Fusión nuclear mediante confinamiento magnético

En el artículo "La fusión nuclear. La energía de las estrellas" se expusieron los diferentes tipos de confinamiento. Esta vez nos vamos a centrar en el confinamiento magnético, una de las estrategias más prometedoras para conseguir la fusión en la Tierra.

La fusión nuclear. La energía de las estrellas

Cuando miramos al Sol, estamos viendo un reactor de fusión natural funcionando desde hace 4.600 millones de años, donde el ciclo protón-protón es la principal fuente de energía. En su interior, bajo condiciones extremas de temperatura y presión, se producen reacciones de fusión nuclear que convierten hidrógeno en helio,

Nexus CosmicusMiguel A.

En primer lugar conviene tratar de forma simplificada los fundamentos físicos que sustentan este método de confinamiento. La realidad es que a las temperaturas necesarias para que tenga lugar la fusión no existe ningún material sólido que pueda resistir el contacto directo con el plasma, y aunque lo hubiera, su presencia haría que el plasma se volviera inestable debido a las impurezas. Para solventar esto se recurre a un campo magnético intenso que confina las partículas cargadas. En esencia, el confinamiento magnético consiste en contener el plasma dentro de una botella magnética empleando para ello campos magnéticos, mediante los cuales se "moldea" la forma en las que las partículas cargadas permanecen cautivas.

Esto es posible debido a la acción de la fuerza de Lorentz, que se traduce en que una partícula cargada que atraviesa un campo magnético experimenta una fuerza perpendicular al vector del campo magnético y al vector desplazamiento:

donde v es la velocidad de la carga, E es el vector intensidad de campo eléctrico y B es el vector inducción magnética. 

Movimiento de una partícula cargada (negativa o positivamente) en un campo magnético. Cuando la partícula se mueve perpendicularmente al campo magnético, empezará a moverse en círculos alrededor de la línea del campo magnético. Si la partícula también tiene una velocidad en la dirección del campo magnético, la partícula seguirá una trayectoria helicoidal alrededor de la línea de campo magnético. Este movimiento circular/helicoidal alrededor de la línea de campo magnético se denomina gyromotion. Crédito: Fusenet.eu

Por lo tanto, se puede deducir que si tenemos partículas cargadas en un campo magnético, podremos modificar sus trayectorias modificando las componentes E y B. Ahora bien, en un campo magnético recto y uniforme (B paralelo a un eje, por ejemplo, el eje z) las partículas cargadas (iones y electrones) giran alrededor de las líneas de campo (trayectorias helicoidales), pero nada impide que se desplacen libremente a lo largo de las líneas de campo. Resultado: en una geometría recta, el plasma escapa rápidamente por los extremos del tubo. Aunque el campo las mantenga “pegadas” lateralmente, no hay confinamiento longitudinal.

¿La solución? Cerrar las líneas de campo.

Para mantener las partículas dentro, se necesita que las líneas de campo sean cerradas sobre sí mismas: así, no hay “salida” longitudinal posible. Para conseguir esto se recurre a la forma toroidal (donut), que permite precisamente esto, dado que el campo magnético rodea el plasma en un bucle cerrado, sin extremos abiertos.

Esquema de la geometría de un toroide. Se indican el radio mayor (R) y el radio menor (a) del toroide. También se dibujan las direcciones toroidal (φ) y poloidal (θ). Crédito: Jens Peter Frankemölle/TU Eindhoven.

Sin embargo, todo esto no es suficiente, en los sistemas de confinamiento toroidales, el campo magnético no es uniforme. Es decir, no basta con un campo magnético toroidal para confinar el plasma, y se requieren más campos para optimizar el confinamiento. Para entender esta necesidad vamos a visualizar el movimiento de partículas cargadas en un campo magnético.

Una partícula cargada en un campo magnético B uniforme se mueve en espiral:

• Rotación alrededor de la línea de campo (movimiento giroscópico).
• Traslación a lo largo de la línea de campo (paralela a B).

En un campo uniforme, el centro de giro (guía) permanece constante → el plasma se confina lateralmente.

Pero en un reactor de fusión el campo no es uniforme ni recto.
En un toro (forma de donut), el campo es más intenso en el interior y más débil en el exterior, porque:

donde R es el radio mayor (distancia al eje central).

Esa variación de intensidad y curvatura en el campo produce fuerzas adicionales sobre las partículas cargadas. El resultado es una velocidad de deriva perpendicular tanto a B como al gradiente de B, así como una deriva por curvatura:

donde Rc​​ es el vector de curvatura del campo.

Esto se traduce en que:

• Los iones y electrones tienen cargas opuestas, por lo que derivan en direcciones contrarias.
• Esto genera una separación de cargas → aparece un campo eléctrico radial.
• Ese campo induce una deriva E×B común a todas las partículas.
• Resultado: el plasma completo se desplaza lateralmente → fuga progresiva del confinamiento.

Por lo que, en un campo toroidal puro, las derivas hacen que el plasma “camine” lentamente hacia las paredes haciendo que el confinamiento se pierde.

¿La solución? Añadir más componentes magnéticas para compensar estas derivas. Se añaden componentes adicionales del campo magnético que “retuercen” las líneas de campo y promedian los efectos de deriva.

El campo poloidal recorre el toro en dirección perpendicular al toroidal. Es decir, si el toroidal va “alrededor del donut”, el poloidal da vueltas por la sección del donut (como los círculos que verías al cortarlo en una rebanada). El origen de este campo da lugar a los dos tipos de concepto de reactor más conocidos en el confinamiento magnético: el tokamak y el stellarator.

Tokamak

En un tokamak, este campo no lo generan bobinas externas, sino la corriente eléctrica inducida dentro del plasma. Esa corriente es gigantesca —del orden de millones de amperios— y produce un campo que se entrelaza con el toroidal. Para generar el campo poloidal en un tokamak se requiere:

• El solenoide central (CS), que actúa como un transformador primario, induciendo una corriente en el plasma (que actuaría como secundario del transformador) , que genera a su vez un campo poloidal propio.
• Las bobinas poloidales externas (PF coils, Poloidal Field Coils), que ajustan la forma y posición del plasma.

Esquema de un transformador. Crédito: https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Transformer3d_col3_es.svg

Fundamento físico:

• El solenoide central lleva una corriente variable en el tiempo (habitualmente una rampa decreciente o programada).
• Según la ley de Faraday–Lenz, un campo magnético variable induce una fuerza electromotriz (f.e.m.) en cualquier circuito cerrado que lo rodee.
• El plasma, que forma un anillo toroidal conductor, experimenta esa f.e.m. y, por tanto, se induce en él una corriente toroidal.
• Esa corriente en el plasma genera su propio campo magnético poloidal, cerrando el equilibrio magnético y contribuyendo al confinamiento.
• La corriente de plasma inducida puede alcanzar millones de amperios (en ITER: hasta unos 15 MA).

Como en un transformador, la corriente inducida sólo puede mantenerse mientras varía el flujo magnético del solenoide.

• Por eso, los tokamaks no pueden operar en régimen estacionario puro solo con el solenoide central: una vez el flujo magnético se estabiliza, la corriente inducida decae.
• De ahí la necesidad de métodos adicionales de calentamiento y conducción de corriente no inductiva (ondas de radiofrecuencia, haces neutros, etc.).

Esquema de un tokamak. Crédito: S. Li et al. https://tinyurl.com/4ybcpw65 (CC BY 4.0)

Visualización 3D de un tokamak (se puede rotar)

Diseño de un reactor de fusión Tokamak.

Stellarator

En los stellarators, el campo poloidal no se genera por corriente en el plasma, sino mediante bobinas externas retorcidas, que ya imponen directamente el patrón helicoidal. ¿Cómo es posible? Las bobinas toroidales del stellarator no son simples anillos circulares como en un tokamak: están retorcidas y no coplanares, con geometrías 3D muy precisas. Estas bobinas producen directamente un campo magnético helicoidal: el campo tiene tanto componente toroidal como poloidal, sin necesidad de corriente en el plasma. Eso permite un funcionamiento continuo, sin necesidad de mantener una corriente inducida.

Stellarator Wendelstein 7-X. Los stellarators se basan en una compleja y barroca disposición de bobinas retorcidas para confinar el plasma dentro de la cámara de vacío de la máquina. Gracias a los espectaculares avances en el diseño asistido por ordenador, la automatización y las técnicas de ingeniería, ahora se les da una segunda oportunidad. Crédito: https://www.iter.org/node/20687/stellarators-option-future-power-plants

Prototipo de un reactor de fusión Stellarator

Históricamente, los stellarators se han clasificado según cómo se genera el campo helicoidal y qué tipo de bobinas se emplean. Hay cuatro grandes generaciones o enfoques principales:

• Stellarator clásico de torsión mecánica (Spitzer type). Inventado por Lyman Spitzer en los años 1950.
  • El tubo de plasma se retorcía físicamente en forma de hélice, como una “rosquilla en espiral”.
  • Las bobinas externas eran simples, pero el sistema era muy voluminoso y difícil de mantener.
  • Campo helicoidal obtenido por la geometría del tubo, no de las bobinas.
  • Ejemplo: Stellarator de Princeton (Model A–D).
• Heliotron / Torsatron
  • El campo helicoidal lo generan una o dos bobinas helicoidales enrolladas alrededor del plasma, sin retorcer el tubo.
  • A menudo se combinan con bobinas poloidales adicionales para controlar la forma del plasma.
  • La corriente helicoidal es continua → dispositivo puede funcionar en régimen estacionario.
  • Ejemplos:
    • LHD (Large Helical Device) – Japón
    • Heliotron J – Universidad de Kioto
• Stellarator modular (o de bobinas no planas)
  • El campo helicoidal se genera mediante múltiples bobinas toroidales 3D, cuidadosamente diseñadas con formas no planas.
  • Permiten ajustar el perfil del campo con gran precisión para reducir pérdidas de partículas (neoclasical transport).
  • Requieren ingeniería y control extremadamente sofisticados.
  • Ejemplo: Wendelstein 7-X (W7-X, Alemania) — el stellarator más avanzado del mundo.
• 50 bobinas no planas + 20 planas.
• Diseñado para confinamiento cuasi-isodinámico(minimiza pérdidas neoclásicas).
• Stellarator cuasi-simétrico (quasi-symmetric / hybrid)
  • Intentan recuperar algunas ventajas del tokamak (por ejemplo, transporte favorable y estabilidad) manteniendo el carácter estacionario del stellarator.
  • Logran esto buscando simetría “cuasi” toroidal o helicoidal en el campo magnético, aunque las bobinas sean 3D.
  • Ejemplos:
    • HSX (Helically Symmetric Experiment) – Universidad de Wisconsin.
    • NCSX (National Compact Stellarator Experiment) – Princeton (cancelado antes de operación).

Hoy se tiende a hablar menos de la geometría y más de la simetría magnética del campo:

Para cualquiera de los diseños mencionados, el resultado es un campo total helicoidal: las líneas magnéticas ya no son simples círculos, sino hélices que dan vueltas alrededor del toro, avanzando lentamente de una capa magnética a otra. Gracias a esta helicidad, las partículas promedian sus desplazamientos arriba y abajo, compensando las derivas causadas por el gradiente de campo toroidal.

El campo vertical es una pieza más discreta, pero esencial. Se genera mediante bobinas auxiliares externas, situadas de forma que el campo resultante atraviese verticalmente el plano del toro.

Su papel es mantener el equilibrio del plasma como conjunto, evitando que se desplace hacia arriba o hacia abajo.Sin este campo, el plasma tiende a moverse por efecto de las fuerzas de curvatura y de presión interna, un fenómeno conocido como desplazamiento de Shafranov (Shafranov shift).

El campo vertical aplica una fuerza compensadora que recoloca el plasma en el centro magnético, manteniendo la simetría del equilibrio. Es, por así decirlo, el “campo de control” que asegura que el plasma no se desvíe del camino.

En reactores modernos como ITER o Wendelstein 7-X, se incluyen además pequeños campos de corrección (radiales o locales). Estos se ajustan mediante bobinas auxiliares para suprimir inestabilidades magnéticas, corregir errores geométricos o modelar la forma del plasma (por ejemplo, más alargada o triangular).

Aunque su magnitud es pequeña comparada con el campo toroidal principal, son esenciales para lograr el equilibrio magnetohidrodinámico (MHD).

A continuación se muestran todas las bobinas con las que cuenta ITER:

Sistema de campo toroidal. Genera un campo magnético toroidal (alrededor del eje principal del toro) que confina el plasma dentro de la cámara, evitando que toque las paredes.

Sistema de campo poloidal. Crea un campo magnético poloidal (en el plano vertical) que, combinado con el toroidal, da lugar al campo helicoidal que mantiene estable el plasma.

Solenoide central. Induce la corriente eléctrica en el plasma (por inducción electromagnética), necesaria para su calentamiento y para generar parte del campo poloidal.

Bobinas correctoras. Ajustan pequeñas desviaciones o asimetrías en la forma o posición del plasma, manteniéndolo centrado y estable.

Alimentadores magnéticos. Conducen la corriente eléctrica y refrigerante desde las fuentes de alimentación criogénicas externas hasta las bobinas superconductoras.

Bobinas internas de la vasija. Controlan fenómenos rápidos o locales del plasma (como modos inestables o el control del strike point) actuando directamente desde el interior de la cámara de vacío.

¿Qué son las inestabilidades del plasma?

En un plasma confinado magnéticamente (tokamak, stellarator, etc.), las fuerzas electromagnéticas, de presión y de inercia deben estar en equilibrio. Sin embargo, ese equilibrio es inherentemente frágil:

• Pequeñas perturbaciones en la densidad, temperatura, campo magnético o corriente pueden crecer con el tiempo.
• Cuando crecen lo suficiente, el plasma pierde confinamiento, se enfría bruscamente o incluso impacta las paredes del reactor.

Estas perturbaciones son las inestabilidades del plasma.

Clasificación general

Las inestabilidades se clasifican según:

1. El tipo de energía que las alimenta (corriente, presión, gradientes, etc.)
2. Su escala temporal (rápidas → ondas; lentas → macroscópicas)
3. Su estructura espacial (modes toroidales, poloidales, etc.)

De forma amplia, se dividen en dos familias principales:

Inestabilidades MHD principales

Estas son las que más preocupan en reactores tipo tokamak o stellarator.

• Kink mode (modo de torsión)
  • Se da cuando la corriente toroidal es tan intensa que el plasma tiende a retorcerse sobre sí mismo.
  • Ocurre si el parámetro de seguridad q < 1 (criterio de Kruskal–Shafranov).
  • Produce desplazamientos helicoidales del plasma → puede conducir a una disrupción total.
  • Control: limitar la corriente o usar campos estabilizadores externos.
• Tearing mode (modo de desgarramiento)
  • Se forman islas magnéticas por reconexión del campo magnético.
  • El plasma se “rompe” en regiones magnéticamente desconectadas → aumenta la pérdida de confinamiento.
  • La versión más peligrosa es la Neoclassical Tearing Mode (NTM).
  • Control: inyección de microondas (ECCD) para reestablecer corriente local.
• Sawtooth oscillations (oscilaciones en diente de sierra)
  • Oscilación periódica de la temperatura central del plasma: crece lentamente, luego colapsa bruscamente.
  • Asociada a una inestabilidad m=1, n=1 (una vuelta poloidal, una toroidal).
  • En sí no es destructiva, pero puede desencadenar NTMs.
• Ballooning modes
  • Relacionadas con gradientes de presión muy pronunciados en el borde o interior del plasma.
  • El plasma “se hincha” localmente, como un globo, distorsionando el equilibrio.
  • Control: diseñar el perfil de presión y q de forma que se eviten los límites de estabilidad β (presión magnética).
• Edge Localized Modes (ELMs)
  • Inestabilidades del borde del plasma en modo confinado H (H-mode).
  • Se liberan pulsos periódicos de partículas y energía hacia el divertor.
  • En ITER, pueden causar erosión grave si no se controlan.
  • Control: resonant magnetic perturbations (RMPs), pellet pacing, etc.
• Vertical Displacement Events (VDEs)
  • Desplazamiento súbito del plasma hacia arriba o abajo por pérdida de control del equilibrio vertical.
  • Peligroso para las paredes internas y bobinas de campo poloidal.

Inestabilidades microturbulentas

Estas son más pequeñas pero críticas para el transporte anómalo (la pérdida de energía que limita el confinamiento).

Para finalizar, se incluyen algunas imágenes del interior de algunos reactores experimentales:

Imagen de plasma en el Tokamak EAST captada por una cámara CCD rápida (longitud de onda visible). (c) Se puede apreciar el comportamiento de las impurezas después de t ＝ 4,5 s. Crédito: "Key issues for long-pulse high-βNoperation with the Experimental Advanced Superconducting Tokamak(EAST)". Nuclear Fusion 57 (5): 056021.

Cámara de plasma del tokamak ASDEX Upgrade (izquierda). Vista del plasma en forma de rosquilla (rosa) confinado en este recipiente (derecha). El borde del plasma se dirige hacia las placas del divertor situadas en la base del recipiente. Crédito: Max Planck Institute for Plasma Physics (IPP).

Plasma brillante y resplandeciente dentro de la cámara del Tokamak esférico Mega Ampere (MAST) en Culham, Oxfordshire, Reino Unido. Crédito: https://www.flickr.com/photos/eyesteel/32476489303/

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Charged particle drift | Plasma-Universe.com

In many cases of practical interest, the motion in a magnetic field of an electrically charged particle (such as an electron or ion in a plasma) can be treated as the superposition of a relatively fast circular motion around a point called the guiding center and a relatively slow drift of this point. The drift

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