Plasma stabilitet

En boll i vila i en dal ( höger ) kommer att återvända till botten om den flyttas något, eller störs , och är därmed dynamiskt stabil . En på toppen av en kulle ( vänster ) kommer att accelerera bort från sin vilopunkt om den störs, och är därmed dynamiskt instabil . Plasma har många mekanismer som gör att de faller in i den andra gruppen under vissa förhållanden.

Stabiliteten hos ett plasma är ett viktigt övervägande i studiet av plasmafysik . När ett system som innehåller ett plasma är i jämvikt är det möjligt att vissa delar av plasman störs av små störande krafter som verkar på den. Systemets stabilitet avgör om störningarna kommer att växa, svänga eller dämpas ut.

I många fall kan en plasma behandlas som en vätska och dess stabilitet analyseras med magnetohydrodynamik (MHD). MHD-teorin är den enklaste representationen av ett plasma, så MHD-stabilitet är en nödvändighet för stabila enheter som ska användas för kärnfusion , speciellt magnetisk fusionsenergi . Det finns dock andra typer av instabiliteter , såsom hastighet-rymd-instabilitet i magnetiska speglar och system med strålar. Det finns också sällsynta fall av system, t.ex. den fältomvända konfigurationen , som MHD förutsäger att de är instabila, men som observeras vara stabila, troligen på grund av kinetiska effekter.

Plasmainstabilitet

Plasmainstabilitet kan delas in i två allmänna grupper:

1. hydrodynamiska instabiliteter
2. kinetiska instabiliteter.

Plasmainstabiliteter kategoriseras också i olika lägen (t.ex. med hänvisning till en partikelstråle):

Läge (azimutvågnummer)	Notera	Beskrivning	Radiella lägen	Beskrivning
m=0		Korv instabilitet: visar harmoniska variationer av strålens radie med avståndet längs strålens axel	n=0	Axiell urtagning
			n=1	Standardkorv
			n=2	Axial buntning
m=1		Slinga- , veck- eller slanginstabilitet : representerar tvärgående förskjutningar av strålens tvärsnitt utan förändring av formen eller i en annan strålkarakteristik än läget för dess masscentrum
m=2	Filamenteringslägen: tillväxt leder till att strålen bryts upp i separata filament.	Ger ett elliptiskt tvärsnitt
m=3		Ger ett pyriformigt (päronformat) tvärsnitt
m=4		Består av fyra sammanflätade spiraler

Lista över plasmainstabiliteter

• Buneman instabilitet,
  • Farley-Buneman instabilitet ,
  • Jeans–Buneman instabilitet,
  • Relativistisk Buneman instabilitet,
• Cherenkov instabilitet,
• Koalescensinstabilitet,
  • Icke-linjär koalescensinstabilitet
• Ränninstabilitet,
• Kollaps instabilitet,
• Cyklotroninstabilitet, inklusive:
  • Alfven cyklotron instabilitet
  • Cyclotron maser instabilitet,
  • Elektroncyklotroninstabilitet
  • Elektrostatisk joncyklotron Instabilitet
  • Joncyklotroninstabilitet
  • Magnetoakustisk cyklotroninstabilitet
  • Protoncyklotroninstabilitet
  • Cyklotroninstabilitet av icke-resonant stråltyp
  • Relativistisk joncyklotroninstabilitet
  • Whistler cyklotron instabilitet
• Diokotroninstabilitet , (liknande Kelvin-Helmholtz-vätskeinstabiliteten ).
• Störande instabilitet (i tokamaks )
• Dubbel emissionsinstabilitet,
  • Kantlokaliserade lägen ,
  • Explosiv instabilitet (eller ballonginstabilitet ),
• Dubbel plasmaresonansinstabilitet,
• Driftinstabilitet (alias driftvågsinstabilitet eller universell instabilitet)
  • Lägre hybrid (drift) instabilitet (i mekanismen för kritisk joniseringshastighet )
  • Magnetisk driftinstabilitet,
  • Instabilitet med långsam drift
• Elektrotermisk instabilitet
• Fläktinstabilitet,
• Brandslangsinstabilitet (aka slanginstabilitet), inte att förväxla med den liknande namngivna instabiliteten för eldslang i galaktisk dynamik
• Fisk instabilitet,
• Fri elektronmaser instabilitet,
• Gyrotroninstabilitet,
• Helix-instabilitet,
• Jeans instabilitet ,
• Magnetrotationsinstabilitet (i ackretionsskivor )
• Magnetotermisk instabilitet (laserplasma),
• Modulerande instabilitet
• Icke-abelisk instabilitet,
• Parinstabilitet (i supernovor)
• Parkers instabilitet (magnetisk flytkraftsinstabilitet),
• Peratt instabilitet (staplade toroider )
• Pinch instability (aka Bennett pinch instability),
  • Instabilitet för korv (m=0)
  • Böjningsinstabilitet (m=1)
    • Spirinstabilitet (aka spiralformad instabilitet)
• Rayleigh–Taylor instabilitet (RTI, aka gravitationsinstabilitet)
  • Interchange instability (aka flöjtinstabilitet),
• Roterande instabilitet,
• Rivningsinstabilitet (eller resistiv rivningsinstabilitet)
• Tvåströmsinstabilitet (alias strålplasmainstabilitet, motströmningsinstabilitet)
  • Strålakustisk instabilitet
  • Bump-on-tail instabilitet
  • Jonstråleinstabilitet
  • Svag strålinstabilitet
• Weibel instabilitet
  • Chromo–Weibel instabilitet (dvs icke-abelsk instabilitet)
  • Filamentationsinstabilitet (alias beam-Weibel instabilitet),

MHD-instabiliteter

Beta är ett förhållande mellan plasmatrycket och magnetfältets styrka.

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

MHD-stabilitet vid hög beta är avgörande för en kompakt, kostnadseffektiv magnetisk fusionsreaktor. Fusionseffektdensiteten varierar ungefär som $\beta ^{2}$ vid konstant magnetfält, eller som $\beta _{N}^{4}$ vid konstant bootstrap-fraktion i konfigurationer med externt driven plasmaström. (Här är $\beta _{N}=\beta /(I/aB)$ den normaliserade beta.) I många fall representerar MHD-stabilitet den primära begränsningen för beta och alltså på fusionskrafttäthet. MHD-stabilitet är också nära knuten till frågor om skapande och upprätthållande av vissa magnetiska konfigurationer, energiinneslutning och drift i stationärt tillstånd. Kritiska frågor inkluderar förståelse och utvidgning av stabilitetsgränserna genom användning av en mängd olika plasmakonfigurationer och utveckling av aktiva medel för tillförlitlig drift nära dessa gränser. Exakta förutsägande kapaciteter behövs, vilket kommer att kräva tillägg av ny fysik till befintliga MHD-modeller. Även om det finns ett brett utbud av magnetiska konfigurationer, är den underliggande MHD-fysiken gemensam för alla. Förståelse för MHD-stabilitet som erhållits i en konfiguration kan gynna andra genom att verifiera analytiska teorier, tillhandahålla riktmärken för prediktiva MHD-stabilitetskoder och främja utvecklingen av aktiva kontrolltekniker.

Den mest grundläggande och kritiska stabilitetsfrågan för magnetisk fusion är helt enkelt att MHD-instabiliteter ofta begränsar prestanda vid hög beta. I de flesta fall är de viktiga instabiliteterna långa våglängder, globala lägen, på grund av deras förmåga att orsaka allvarlig försämring av energiinneslutning eller avslutning av plasmat. Några viktiga exempel som är gemensamma för många magnetiska konfigurationer är idealiska kinklägen, resistiva vägglägen och neoklassiska rivningslägen. En möjlig konsekvens av att överträda stabilitetsgränser är en störning, en plötslig förlust av värmeenergi, ofta följt av att urladdningen avbryts. Nyckelfrågan inkluderar alltså att förstå betagränsens natur i de olika konfigurationerna, inklusive de associerade termiska och magnetiska påfrestningarna, och att hitta sätt att undvika gränserna eller mildra konsekvenserna. Ett brett utbud av tillvägagångssätt för att förhindra sådana instabiliteter är under utredning, inklusive optimering av plasmakonfigurationen och dess inneslutningsanordning, kontroll av plasmans inre struktur och aktiv kontroll av MHD-instabiliteterna.

Idealiska instabiliteter

Idealiska MHD-instabiliteter som drivs av ström- eller tryckgradienter representerar den ultimata driftsgränsen för de flesta konfigurationer. Gränserna för långvåglängds kinkmod och kortvåglängds ballongmode är i allmänhet väl förstått och kan i princip undvikas.

Mellanvåglängdslägen (n ~ 5–10 lägen som till exempel påträffas i tokamak -kantplasma) är mindre välkända på grund av stabilitetsberäkningarnas beräkningsintensiva karaktär. Den omfattande betagränsdatabasen för tokamaks överensstämmer med idealiska MHD-stabilitetsgränser, vilket ger överensstämmelse inom cirka 10 % i beta för fall där plasmans interna profiler mäts noggrant. Denna goda överensstämmelse ger förtroende för idealstabilitetsberäkningar för andra konfigurationer och i konstruktionen av prototypfusionsreaktorer.

Resistiva vägglägen

Resistiva vägglägen (RWM) utvecklas i plasma som kräver närvaron av en perfekt ledande vägg för stabilitet. RWM-stabilitet är en nyckelfråga för många magnetiska konfigurationer. Måttliga betavärden är möjliga utan en närliggande vägg i tokamak , stellarator och andra konfigurationer, men en närliggande ledande vägg kan avsevärt förbättra idealisk kinklägesstabilitet i de flesta konfigurationer, inklusive tokamak, ST , reversed field pinch (RFP), spheromak , och möjligen FRC. I den avancerade tokamak och ST är väggstabilisering avgörande för drift med en stor del av bootstrap. Spheromak kräver väggstabilisering för att undvika låg-m, n tilt och växlingslägen, och eventuellt böjningslägen. Men i närvaro av en icke-ideal vägg är den långsamt växande RWM instabil. Det resistiva väggläget har varit ett långvarigt problem för RFP och har nyligen observerats i tokamak-experiment. Framsteg när det gäller att förstå RWM:s fysik och utveckla medel för att stabilisera den kan vara direkt tillämpbar på alla magnetiska konfigurationer. En närbesläktad fråga är att förstå plasmarotation, dess källor och sänkor och dess roll i att stabilisera RWM.

Resistiva instabiliteter

Resistiva instabiliteter är ett problem för alla magnetiska konfigurationer, eftersom debuten kan inträffa vid betavärden långt under den ideala gränsen. Stabiliteten hos neoklassiska rivlägen (NTM) är en nyckelfråga för magnetiska konfigurationer med en stark bootstrap-ström . NTM är ett metastabilt läge; i vissa plasmakonfigurationer kan en tillräckligt stor deformation av bootstrap-strömmen som produceras av en "fröö" bidra till öns tillväxt. NTM är redan en viktig prestationsbegränsande faktor i många tokamak-experiment, vilket leder till försämrad inneslutning eller störning. Även om den grundläggande mekanismen är väl etablerad, kräver förmågan att förutsäga uppkomsten i nuvarande och framtida enheter bättre förståelse av dämpningsmekanismerna som bestämmer tröskelöns storlek, och av modkopplingen genom vilken andra instabiliteter (som sågtänder i tokamaks) kan generera frööar. Resistivt ballongflygningsläge , som liknar idealisk ballongflygning, men med ändlig resistivitet i beaktande, ger ett annat exempel på resistiv instabilitet.

Möjligheter för att förbättra MHD-stabiliteten

Konfiguration

Konfigurationen av plasman och dess inneslutningsanordning representerar en möjlighet att förbättra MHD-stabiliteten på ett robust sätt. Fördelarna med urladdningsformning och lågt bildförhållande för ideal MHD-stabilitet har tydligt demonstrerats i tokamaks och STs, och kommer att fortsätta att undersökas i experiment som DIII-D , Alcator C-Mod , NSTX och MAST . Nya stellaratorexperiment som NCSX (föreslagen) kommer att testa förutsägelsen att tillägg av lämpligt utformade spiralformade spolar kan stabilisera idealiska kinklägen vid hög beta, och lägre beta-tester av ballongstabilitet är möjliga i HSX. De nya ST-experimenten ger en möjlighet att testa förutsägelser om att ett lågt bildförhållande ger förbättrad stabilitet till rivningslägen, inklusive neoklassisk, genom en stor stabiliserande " Glasser-effekt "-term associerad med en stor Pfirsch-Schlüter-ström. Neoklassiska rivlägen kan undvikas genom att minimera bootstrap-strömmen i kvasi-spiralformade och kvasi-allmäntsägande stellaratorkonfigurationer. Neoklassiska rivlägen stabiliseras också med lämpliga relativa tecken på bootstrap-strömmen och den magnetiska skjuvningen; denna förutsägelse stöds av frånvaron av NTM:er i centrala negativa skjuvningsområden hos tokamaks. Stellaratorkonfigurationer som den föreslagna NCSX, en kvasi-axisymmetrisk stellaratordesign, kan skapas med negativ magnetisk skjuvning och positiv bootstrap-ström för att uppnå stabilitet till NTM. Kinklägesstabilisering av en resistiv vägg har demonstrerats i RFP:er och tokamaks, och kommer att undersökas i andra konfigurationer inklusive ST:er (NSTX) och spheromaks (SSPX). Ett nytt förslag för att stabilisera resistiva vägglägen med en flytande flytande litiumvägg behöver ytterligare utvärdering.

Inre struktur

Kontroll av plasmans inre struktur tillåter mer aktivt undvikande av MHD-instabiliteter. Att bibehålla rätt strömtäthetsprofil kan till exempel hjälpa till att bibehålla stabiliteten till rivlägen. Open-loop-optimering av tryck- och strömtäthetsprofiler med externa värme- och strömdrivkällor används rutinmässigt i många enheter. Förbättrade diagnostiska mätningar tillsammans med lokaliserade värme- och nuvarande drivkällor, som nu blir tillgängliga, kommer att möjliggöra aktiv återkopplingskontroll av de interna profilerna inom en snar framtid. Sådant arbete påbörjas eller planeras i de flesta av de stora tokamakerna ( JET , JT–60U , DIII–D , C–Mod och ASDEX–U ) som använder RF- uppvärmning och strömdrift. Realtidsanalys av profildata såsom MSE-strömprofilmätningar och realtidsidentifiering av stabilitetsgränser är väsentliga komponenter i profilkontroll. Stark plasmarotation kan stabilisera resistiva vägglägen, vilket demonstreras i tokamak-experiment, och rotationsskjuvning förutsägs också stabilisera resistiva lägen. Möjligheter att testa dessa förutsägelser tillhandahålls av konfigurationer som ST, spheromak och FRC, som har en stor naturlig diamagnetisk rotation, såväl som tokamaks med rotation som drivs av neutral strålinjektion. Electric Tokamak- experimentet är avsett att ha en mycket stor driven rotation, som närmar sig Alfvéniska regimer där ideal stabilitet också kan påverkas. Att upprätthålla tillräcklig plasmarotation, och RWM:s möjliga roll för att dämpa rotationen, är viktiga frågor som kan undersökas i dessa experiment.

Feedbackkontroll

Aktiv återkopplingskontroll av MHD-instabiliteter bör tillåta drift bortom de "passiva" stabilitetsgränserna. Lokaliserad RF-strömdrivning vid den rationella ytan förutsägs reducera eller eliminera öar i neoklassisk rivläge. och COMPASS-D med lovande resultat och är planerade till nästa år [ i DIII–D. Rutinmässig användning av en sådan teknik i generaliserade plasmaförhållanden kommer att kräva realtidsidentifiering av det instabila läget och dess radiella placering. Om plasmarotationen som behövs för att stabilisera det resistiva väggläget inte kan upprätthållas, kommer återkopplingsstabilisering med externa spolar att krävas. Återkopplingsexperiment har påbörjats i DIII–D och HBT-EP, och feedbackkontroll bör undersökas för RFP och andra konfigurationer. Fysisk förståelse av dessa aktiva kontrolltekniker kommer att vara direkt tillämpbar mellan konfigurationer.

Disruption Mitigation

De tekniker som diskuterats ovan för att förbättra MHD-stabiliteten är det huvudsakliga sättet att undvika störningar. Men i händelse av att dessa tekniker inte förhindrar en instabilitet, kan effekterna av en störning mildras med olika tekniker. Experiment i JT–60U har visat minskning av elektromagnetiska spänningar genom drift vid en neutral punkt för vertikal stabilitet. Förebyggande avlägsnande av plasmaenergin genom injektion av en stor gaspuff eller en föroreningspellet har visats i tokamak-experiment, och pågående experiment i C–Mod, JT–60U, ASDEX–U och DIII–D kommer att förbättra förståelsen och prediktiv förmåga. Kryogena vätskestrålar av helium är en annan föreslagen teknik, som kan krävas för större enheter. Begränsande tekniker som utvecklats för tokamaks kommer att vara direkt tillämpliga på andra konfigurationer.

Se även

• Lista över plasmafysikartiklar
• Lista över hydrodynamiska instabiliteter uppkallade efter människor