Reversed Field eXperiment: differenze tra le versioni

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[[File:RFX-mod vista dall'alto.jpg|thumb|upright=2.6|Vista della sala macchina dell'esperimento RFX (febbraio 2007).]]

{{coord|45.391237|N|11.929790|E|format=dms|display=title}}

'''Reversed Field eXperiment''' ('''RFX''') è il più grande esperimento al mondo per lo studio del confinamento dei [[Plasma (fisica)|plasmi]] da [[fusione nucleare]] controllata in configurazione [[reversed field pinch]] (RFP).<ref>{{cita web |urlname=https://www.univr.it/documents/20142/0/08+-+MIAIVO.pdf/9a9d4729-aad7-a412-acb6-cc6fa9bb1f62|titolo=MIAIVO"plasmaPhysics" -Meccanica Innovativa e Additiva Integrata del VenetO|p=2|data = 25 marzo 2019|accesso=31 luglio 2019}}</ref>.

L'esperimento, situato a [[Padova]] nei laboratori del [[Consorzio RFX]] presso l'Area di Ricerca del [[Consiglio Nazionale delle Ricerche]] (CNR), ha raggiunto la corrente di plasma più alta in assoluto, 2&nbsp;MA (2&nbsp;due milioni&nbsp; di&nbsp;Ampére ampere) ed è dotato di uno dei più avanzati sistemi di controllo della stabilità del plasma mai realizzati per un esperimento di fusione termonucleare controllata a confinamento magnetico.

== Storia ==

Le ricerche sui [[plasma (fisica)|gas ionizzati o plasmi]] iniziarono a [[Padova]] nela cavallo tra gli anni 1958/ e 1959, in seguito all'interesse suscitato dalla [[Atomi per la pace|conferenza di Ginevra "Atoms[[Atomi forper peace"la pace]]", presso l'Istituto di Elettrotecnica della Facoltà di Ingegneria (allora diretto dal prof. [[Giovanni Someda]]), con il sostegno e la collaborazione dell'Istituto di Fisica (allora diretto dal prof.professor [[Antonio Rostagni]]). Si formò così il "Gruppo di Padova per ricerche sulla fusione", di cui furono fondatori i professori [[Giorgio Rostagni]] (figlio di Antonio) e [[Gaetano Malesani]]. I primi esperimenti riguardavano [[scarica elettrica|scariche elettriche]] in tubi rettilinei, in [[gas]] a bassa [[pressione]], prodotte fra due [[elettrodo|elettrodi]] posti alle estremità del tubo (una evoluzione dei [[Tubo di Crookes|tubi di Crookes]]). Su tali scariche si effettuarono le prime osservazioni e misure, come la misura del rapporto <math>E/p</math> ([[campo elettrico]] diviso per la [[pressione]]) necessario per ionizzare un plasma di [[idrogeno]].<ref>A. Buffa, G. Malesani and G. F. Nalesso, [https://prola.aps.org/abstract/PRA/v3/i3/p955_1 ''Measurement of Ionization Growth Rates in H₂ at High E/p''], Physical Review A '''3''' (1971), 955</ref> Tra i primi studi vi erano anche dei prototipi di sorgenti di ioni a filamento, sempre realizzati su dispositivi rettilinei con catodo caldo e anodo raffreddato ad acqua<ref>{{Cita pubblicazione|autore=Luigi Malesani|autore2=Maurizio Moresco|autore3=Enrico Zilli|anno=1968|mese=giugno|titolo=An Experimental Apparatus for Studying the Anomalous Skin Effect in a Plasma|rivista=Nota tecnica, Dipartimento di Elettronica ed Elettrotecnica dell'Universita' di Padova|volume=68|numero=07}}</ref>.

Gli studi con macchine [[toro (geometria)|toroidali]] (cioè, a forma di ciambella) vennero invece avviati nei primi anni '70, nel quadro del primo contratto di associazione fra [[EURATOM]] e [[Consiglio Nazionale delle Ricerche|CNR]], che si formalizzò nell'istituzione del ''Centro di Studi sui Gas Ionizzati'' (1971), diretto da Gaetano Malesani. Il Centro divenne in seguito Istituto Gas Ionizzati (IGI) nel 1983.<ref>{{Cita web|url=https://www.crf.unipd.it/centro/storia-del-centro-ricerche-fusione-dell%E2%80%99universit%C3%A0-di-padova|titolo=Storia del Centro Ricerche Fusione dell’Università di Padova}}</ref> Al gruppo di [[Padova]] venne così affidato il progetto [[ETA-BETA I]], attivo dal [[1974]] al [[1978]], e dedicato a una configurazione alternativa al [[Tokamak]], nota come [[Reversed field pinch|Reversedreversed field pinch]] (RFP)]]. Al progetto venne riconosciuto il livello prioritario nell'ambito del programma europeo sulla [[fusione nucleare|fusione]], il che comportava un finanziamento al 45% da parte della [[Comunità europea]].

[[File:ETA-BETA II experiment in Padua (1979-1989).jpg|sinistra|thumb|upright=1.3|Immagine dell'esperimento ETA-BETA II (1979-1989)]]

Ma fu l'esperimento [[ETA-BETA II]] ([[1979]]-[[1989]], ora trasferito al [[Museo della tecnica elettrica|Museo della Tecnica Elettrica]] di [[Pavia]]<ref>{{Cita [web|url=http://www-3.unipv.it/museotecnica/2014/etabeta/etabeta.html|titolo=Eta Beta II|accesso=5 aprile 2018|dataarchivio=8 luglio 2015|urlarchivio=https://web.archive.org/web/20150708020258/http://www-3.unipv.it/museotecnica/2014/etabeta/etabeta.html]|urlmorto=sì}}</ref>) a ottenere in modo stazionario la configurazione RFP, riproducendo la cosiddetta "''fase quiescente''"<ref>{{Cita pubblicazione|autore=A. Buffa, S. Costa, R. De Angelis, J.N. Di Marco, L. Giudicotti, G. Malesani, G.F. Nalesso, S. Ortolani, e P. Scarin|anno=1979|titolo=First Results from the ETA-BETA II RFP Experiment|rivista=Proc. 9th European Physical Society Conference on Plasma Physics, Oxford|volume=2|numero=|p=544|url=http://www-fusion.ciemat.es/media/EPS/EPS_09_Vol2_1979.pdf}}</ref> che venti anni prima era stata osservata nella macchina [[regnoRegno unitoUnito|inglese]] [[ZETA]]. Questo risultato rese interessante la configurazione RFP nell'ambito della ricerca sulla [[fusione nucleare|fusione]], dando l'impulso per la realizzazione di altre macchine simili e di dimensioni maggiori, fra cui il [[Madison Symmetric Torus|Madison Symmetric Torus (MST)]] a [[Madison (Wisconsin)]]. Si consolidò quindi la convinzione che una significativa indagine sulle prospettive del RFP come [[reattore nucleare a fusione|reattore a fusione]] dovesse svolgersi con esperimenti in una macchina molto più grande e a livelli di [[corrente elettrica|corrente di plasma]] molto maggiori di quelli ottenuti su ETA-BETA I ed ETA-BETA II. Il progetto RFX venne quindi inizialmente proposto a Culham, nell'[[Oxfordshire]] (lo stesso sito del [[Joint European Torus|Joint European Torus]] - JET]]), e affidato al gruppo di Padova, ormai diventato Istituto Gas Ionizzati (IGI) del CNR, nel [[1984]], a seguito di un taglio di finanziamenti dell'allora governo di [[Margaret Thatcher]]. Dopo una fase costruttiva terminata nel [[1991]], il primo plasma in RFX è stato ottenuto il 21 novembre [[1991]]. I primi plasmi di tipo RFP sono stati ottenuti nell'estate 1992. A seguito dell'aumento dell'impegno finanziario e organizzativo relativo alla gestione di RFX, nel 1996 fu costituito un ente di natura privata, noto come '''Consorzio RFX''', in cui i primi soci furono l'[[1992ENEA]], il [[Consiglio Nazionale delle Ricerche|CNR]], l'[[Università di Padova]] e le Acciaierie venete S.p.A..

La realtà del Consorzio RFX dal [[2006]] non riguarda solo la gestione e lo sviluppo della macchina RFX, ma anche la realizzazione, in collaborazione con alcuni altri laboratori [[Europa|europei]] e [[giappone]]si, di un [[IniettoriIniettore di neutri per fusione|iniettore di particelle neutre]] per il riscaldamento del plasma di [[ITER]], il proto-reattore sperimentale in costruzione a [[Cadarache]], nel sud della [[Francia]]. A seguito di questo nuovo progetto, nel Consorzio è confluito come socio anche l'[[Istituto nazionale di fisica nucleare]] (INFN).

Ma fu l'esperimento [[ETA-BETA II]] ([[1979]]-[[1989]], ora trasferito al Museo della Tecnica Elettrica di [[Pavia]] [https://web.archive.org/web/20150708020258/http://www-3.unipv.it/museotecnica/2014/etabeta/etabeta.html]) a ottenere in modo stazionario la configurazione RFP, riproducendo la cosiddetta "''fase quiescente''" che venti anni prima era stata osservata nella macchina [[regno unito|inglese]] [[ZETA]]. Questo risultato rese interessante la configurazione RFP nell'ambito della ricerca sulla [[fusione nucleare|fusione]], dando l'impulso per la realizzazione di altre macchine simili e di dimensioni maggiori, fra cui il [[Madison Symmetric Torus|Madison Symmetric Torus (MST)]] a [[Madison (Wisconsin)]]. Si consolidò quindi la convinzione che una significativa indagine sulle prospettive del RFP come [[reattore nucleare a fusione|reattore a fusione]] dovesse svolgersi con esperimenti in una macchina molto più grande e a livelli di [[corrente elettrica|corrente di plasma]] molto maggiori di quelli ottenuti su ETA-BETA I ed ETA-BETA II. Il progetto RFX venne quindi inizialmente proposto a Culham, nell'[[Oxfordshire]] (lo stesso sito del [[Joint European Torus|Joint European Torus - JET]]), e affidato al gruppo di Padova nel [[1984]]. Dopo una fase costruttiva terminata nel 1991, il primo plasma in RFX è stato ottenuto il 21 novembre [[1991]]. I primi plasmi di tipo RFP sono stati ottenuti nell'estate [[1992]]

L'ente che gestisce RFX è una associazione fra [[EURATOM]] ed [[ENEA]], nota come '''Consorzio RFX''' [http://www.igi.cnr.it], in cui i soci sono l'[[ENEA]], il [[Consiglio Nazionale delle Ricerche|CNR]], l'[[Università di Padova]], l'[[INFN]] e le [http://www.acciaierievenete.com/ Acciaierie venete S.p.A.]

La realtà del Consorzio RFX dal [[2006]] non riguarda solo la gestione e lo sviluppo della macchina RFX, ma anche la realizzazione, in collaborazione con alcuni altri laboratori [[Europa|europei]] e [[giappone]]si, di un [[Iniettori di neutri per fusione|iniettore di particelle neutre]] per il riscaldamento del plasma di [[ITER]], il proto-reattore sperimentale in costruzione a [[Cadarache]], nel sud della [[Francia]].

== Parametri tecnici ==

RFX è stata costruita fra il [[1985]] e il [[1991]]<ref>Giorgio Rostagni, ''[https[doi://www.sciencedirect10.com1016/science?_ob=ArticleURL&_udi=B6V3C0920-3YF4BXJ3796(94)00362-1&_user=6684555&_coverDate=01%2F02%2F1995&_alid=811518616&_rdoc=1&_fmt=high&_orig=search&_cdi=5727&_sort=d&_docanchor=&view=c&_ct=1&_acct=C000061181&_version=1&_urlVersion=0&_userid=6684555&md5=ffdaa9b2793f2aff0f440ba810ece21e ''B|RFX: an expected step in RFP research]]''], Fusion Engineering and Design '''25''' (1995), p.301</ref>, e poi è stata modificata fra il [[1999]] e il [[2004]]<ref>P. Sonato, G. Chitarin, P. Zaccaria, F. Gnesotto, S. Ortolani, A. Buffa, M. Bagatin, W.R. Baker, S. Dal Bello, P. Fiorentin, L. Grando, G. Marchiori, D. Marcuzzi, A. Masiello, S. Peruzzo, N. Pomaro, G. Serianni ''[https[doi://www10.sciencedirect.com1016/science?_ob=ArticleURL&_udi=B6V3CS0920-48TKJ4M3796(03)00177-G&_user=6684555&_coverDate=09%2F30%2F2003&_alid=811552344&_rdoc=1&_fmt=high&_orig=search&_cdi=5727&_docanchor=&view=c&_ct=1&_acct=C000061181&_version=1&_urlVersion=0&_userid=6684555&md5=db100dc7779f7cdfb3734f0689cfceaa ''7|Machine modification for active MHD control in RFX]]''], Fusion Engineering and Design '''66-68''' (2003), p.161</ref>, e dal 2015 vive una fase di seconde modifiche, all'interno del progetto MIAIVO. RFX è la prima macchina di grandi dimensioni, di tipo [[reversed field pinch|RFP]], che raggiunge correnti di plasma di 2&nbsp;[[mega|M]][[Ampere|A]] e le sostiene per circa mezzo [[secondo]]. La tabella che segue mette in evidenza le principali caratteristiche tecniche:

{| class="wikitable style="text-align:center"

|- align=center

! Materiale del nucleo del trasformatore:

| aria

|-

|- align=center

! Materiale della camera da vuoto:

| [[Inconel]]

|-

|- align=center

! Materiale della prima parete (2016 mattonelle):

| [[grafite]]

|-

|- align=center

! Materiale della scocca (3 [[millimetro|mm]]):

| [[rame]]

|-

|- align=center

! Materiale conduttore delle bobine:

| [[rame]]

|-

|- align=center

! Materiale isolante delle bobine:

| [[vetroresina]] e [[kapton]]

|-

|- align=center

! Raggio maggiore del [[toro (geometria)|toro]], <math>R_0</math>:

| 2 [[metro|m]]

|-

|- align=center

! Raggio minore del [[toro (geometria)|toro]], <math>a</math>:

| 0,459 [[metro|m]]

|-

|- align=center

! Volume delle camera, <math>2 \pi R_0 \pi a^2</math>:

| 8,31 m³

|-

|- align=center

! Massima [[corrente elettrica|corrente]] di plasma:

| 2 [[ampere|MA]]

|-

|- align=center

! Massimo [[campo magnetico]] toroidale:

| 0,7 [[tesla (unità di misura)|T]]

|-

|- align=center

! Energia [[induzione magnetica|induttiva]] immagazzinata:

| 72,5 [[joule|MJ]]

|-

|- align=center

! Livello di [[vuoto (fisica)|vuoto]] nella camera:

| 10⁻¹² [[bar (unità di misura)|bar]] (10⁻⁹ [[pascal (unità di misura)|hPa]])

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* il sistema di contenimento del plasma, cioè la cosiddetta "''camera da vuoto''", che contiene materialmente il gas che poi viene ionizzato: la camera da vuoto è costantemente pompata da un sistema di [[pompa da vuoto|pompe da vuoto]] che garantiscono un livello di alto [[vuoto (fisica)|vuoto]];

* la ''prima parete'', cioè la superficie interna della camera da vuoto immediatamente a contatto con il plasma: essa è interamente ricoperta da un sistema di 2016 mattonelle in [[grafite]], che resistono a temperature fino a 3000&nbsp;°C;

* la ''scocca'', che è una "guaina" in rame che avvolge quasi completamente la superficie ''esterna'' della camera da vuoto: la scocca, grazie alla buona [[conducibilità elettrica]] del [[rame]], garantisce la [[Stabilità (teoria dei sistemi)|stabilità]] [[magnetoidrodinamica]] del plasma per tempi dell'ordine di 50 [[milli (prefisso){{M|m]][[secondo50|s]]ul=ms}};

* il sistema magnetico, cioè le [[bobina|bobine]] che servono rispettivamente per indurre la [[corrente elettrica|corrente di plasma]] e produrre il [[campo magnetico]] toroidale (con lo stesso principio del [[Tokamak]]).

La principale caratteristica di RFX, che lo distingue nettamente dai [[Tokamak]], è la possibilità di indurre nell'anello di plasma una corrente estremamente elevata, attualmente fino a 1.52 [[Mega|M]][[Ampere|A]]; questo, combinato con una [[tensione elettrica|tensione]] applicata sul giro toroidale di 20 [[Volt]], determina una impressionante potenza dissipata di <math>1.52 \times 20 = 3040</math> [[mega]][[watt]]: non c'è bisogno quindi di nessun altro sistema di riscaldamento, come invece è tipico del [[Tokamak]].

Nel periodo [[2001]]-[[2004]], RFX è stato modificato (RFX-mod) per introdurre il sistema di '''[[retroazione|controllo attivo ([[Retroazione|feedback)]]''') sui tempi superiori ai {{M|50 [[milli (prefisso)|m]][[secondo|s]]ul=ms}} caratteristici della scocca. Questo sistema, installato finora solo su RFX e sul piccolo RFP svedese [[EXTRAP T2R]], è di rilevanza per i Tokamak, e sarà fondamentale anche per [[ITER]]: infatti, [[ITER]] avrà bisogno di un sistema di controllo attivo per garantire la stabilità [[magnetoidrodinamica]] del plasma sui tempi lunghi (quasi un'ora!) previsti per le scariche di [[ITER]].

== Il sistema di controllo attivo ==

=== Tecnologia del controllo attivo ===

[[File:Active feedback RFX-mod.jpg|thumb|'''Figura 1''': Il sistema di controllo attivo nell'esperimento RFX-mod 2: le bobine attive, 192 in totale e fatte a forma di sella, sono indicate in blu nella figura. In grigio è rappresentata la camera da vuoto toroidale, e in rosso è rappresentato il plasma. |501x501px]]

[[File:Torus cycles.png|thumb|'''Figura 4''': Coordinate su un [[toro (geometria)|toro]] la linea violetta indica la direzione ''toroidale'' <math>\hat{\phi}</math>, la linea rossa la direzione ''poloidale'' <math>\hat{\theta}</math>.]]

Come anticipato, un fondamentale passo in avanti nella comprensione e nello sviluppo della configurazione RFP è stata la realizzazione in RFX-mod di un sistema di '''[[retroazione|controllo attivo]]''' delle principali instabilità [[magnetoidrodinamica|magnetoidrodinamiche]], come parte del programma per ottenere un plasma meno [[turbolenza|turbolento]]. A questo scopo, RFX-mod è stato dotato di un apparato di 192 ''[[bobina|bobine]] a sella'', disposte su 4 file poloidali, per un totale di 48 posizioni toroidali: questa configurazione, che copre totalmente la superficie esterna del toro, è giustamente considerato il sistema più avanzato al mondo di controllo attivo in un esperimento da fusione. Ogni bobina è alimentata e controllata in modo indipendente. Queste bobine non sono da confondersi con le bobine usate nel sistema magnetico, cioè quelle usate per creare la corrente di plasma e il campo magnetico toroidale di equilibrio: le bobine a sella (mostrate in Figura 1) sono usate per creare un [[campo magnetico]] radiale <math>B_r</math>, ortogonale sia aal campo poloidale <math>B_{\theta}</math>, sia a quello toroidale <math>B_{\phi}</math> (per la definizione delle coordinate su un toro si rimanda alla '''Figura 4''').

Infatti, lL'idea principale del controllo attivo è che le instabilità, che tipicamente hanno la forma di un'[[elica (geometria)|elica]] che si avvolge all'interno del toro, producono un piccolo campo magnetico radiale <math>B_r</math>, che può essere misurato. La grandezza tipica delle instabilità è di qualche [[milli (prefisso)|m]][[Teslatesla (unità di misura)|T]], quindi dal 4 al 10% del campo magnetico principale (cioè, il campo magnetico di equilibrio). Se varie eliche si sommano, come quando si bloccano in [[fase (segnali)|fase]], questo campo magnetico può essere anche cospicuo: è come se ci fosse un "buco" nella camera d'aria di una bicicletta, che determina la fuoriuscita di aria. Ma se è possibile misurare un [[campo magnetico]], è anche possibile agire dall'esterno , in modo da cancellare localmente il campo magnetico radiale dovuto alle eliche, mettendo quindi una "toppa" magnetica alla ciambella di plasma. Questo è più o meno quello che fanno le bobine attive.

=== Effetti del controllo attivo sul plasma ===

[[File:Stato elicoidale in RFX-mod.jpg|sinistra|thumb|upright=2.2|'''Figura 2:''' Rappresentazione schematica dei due stati possibili di un RFP: (a) lo stato caotico, corrisponde a varie eliche che tendono a “raggrumarsi” in una posizione particolare, dove la deformazione del plasma è massima; (b) il corrispondente campo magnetico caotico all' interno del plasma (simulazione al computer con il codice ORBIT). (c) l'ordine magnetico elicoidale a cui corrisponde (d) una sola elica calda all'interno del plasma.]]

Per potere funzionare, il sistema di controllo attivo deve essere molto veloce: la velocità è principalmente determinata dalla scala di tempo dell'evoluzione delle instabilità [[magnetoidrodinamica|magnetoidrodinamiche]] (molte "eliche"), che è dell'ordine del millesimo di secondo. Quindi, anche l'azione delle bobine attive in RFX-mod deve avvenire su ordini di tempo di qualche millesimo di secondo.

Nel corso del decennio [[2005]] e del -[[20062015]] sono stati provati diversi scenari sperimentali, allo scopo di ridurre quanto possibile le instabilità [[magnetoidrodinamica|magnetoidrodinamiche]] del plasma. Un esempio è riportato nella '''Figura 5'''2, e mostra l'effetto macroscopico che si può ottenere a partire da un controllo locale del campo magnetico esterno: la presenza contemporanea di molte instabilità [[magnetoidrodinamica|magnetoidrodinamiche]] (=molte "eliche") è una sorgente naturale di turbolenza e , in quanto le eliche manifestano una forte tendenza a collassare, "raggrumandosi" (blocco delle [[fase (segnali)|fasi]]) in corrispondenza a una posizione fissa, decisa da qualche disomogeneità del sistema di contenimento (camera da vuoto e sistema magnetico). Poiché le particelle cariche tendono a seguire, nel loro [[moto di Larmor]] le linee di [[campo magnetico]], il "grumo" è una posizione preferenziale di perdita di particelle calde verso la parete, nonché sorgente di [[teoria del caos|caos]] in buona parte del volume del plasma (pannelli (a) e (b) nella '''Figura 5'''2). Il risultato pratico finale è un flusso di calore localizzato verso la parete, che può danneggiare o addirittura rompere le mattonelle di grafite che coprono la superficie interna della camera da vuoto (in questi casi, senza controllo attivo, si sono registrate temperature delle mattonelle di quasi 2000&nbsp;°C, vedi '''Figura 6'''3(c)).

I plasmi di RFX già spontaneamente oscillano fra condizioni più deformate e caotiche ('''Figura 52 (a)''' e '''(b)''') e condizioni più ordinate e dotate di simmetria elicoidale ('''Figura 52 (c)''' e '''(d)'''). È interessante sottolineare che fenomeni di [[auto-organizzazione]] sono tutt'altro che rari in natura: esempi si trovano in astrofisica per quanto riguarda la struttura dei campi magnetici intorno ai corpi celesti<ref>Si veda per esempio il sito [http://www.cmso.info http://www.cmso.info]</ref>. In RFX, il raggiungimento dello stato spontaneamente ordinato si raggiunge tramite la crescita di ''una sola'' elica-instabilità, e per questo lo stato ordinato viene anche chiamato singola [[Elicità idrodinamica|elicità]]<ref>Susanna Cappello and Daniele Bonfiglio [https://doi.org/10.1063/1.2177198 ''Magnetohydrodynamic dynamo in reversed field pinch plasmas: Electrostatic drift nature of the dynamo velocity field'singola'], Phys. Plasmas elicità'''13''', 056102 (2006)</ref><ref name="nature">{{Cita pubblicazione|autore=Rita Lorenzini| autore2=Emilio Martines|autore3=Paolo Piovesan|coautori=|anno=2009|titolo=Self-organized helical equilibria as a new paradigm for ohmically heated fusion plasmas|rivista=Nature Physics|volume=5|numero=|doi=10.1038/nphys1308}}</ref>.

Nel corso del [[2005]] e del [[2006]] sono stati provati diversi scenari sperimentali, allo scopo di ridurre quanto possibile le instabilità [[magnetoidrodinamica|magnetoidrodinamiche]] del plasma. Un esempio è riportato nella '''Figura 5''', e mostra l'effetto macroscopico che si può ottenere a partire da un controllo locale del campo magnetico esterno: la presenza contemporanea di molte instabilità [[magnetoidrodinamica|magnetoidrodinamiche]] (=molte "eliche") è una sorgente naturale di turbolenza e , in quanto le eliche manifestano una forte tendenza a collassare, "raggrumandosi" (blocco delle [[fase (segnali)|fasi]]) in corrispondenza a una posizione fissa, decisa da qualche disomogeneità del sistema di contenimento (camera da vuoto e sistema magnetico). Poiché le particelle cariche tendono a seguire, nel loro [[moto di Larmor]] le linee di [[campo magnetico]], il "grumo" è una posizione preferenziale di perdita di particelle calde verso la parete, nonché sorgente di [[teoria del caos|caos]] in buona parte del volume del plasma (pannelli (a) e (b) nella '''Figura 5'''). Il risultato pratico finale è un flusso di calore localizzato verso la parete, che può danneggiare o addirittura rompere le mattonelle di grafite che coprono la superficie interna della camera da vuoto (in questi casi, senza controllo attivo, si sono registrate temperature delle mattonelle di quasi 2000&nbsp;°C, vedi '''Figura 6''').

[[File:QSH plasma wall interaction in RFX-mod.png|miniatura|'''Figura 3:''' Emissione di riga del Carbonio III sulla parete in grafite di RFX: (a) nello stato a singola elicità, (c) nello stato caotico. Figura adattata da<ref name="fusion">{{Cita pubblicazione|autore=Paolo Scarin|autore2=Matteo Agostini|autore3=Gianluca Spizzo|autore4=Marco Veranda|autore5=Paolo Zanca|anno=2019|titolo=Helical plasma-wall interaction in the RFX-mod: effects of high-n mode locking|rivista=Nuclear Fusion|volume=59|numero=8|p=086008|doi=10.1088/1741-4326/ab2071}}</ref> |481x481px]]

I plasmi di RFX già spontaneamente oscillano fra condizioni più deformate e caotiche ('''Figura 5 (a)''' e '''(b)''') e condizioni più ordinate e dotate di simmetria elicoidale ('''Figura 5 (c)''' e '''(d)'''). È interessante sottolineare che fenomeni di [[auto-organizzazione]] sono tutt'altro che rari in natura: esempi si trovano in astrofisica per quanto riguarda la struttura dei campi magnetici intorno ai corpi celesti<ref>Si veda per esempio il sito [http://www.cmso.info http://www.cmso.info]</ref>. In RFX, il raggiungimento dello stato spontaneamente ordinato si raggiunge tramite la crescita di ''una sola'' elica-instabilità, e per questo lo stato ordinato viene anche chiamato '''singola elicità'''

<ref>S. Cappello and D. Bonfiglio {{collegamento interrotto|1=[http://scitation.aip.org/getabs/servlet/GetabsServlet?prog=normal&id=PHPAEN000013000005056102000001&idtype=cvips&gifs=yes ''Magnetohydrodynamic dynamo in reversed field pinch plasmas: Electrostatic drift nature of the dynamo velocity field''] |date=aprile 2018 |bot=InternetArchiveBot }}, Phys. Plasmas '''13''', 056102 (2006)</ref>.

I principali vantaggi della singola elicità si possono riassumere come segue:

* riduzione del "grumo" sulla superficie del plasma (vedi '''Figura 52 (a)''');

* riduzione dell'interazione con la parete<ref delname="fusion" tipo/>: dellain '''Figura 6''3 è evidente che in singola elicità, pannello (a), l'interazione con la parete è minore che nel caso caotico, mostrato nel pannello (c);

* riduzione o completa eliminazione del caos nell'interno del plasma (vedi '''Figura 52 (b)''');

* possibilità di riscaldare la regione interna del plasma, che assume una forma a "fagiolo" (vedi '''Figura 52 (d)''');

* possibilità (per ora teorica) di aumentare la [[corrente elettrica|corrente]] del plasma, senza applicare una [[tensione elettrica|tensione]] aggiuntiva.

Uno dei maggiori risultati del controllo attivo è stato appunto quello di riuscire a indurre in modo quasi continuo, per tutta la durata della scarica, gli stati a singola elicità che prima dell'applicazione del [[retroazione|feedback]] si potevano ottenere solo sporadicamente, e in modo intermittente. La contemporanea riduzione dell'interazione con la parete del tipo della '''Figura 63''' ha permesso di raggiungere correnti di 1.5 [[mega|M]][[Ampere|A]], e quindi quasi di raggiungere le specifiche tecniche della massima corrente di 2 [[mega|M]][[Ampere|A]].

== Sperimentazione attuale e piani futuri ==

Attualmente l'esperimento è in fase di "''shutdown''" (chiusura) per permettere le modifiche di [[Reversed Field eXperiment#Sviluppi correnti: RFX-mod2 e il progetto MIAIVO|RFX-mod2]]. I principali risultati ottenuti su RFX-mod nel decennio [[2005]]-[[2015]] si possono sintetizzare come segue:

La sperimentazione attuale su RFX si può così sintetizzare:

* proseguire nella comprensione degli aspetti tecnologici e di fisica del controllo attivo, in collaborazione anche con laboratori stranieri (per esempio, [[ASDEX Upgrade]] e [[DIII-D (reattore a fusione)|DIII-D]]);

* studiare la [[fisica del plasma]] a correnti elevate, per esempio per quanto riguarda il [[limite di Greenwald]], che impone un valore massimo al rapporto densità/corrente del plasma;

* contribuire alla comprensione della configurazione [[Tokamak]] in un ambito di parametri di plasma diverso (quello tipico del [[reversed field pinch]]), aggiungendo quindi dati importanti per il [[database]] di [[ITER]];

* studiare la [[turbolenza]] del plasma di bordo, con strumenti di misura sofisticati.

I progetti sono di proseguire ed estendere questi studi nell'intervallo di correnti di plasma 1,5-2 [[ampere|MA]], quindi vicino alle massime specifiche tecniche di RFX.

* Il principale contributo, per cui RFX-mod si può giustamente definire unico al mondo, è il controllo attivo tramite la copertura completa delle 192 bobine a sella. In questo campo, RFX-mod ha contribuito a dare un significativo avanzamento nella comprensione degli aspetti tecnologici e di fisica del controllo attivo, che è stato condotto in collaborazione con laboratori stranieri (per esempio, [[ASDEX Upgrade]] e [[DIII-D (reattore a fusione)|DIII-D]])<ref>{{Cita pubblicazione|autore=Paolo Zanca, Giuseppe Marchiori, Lionello Marrelli, Lidia Piron and the RFX-mod team|anno=2012|titolo=Advanced feedback control of magnetohydrodynamic instabilities: comparison of compensation techniques for radial sensors|rivista=Plasma Phys. Control. Fusion|volume=54|numero=12|p=124018|doi=10.1088/0741-3335/54/12/124018}}</ref>;

== Sviluppi correnti ==

*Il controllo attivo delle instabilità ha permesso di scoprire e di sostenere lo stato elicoidale<ref name="nature" /> del [[Reversed field pinch|RFP]], che avvicina questa configurazione allo [[stellarator]];

Collaudi del sistema di alimentazione della [[corrente elettrica|corrente]] di [[plasma (fisica)|plasma]].

* Ha contribuito allo studio della [[fisica del plasma]] a correnti elevate, 1.5-2 [[ampere|MA]], per esempio per quanto riguarda il [[limite di Greenwald]], che impone un valore massimo al rapporto densità/corrente del plasma<ref>{{Cita pubblicazione|autore=Gianluca Spizzo, Gianluca Pucella, Onofrio Tudisco, Matteo Zuin, e coautori|anno=2015|titolo=Density limit studies in the tokamak and the reversed-field pinch|rivista=Nuclear Fusion|volume=55|numero=4|p=043007|doi=10.1088/0029-5515/55/4/043007}}</ref>;

* Ha contribuito alla comprensione della configurazione [[Tokamak]] in un ambito di parametri di plasma diverso, con parametro di sicurezza al bordo <math>q_a \le 2</math>, aggiungendo quindi dati importanti per il [[database]] di [[ITER]]<ref name="plasmaPhysics">{{Cita pubblicazione|autore=Paolo Piovesan|autore2=Daniele Bonfiglio|autore3=RFX-team|anno=2013|titolo=RFX-mod: A multi-configuration fusion facility for three-dimensional physics studies|rivista=Physics of Plasmas|volume=20|numero=5|p=056112|doi=10.1063/1.4806765}}</ref>;

* Ha avanzato la conoscenza della [[turbolenza]] del plasma di bordo, con strumenti di misura sofisticati<ref>{{Cita pubblicazione|autore=Nicola Vianello|autore2=Cristina Rea|autore3=Matteo Agostini|coautori=|data=2015|titolo=Magnetic perturbations as a viable tool for edge turbulence modification|rivista=Plasma Phys. Control. Fusion|volume=57|numero=1|p=014027|doi=10.1088/0741-3335/57/1/014027}}</ref>.

== Sviluppi correnti: RFX-mod2 e il progetto MIAIVO ==

Allo scopo di migliorare ulteriormente il controllo delle instabilità del plasma, è stata avviata nel [[2018]] la modifica "RFX-mod2" la quale prevede l'avvicinamento del plasma ai sistemi di controllo, tramite la rimozione della camera toroidale (che assicurava la tenuta del vuoto, compito che verrà assunto dalla struttura esterna di supporto) consentendo anche l'aumento del volume del plasma.<ref>{{cita web | url=https://www.igi.cnr.it/www/sites/default/files/Brochure%20Consorzio%20RFX-%20def.pdf|titolo=Consorzio RFX - Fusion Research in Padova|p=5|accesso=31 luglio 2019}}</ref>

Allo scopo di migliorare ulteriormente il controllo delle instabilità del plasma, è stata avviata nel 2018 la modifica '''RFX-mod2'''<ref>{{Cita web|url=https://www.igi.cnr.it/ricerca/magnetic-confinement-research-in-padova/rfx-mod2/|titolo=RFX-mod2|sito=Consorzio RFX|lingua=it-IT|accesso=2023-03-01}}</ref> la quale prevede l'avvicinamento del plasma ai sistemi di controllo, tramite la rimozione della camera da vuoto. In questo modo la scocca stabilizzatrice di rame sarà direttamente affacciata al plasma, riducendo al minimo il campo magnetico radiale <math>B_r</math> e quindi massimizzando il confinamento del RFP<ref>{{Cita pubblicazione|autore=Lionello Marrelli, Roberto Cavazzana e coautori|anno=2019|titolo=Upgrades of the RFX-mod reversed field pinch and expected scenario improvements|rivista=Nuclear Fusion|volume=59|numero=7|p=076027|doi=10.1088/1741-4326/ab1c6a}}</ref>. Nel contempo, il ruolo di tenuta del vuoto sarà svolto dalla struttura meccanica di supporto. Questa modifica consentirà anche l'aumento del volume del plasma<ref>{{Cita pubblicazione|autore=Simone Peruzzo, Marco Bernardi, Roberto Cavazzana, Samuele Dal Bello, Mauro Dalla Palma, Luca Grando, Eleonora Perin, Roberto Piovan, Andrea Rizzolo, Federico Rossetto, Diego Ruaro, Marco Siragusa, Piergiorgio Sonato e Lauro Trevisan|anno=2018|titolo=Detailed design of the RFX-mod2 machine load assembly|rivista=Fusion Engineering and Design|volume=136|numero=|doi=10.1016/j.fusengdes.2018.05.066}}</ref>.

La modifica richiede un investimento di oltre 4 milioni di € in ricerca e sviluppo ed è co-finanziata dalla [[Veneto|Regione Veneto]] nell'ambito del Fondo Europeo di Sviluppo Regionale (FESR) con il nome di '''progetto MIAIVO'''<ref>{{Cita web|url=https://www.univr.it/documents/20142/0/08+-+MIAIVO.pdf/9a9d4729-aad7-a412-acb6-cc6fa9bb1f62|titolo=Il piano industriale del Veneto: risultati dei progetti di ricerca e prospettive di sviluppo: Progetto “MIAIVO - Meccanica Innovativa e Additiva Integrata”, Universita' di Verona, 25 marzo 2019}}</ref><ref>{{Cita web|url=https://www.igi.cnr.it/innovation/il-progetto-por-fesr-miaivo/|titolo=Il progetto POR-FESR MIAIVO|sito=Consorzio RFX|lingua=it-IT|accesso=2023-03-01}}</ref>.

La modifica ha richiesto una spesa di 2&nbsp;milioni&nbsp;[[Euro|€]] in ricerca e sviluppo ed ulteriori 4,3&nbsp;milioni&nbsp;€ per il completamento delle modifiche.

Il progetto MIAIVO è terminato nel 2021. Attualmente le modifiche di RFX-mod2 rientrano in un ulteriore progetto nell'ambito del [[Piano Nazionale di Ripresa e Resilienza|Piano Nazionale di Ripresa e Resilienza (PNRR)]]: il nome del progetto è '''NEFERTARI''' (New Equipment for Fusion Experimental Research and Technological Advancements with Rfx Infrastructure)<ref>{{Cita web|url=https://www.istp.cnr.it/it/nefertari/|titolo=Nefertari – ISTP {{!}} CNR|lingua=it-IT|accesso=2024-05-22}}</ref>.

La ripresa delle attività sperimentali è prevista per la fine del [[2020]].<ref>{{cita news |url=https://www.igi.cnr.it/www/sites/default/files/RFX-%20prgetto%20MIAIVO%20-%20def.pdf |titolo= RFX-mod2 - progetto MIAIVO |editore= |autore= Consorzio RFX|formato= pdf |data=(URL consultato il 31 luglio 2019 )|pp=4-7}}</ref>

== Note ==

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==Collegamenti esterni==

*{{cita web|url=https://www.crf.unipd.it/centro/storia-del-centro-ricerche-fusione-dell%E2%80%99universit%C3%A0-di-padova|titolo=Storia del Centro ricerche sulla Fusione dell'Università di Padova}}

*{{cita web|http://www.igi.cnr.it/|Sito ufficiale}}

*{{cita web|url=https://ecwww.europaigi.eucnr.it/research/leaflets/fusion/index_it.html|titolo=Sito dell'Unioneufficiale Europeadel sullaConsorzio fusione|lingua=enRFX}}

*{{Cita web|url=https://www.youtube.com/channel/UCTxf_7S0NjyKzDANDb4qHxA|titolo=Canale ufficiale di YouTube del Consorzio RFX}}

*{{cita web|1=http://www.efda.org/|2=EFDA - Sito dell'European Fusion Development Agreement|lingua=en|accesso=23 ottobre 2008|urlarchivio=https://web.archive.org/web/20140914125632/http://www.efda.org/|dataarchivio=14 settembre 2014|urlmorto=sì}}

*{{cita web|url=https://www.youtube.com/watch?v=woWqvLkPFhk&t=26s|titolo=Video di YouTube sul progetto MIAIVO}}

*{{cita web|url=https://www.euro-fusion.org/|titolo= Sito di EUROfusion, l'organismo dell'Unione Europea per la ricerca sulla fusione|lingua=en}}

{{Energia da fusione}}