Vyhlazení nepravidelností magnetického pole tokamaku v reálném čase

Malé nepravidelnosti neboli „chybná pole“ v magnetickém poli tokamaků mohou být příčinou nestability plazmatu. V tokamacích, jako bude ITER, se tyto nepravidelnosti „vyhlazují“ pomocí speciálních řiditelných cívek. Návrh ITER zahrnuje 18 supravodivých korekčních cívek umístěných mezi cívky toroidálního a poloidálního pole, které budou kompenzovat chyby v polích způsobené geometrickými odchylkami danými tolerancemi při výrobě a montáži. V každém případě jsou účinné metody zjištění chybných polí a nastavení optimálních proudů v korekčních cívkách velkou výzvou i pro současná fúzní zařízení.

Vědci na tokamaku DIII-D National Fusion Facility, největším magnetickém fúzním zařízení ve Spojených státech, vyvinuli novou metodu pro minimalizaci asymetrie magnetických polí v tokamaku. Metoda spočívá ve zvýšení rotace udržovaného plazmatu během jediného výstřelu (zažehnutí výboje v plazmatu) a byla úspěšně otestována v přípravných pokusech na tokmaku DIII-D.

On-line korekce

Nová metoda nastavuje proudy v korekčních cívkách spojitě v reálném čase (on line), což je pochopitelně výhodnější než přibližné, předem spočítané korekce. Jeden z účinků chybného pole je totiž brzdící síla, která zpomaluje otáčení plazmatu.Řídicí systém na základě měření rychlosti otáčení plazmatu v reálném čase spojitě mění magnetické pole korekčních cívek. Použitím moderních metod tento proces rychle určí optimální korekční pole minimalizující brzdění rotace.

Maximalizace rotace plazmatu v reálném čase má několik výhod: snižuje nebezpečí nechtěné destabilizace plazmatu; spojitě zjišťuje změny zdrojů chybných polí pro nastavení nejlepších podmínek plazmatu během výboje, což umožňuje účinnou optimalizaci korekčního pole během jediného výstřelu (simulace naznačují, že optimalizační proces v tokamaku ITER může být dosažen v několika málo sekundách).Tyto výhody činí novou metodu slibnou volbou pro lepší fungování tokamaku ITER díky minimalizaci nežádoucích účinků chybných polí.

Poznámka k obrázku

Všimněte si „X-bodu“ v horní části plazmatu průřezu písmene D na plakátu v obrázku. DIII-D je jeden z mála tokamaků, které mohou fungovat jak s horním, tak dolním, nebo oběma „X body“ současně.X bod je okamžik na separatrixe (poslední, resp. hraniční uzavřené silokřivce), kdy se chod uzavřených silokřivek (magnetických povrchů) ve vakuové komoře tokamaku mění v otevřený a tyto silokřivky dopadají na terče, resp. oblouk divertoru. Uzavřené silokřivky/povrchy se nedotýkají žádné části vakuové komory. Plazma je takto pomocí magnetického pole od vnitřní stěny vakuové komory izolované. Plazma putující vně bodu X po otevřených siločárách/površích po dopadu na divertor deionizuje a coby neutrální plyn se odčerpá mimo vakuovou komoru. Protože na okraji plazmatu tokamaku se nacházejí nečistoty včetně popela = helia, divertor ve spolupráci otevřenými magnetickými povrchy čistí plazma. JET má jeden bod X, ITER bude mít také jeden bod X, ale experimentuje se se dvěma body X - to je příklad tokamaku DIII-D. Na dalším obrázku je znázorněn průřez divertorem s bodem X. Bod X se v praxi vyrobí tak, že se pod cívky toroidálního pole vloží poloidální cívka.

Zdroj: General Atomics