LNF: Pedestal studies in high confinement regimes in tokamaks in ITER relevant conditions (HMODPEDTOK) (2018-2021): Difference between revisions
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Las tareas de investigación de este proyecto se enmarcan en el programa de fusión europeo y tienen como objetivo contribuir a mejorar la predicción de los regímenes de operación que se esperan en los futuros dispositivos de fusión como ITER y DEMO. El proyecto se centra en tres aspectos fundamentales: la transición del modo de bajo (modo L) a alto (modo H) confinamiento, el control de impurezas mediante el control activo de los ELMs (del inglés Edge Localized Modes) y regímenes de confinamiento sin ELMs o con ELMs de pequeño tamaño (para ITER y DEMO). | Las tareas de investigación de este proyecto se enmarcan en el programa de fusión europeo y tienen como objetivo contribuir a mejorar la predicción de los regímenes de operación que se esperan en los futuros dispositivos de fusión como ITER y DEMO. El proyecto se centra en tres aspectos fundamentales: la transición del modo de bajo (modo L) a alto (modo H) confinamiento, el control de impurezas mediante el control activo de los ELMs (del inglés Edge Localized Modes) y regímenes de confinamiento sin ELMs o con ELMs de pequeño tamaño (para ITER y DEMO). | ||
Los experimentos realizados en JET para investigar de qué depende la potencia de calentamiento umbral para acceder al modo H (PLH) han permitido construir una extensa base de datos, que incluye plasmas de hidrógeno, deuterio (D), tritio (T), deuterio-tritio (la mezcla que se utilizará en futuros reactores de fusión) y helio. Los datos de tritio y DT son únicos en el mundo. Los experimentos han permitido documentar cómo varía el valor de la densidad que minimiza el umbral de potencia de la transición L-H ( | Los experimentos realizados en JET para investigar de qué depende la potencia de calentamiento umbral para acceder al modo H (PLH) han permitido construir una extensa base de datos, que incluye plasmas de hidrógeno, deuterio (D), tritio (T), deuterio-tritio (la mezcla que se utilizará en futuros reactores de fusión) y helio. Los datos de tritio y DT son únicos en el mundo. Los experimentos han permitido documentar cómo varía el valor de la densidad que minimiza el umbral de potencia de la transición L-H (n<sub>e,min</sub>) en función de la composición del plasma. En los plasmas de tritio n<sub>e,min</sub> es un 25% más baja que en deuterio, y en helio es el doble que en deuterio. El dato en Helio tiene implicaciones para la operación inicial en ITER. Medidas por reflectometría Doppler del campo eléctrico en el borde del plasma muestran que este no varía a lo largo de la rampa de potencia previa de la transición, un dato que apoya teorías de transición de fase magnéticas frente a las convencionales basadas en la cizalladura del campo eléctrico. | ||
Es de resaltar que las campañas experimentales de tritio y deuterio-tritio en JET han producido numerosos resultados que se seguirán analizando. Se espera profundizar en los resultados mencionados, estudiando la influencia de la composición del plasma en los perfiles de densidad, temperatura y presión previos de la transición L-H. Estos datos han permitido empezar a desarrollar nuevas leyes de escala para JET y tokamaks con paredes metálicas. La nueva base de datos de transición L-H permitirá perfeccionar y comprender estas leyes de escala y asi mejorar las predicciones para ITER. | |||
En cuanto al estudio de plasmas con ELMs pequeños o sin ELMs, de gran importancia para ITER y DEMO, hemos contribuido a desarrollar el modo H “quiescent” | En el área del control de impurezas, evaluamos el impacto de métodos activos de control de ELMs: inyección de gas, ‘kicks’ y pellets en la fase de salida del modo H, donde se produce la bajada de la corriente del plasma y tiene lugar la transición H-L provocada por la reducción de la potencia de calentamiento. Esta es una fase particularmente complicada para ITER puesto que durante esta fase es necesario retrasar en lo posible la transición H-L y así evitar una transición brusca a modo L que, de producirse cuando el contenido en energía del plasma es todavía elevado, podría llegar a comprometer el control de la posición radial del plasma y poner en peligro la integridad de la pared del tokamak. Este trabajo ha demostrado que el control de ELMs, en particular el uso de ‘kicks’ y pellets, juega un papel crucial durante esta fase, contribuyendo a retrasar la transición H-L y evitando así la acumulación de impurezas en el centro del plasma y las disrupciones que esto provoca. La reducción del número de disrupciones es uno de los retos a los que se enfrenta la operación en ITER, de ahí la importancia de este trabajo. Estos experimentos también han permitido validar simulaciones de transporte muy detalladas, lo que permite tener una mayor confianza en las predicciones de esta fase de la descarga durante la operación de ITER. | ||
También hay que mencionar que con estos experimentos hemos demostrado que los «kicks» son eficientes para aumentar la frecuencias de los ELMs no solo durante la fase estacionaria del modo H, a potencias de calentamiento muy por encima de la potencia necesaria para acceder a modo H, sino también en condiciones cercanas a la transición H-L. Estos estudios son relevantes para ITER, puesto que los ´kicks´ podrían ser el único método de control de ELMs disponible durante la primera fase de operación de ITER a baja corriente (5.3 MA/1.8 T, plasmas de He o H, que se denomina en la literatura PFPO). | |||
En cuanto al estudio de plasmas con ELMs pequeños o sin ELMs, de gran importancia para ITER y DEMO, hemos contribuido a desarrollar el modo H “quiescent” en el tokamak AUG. Se caracterizan por una oscilación harmónica en el borde (EHO). También hemos detectado indicios del EHO en plasmas de tritio en JET. Por último, hemos investigado en JET un nuevo régimen de operación en modo H en JET, obtenido suprimiendo la inyección de gas. Este regimen presenta un buen confinamiento, con ELMs de pequeño tamaño y sin acumulación de impurezas. Se trata de un escenario novedoso en JET, especialmente porque se alcanza a baja colisionalidad en el pedestal, el mismo régimen en el que se espera operen los plasmas en modo H en ITER. | |||
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