tilfeller der de interne profilene i plasmaet måles nøyaktig. Denne gode avtalen gir tillit til ideelle stabilitetsberegninger for andre konfigurasjoner og i utformingen av fusjonsreaktorer med prototype.

Motstandsdyktige veggmodus

Resistive wall modes (RWM) utvikler seg i plasmaer som krever nærvær av en perfekt ledende vegg for stabilitet. RWM-stabilitet er et sentralt tema for mange magnetiske konfigurasjoner. Moderate beta verdier er mulig uten en nærliggende vegg i tokamak , stellarator , og andre konfigurasjoner, men en nærliggende gjennomføre vegg kan forbedre ideelle kink modus stabilitet i de fleste konfigurasjoner, inkludert tokamak, ST , motsatt felt klype (RFP), spheromak , og muligens FRC. I den avanserte tokamak og ST er veggstabilisering kritisk for drift med en stor bootstrapfraksjon . Sfæromak krever stabilisering av veggen for å unngå modiene low-m, n tilt og shift, og muligens bøyemodi. Imidlertid, i nærvær av en ikke-ideell vegg, er den sakte voksende RWM ustabil. Den resistive veggmodusen har vært et mangeårig problem for RFP, og har nylig blitt observert i tokamak-eksperimenter. Fremgang i å forstå fysikken til RWM og å utvikle midler for å stabilisere den kan være direkte anvendelig for alle magnetiske konfigurasjoner. Et nært beslektet problem er å forstå plasmaderotasjon, dens kilder og vasker, og dens rolle i å stabilisere RWM.

Resistive ustabiliteter

Resistive ustabiliteter er et problem for alle magnetiske konfigurasjoner, siden utbruddet kan forekomme ved betaverdier godt under den ideelle grensen. Stabiliteten til neoklassiske rivemodus (NTM) er et nøkkelproblem for magnetiske konfigurasjoner med en sterk bootstrapstrøm . NTM er en metastabil modus; i visse plasmakonfigurasjoner kan en tilstrekkelig stor deformasjon av støvelstrømmen produsert av en "frøøye" bidra til veksten av øya. NTM er allerede en viktig ytelsesbegrensende faktor i mange tokamak-eksperimenter, noe som fører til forringet inneslutning eller forstyrrelse. Selv om den grunnleggende mekanismen er godt etablert, krever evnen til å forutsi utbruddet i nåværende og fremtidige enheter bedre forståelse av dempningsmekanismene som bestemmer terskeløystørrelsen, og hvilken modekobling som andre ustabiliteter (for eksempel sagetenner i tokamaks) kan generere frøøyer. Resistive Ballooning Mode , som ligner på ideell ballooning, men med endelig resistivitet tatt i betraktning, gir et annet eksempel på en resistiv ustabilitet.

Muligheter for å forbedre MHD-stabilitet

Konfigurasjon

Konfigurasjonen av plasmaet og dets inneslutningsenhet representerer en mulighet til å forbedre MHD-stabilitet på en robust måte. Fordelene med utslippsforming og lavt sideforhold for ideell MHD-stabilitet er tydelig demonstrert i tokamaks og STs, og vil fortsette å bli undersøkt i eksperimenter som DIII-D , Alcator C-Mod , NSTX og MAST . Nye stellatoreksperimenter som NCSX (foreslått) vil teste spådommen om at tilsetning av passende utformede spiralformede spoler kan stabilisere ideelle kinkmodi ved høy beta, og lavere beta-tester av ballongstabilitet er mulig i HSX. De nye ST-eksperimentene gir en mulighet til å teste spådommer om at et lavt sideforhold gir forbedret stabilitet for rivemodus, inkludert nyklassisk, gjennom en stor stabiliserende " Glasser-effekt " -betegnelse assosiert med en stor Pfirsch-Schlüter-strøm. Neoklassiske rivemoduser kan unngås ved å minimere bootstrapstrømmen i kvasi-spiralformede og kvasi-omnigenøse stjernekonfigurasjoner. Neoklassiske rivemodus er også stabilisert med passende relative tegn på bootstrapstrømmen og den magnetiske skjæringen; denne spådommen støttes av fraværet av minibanker i sentrale negative skjærområder i tokamaks. Stellaratorkonfigurasjoner som den foreslåtte NCSX, en kvasiaksymmetrisk stellatordesign, kan opprettes med negativ magnetisk skjær og positiv støtstrøm for å oppnå stabilitet til NTM. Kink-modus-stabilisering av en resistiv vegg er demonstrert i RFP og tokamaks, og vil bli undersøkt i andre konfigurasjoner, inkludert ST-er (NSTX) og sfæromakker (SSPX). Et nytt forslag om å stabilisere motstandsveggmodus med en flytende flytende litiumvegg trenger ytterligere evaluering.

Intern struktur

Kontroll av den interne strukturen i plasmaet tillater mer aktiv unngåelse av MHD ustabilitet. Ved å opprettholde riktig strømtetthetsprofil kan for eksempel bidra til å opprettholde stabilitet i rivemodus. Åpen sløyfeoptimalisering av trykk- og strømtetthetsprofiler med ekstern oppvarming og strømkilder brukes rutinemessig i mange enheter. Forbedrede diagnostiske målinger sammen med lokaliserte kilder til oppvarming og strøm, som nå blir tilgjengelige, vil tillate aktiv tilbakemeldingskontroll av de interne profilene i nær fremtid. Slikt arbeid begynner eller planlegges i de fleste store tokamakker ( JET , JT – 60U , DIII – D , C – Mod og ASDEX – U ) ved bruk av RF- oppvarming og strømdrift . Sanntidsanalyse av profildata som MSE-nåværende profilmålinger og sanntidsidentifisering av stabilitetsgrenser er viktige komponenter i profilkontroll. Sterk plasmaderotasjon kan stabilisere modstandsveggmodus, som vist i tokamak-eksperimenter, og rotasjonsskjæring antas også å stabilisere resistive moduser. Muligheter for å teste disse spådommene er gitt av konfigurasjoner som ST, spheromak og FRC, som har en stor naturlig diamagnetisk rotasjon, samt tokamaks med rotasjon drevet av nøytral stråleinjeksjon. The Electric Tokamak forsøket er ment å ha en veldig stor drevet rotasjon, nærmer Alfvénic regimer hvor ideell stabilitet kan også bli påvirket. Opprettholde tilstrekkelig plasmaderotasjon, og den mulige rollen til RWM i å dempe rotasjonen, er viktige spørsmål som kan undersøkes i disse eksperimentene.

Tilbakemeldingskontroll

Aktiv tilbakemeldingskontroll av MHD-ustabiliteter bør tillate drift utover de "passive" stabilitetsgrensene. Lokalisert RF-strømdrev på den rasjonelle overflaten antas å redusere eller eliminere neoklassiske rivemodusøyer. Eksperimenter har startet i ASDEX – U og COMPASS-D med lovende resultater, og er planlagt neste år i DIII – D. Rutinemessig bruk av en slik teknikk under generelle plasmaforhold vil kreve sanntidsidentifikasjon av den ustabile modusen og dens radiale plassering. Hvis plasmanotasjonen som trengs for å stabilisere motstandsveggmodus ikke kan opprettholdes, vil tilbakemeldingsstabilisering være nødvendig med eksterne spoler. Tilbakemeldingseksperimenter har startet i DIII – D og HBT-EP, og tilbakemeldingskontroll bør utforskes for RFP og andre konfigurasjoner. Fysikkforståelse av disse aktive kontrollteknikkene vil være direkte anvendelig mellom konfigurasjoner.

Avbøtende lindring

Teknikkene diskutert ovenfor for å forbedre MHD-stabilitet er de viktigste måtene å unngå forstyrrelser. Imidlertid, i tilfelle at disse teknikkene ikke forhindrer ustabilitet, kan effekten av en forstyrrelse dempes med forskjellige teknikker. Eksperimenter i JT – 60U har vist reduksjon av elektromagnetiske påkjenninger gjennom drift på et nøytralt punkt for vertikal stabilitet. Forebyggende fjerning av plasmaenergien ved injeksjon av en stor gasspust eller en urenhetspellet har blitt demonstrert i tokamak-eksperimenter, og pågående eksperimenter i C – Mod, JT – 60U, ASDEX – U og DIII – D vil forbedre forståelsen og prediktiv evne. Kryogene væskestråler av helium er en annen foreslått teknikk, som kan være nødvendig for større enheter. Avbøtende teknikker utviklet for tokamaks vil være direkte anvendelig i andre konfigurasjoner.

Se også

Referanser