Dispositivo Helicoidal Grande

Dispositivo Helicoidal Grande
大型ヘリカル装置 (Ōgata Herikaru Sōchi)
	O Dispositivo Helicoidal Grande em 2014
Tipo de dispositivo	Stellarator (Heliotron)
Localização	Toki, Província de Gifu, Japão
Afiliação	Instituto Nacional de Ciência da Fusão
Especificações técnicas
Raio maior	3,9 m
Raio menor	0,6 m
Volume do plasma	30 m3
Campo magnético	3,0 T
Potência de aquecimento	36 MW
Duração da descarga	3.900 s (65 min, máximo)
Densidade plasmática	1,2×1021 m−3
História
Ano(s) de operação	1998–2025

O Dispositivo Helicoidal Grande (大型ヘリカル装置, Ōgata Herikaru Sōchi) (LHD, do inglês Large Helical Device) foi um grande dispositivo de pesquisa de plasma por confinamento magnético do tipo heliotron/stellarator construído pelo Instituto Nacional de Ciência da Fusão (NIFS), parte do Instituto Nacional de Ciências Naturais. Foi o segundo maior stellarator supercondutor do mundo, atrás apenas do Wendelstein 7-X (Alemanha).

Utilizando a configuração heliotron desenvolvida originalmente no Japão, o LHD alcançou a sustentação de plasma por um período contínuo de até 3.900 segundos (65 minutos), encerrado manualmente apenas por limitações do sistema de coleta de dados, além de um plasma de alta densidade de $10^{15}{\text{ /cm}}^{3}$ (10 vezes a condição necessária para a fusão nuclear). A temperatura do plasma atingiu 120 milhões de graus Celsius durante os experimentos com deutério iniciados em março de 2017.

História

Julho de 1987: Aquisição de aproximadamente 470 mil metros quadrados de terreno na cidade de Toki, província de Gifu, e finalização do projeto original.
1989: Fundação do Instituto Nacional de Ciência da Fusão (NIFS).
1990: Início da construção das instalações experimentais e do prédio de pesquisa.
Dezembro de 1997: Conclusão da estrutura principal do dispositivo LHD.
31 de março de 1998: Sucesso na ignição do primeiro plasma (first plasma).
1999: Aplicação de injeção de feixe de neutros (NBI) de 3 MW, alcançando um produto triplo de fusão de $8\times 10^{18}{\text{ m}}^{-3}{\text{ keV s}}$ sob campo magnético de 1,5 T.
2005: Conquista do tempo recorde de sustentação de plasma por 3.900 segundos (65 minutos) com aquecimento ECH de 110 kW.
2006: Adição de um novo sistema de subresfriamento de hélio para as bobinas helicoidais, o que permitiu campanhas contínuas operando com correntes elétricas de até 11,83 kA.
10 de novembro de 2010: Os experimentos do LHD atingem a marca de 100.000 disparos (shots).
Março de 2017: Início dos experimentos com deutério.
2020: Sucesso na geração de plasma atingindo 100 milhões de graus tanto para a temperatura dos elétrons quanto dos íons.
Dezembro de 2022: Encerramento da fase de experimentos com deutério.
2023: Início da operação como plataforma de pesquisa acadêmica LHD.
23 de dezembro de 2025: Os experimentos do LHD atingem a marca histórica de 200.000 disparos.
25 de dezembro de 2025: Conclusão oficial das operações experimentais do LHD após mais de 27 anos de operação.

Componentes e especificações

Estrutura principal:

Câmara de vácuo do plasma
Bobinas de campo magnético supercondutoras (bobinas helicoidais e poloidais)
Câmara de vácuo com isolamento térmico (bell jar)
Estrutura de suporte

Dimensões:

Altura (incluindo aberturas de portas): 9,1 m
Diâmetro: 13,5 m
Peso total: Aprox. 1.500 t (seção resfriada: aprox. 850 t)
Prédio principal: 97 m de comprimento, 130 m de largura, aprox. 50 m de altura

(Curiosidade: A porta da entrada de carga ao norte do edifício pesa 720 t e é registrada pelo Guinness World Records como a porta mais pesada do mundo)

Tecnologia e dispositivos periféricos

Para criar o campo magnético de confinamento do plasma, são instaladas bobinas helicoidais e poloidais supercondutoras. O LHD foi o primeiro dispositivo experimental de fusão por confinamento magnético do mundo a adotá-las como sistema principal de bobinas.
O LHD é do tipo torsatron, o que significa que ele possui apenas duas bobinas magnéticas de enrolamento helicoidal. Em comparação, stellarators clássicos como o Wendelstein 7-A possuem quatro bobinas helicoidais e um conjunto completo de bobinas circulares externas, enquanto stellarators avançados modulares como o Wendelstein 7-X possuem múltiplas bobinas separadas (neste caso, 70) com formatos complexos e sem simetria helicoidal. O espaço entre os dois enrolamentos helicoidais também fornece automaticamente um divertor. Portanto, sugere-se que o torsatron do tipo LHD seja particularmente simples de construir em escala.
Para elevar a temperatura do plasma, são utilizados três métodos complementares: Injeção de Feixe de Neutros (NBI), Aquecimento por Ressonância Ciclotrônica Iônica (ICRF) e Aquecimento por Ressonância Ciclotrônica de Elétrons (ECH).
O dispositivo conta com um divertor helicoidal, capaz de alterar localmente o campo magnético e modificar o tamanho da camada estocástica (localizada entre o volume de plasma confinado e as linhas de campo do divertor). Isso torna o LHD uma referência fundamental para pesquisas sobre controle de plasma de borda, transporte e exaustão de calor/partículas em reatores da classe heliotron/stellarator.
Os dados obtidos no LHD foram essenciais para dar suporte ao projeto de reatores do tipo tokamak, como o ITER e o JT-60SA.

Outros aspectos

Contexto e pesquisas estaduais

No desenvolvimento de reatores de fusão nuclear, o LHD enquadra-se na categoria de reator de pesquisa, servindo de ponte conceitual para futuras fases como reatores experimentais (ex: ITER) e de demonstração comercial (DEMO).
Embora a rota tokamak seja atualmente a mais avançada para aplicação comercial, o Japão mantém pesquisas ativas nas rotas de confinamento inercial (Universidade de Osaka) e tipo helicoidal (NIFS) para diversificação tecnológica.

Dispositivo helicoidal secundário

Além do LHD, o NIFS operava o CHS (Compact Helical System), um dispositivo de médio porte voltado para estudos fundamentais de física de plasma.

Segurança e operação

O sistema possui gerenciamento rigoroso para controle de correntes elevadas, testes de resistência a ataques cibernéticos e paralisação automática segura (diferente da fissão nuclear, a reação apaga-se naturalmente ao interromper os sistemas, sem risco de fusão do núcleo ou reação em cadeia).

Experimentos com deutério e segurança ambiental

Os experimentos com deutério iniciaram-se em março de 2017 mediante reuniões e acordos explicativos com as comunidades das cidades vizinhas (Tajimi, Toki e Mizunami).
A reação D-D gera uma quantidade vestigial de nêutrons rápidos (retidos pela espessa blindagem do prédio) e traços de trítio. Para evitar emissões, foi instalado um sistema especializado de exaustão e destritiação (exhaust detritiation system) para filtrar os gases residuais.
Experimentos com trítio como combustível direto jamais foram planejados no LHD.

Ver também

Referências

↑ Yamada, H. (31 de agosto de 2011). «Overview of results from the Large Helical Device». Nuclear Fusion. 51 (9). doi:10.1088/0029-5515/51/9/094021
↑ «大型ヘリカル装置（LHD）計画» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 28 de julho de 2023
↑ «LHDで達成したプラズマパラメータ» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 28 de julho de 2023
↑ Fujiwara, M. (1999). «Plasma confinement studies in LHD». Nuclear Fusion (em inglês). 39 (11Y): 1659–1666. doi:10.1088/0029-5515/39/11Y/305. Heating by NBI of 3 MW produced plasmas with a fusion triple product of 8 × 10¹⁸m⁻³ keV s at a magnetic field strength of 1.5 T. !CS1 manut: número-autores (link)
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↑ «LHD研究の進展» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023
↑ «第24サイクルのプラズマ実験が終了しました» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023
↑ «沿革» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023
↑ 山田, 弘司. «御礼、LHD実験を完遂». 自然科学研究機構核融合科学研究所 (em japonês). Consultado em 13 de março de 2026
↑ «学術研究基盤LHD計画» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023
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↑ Bader, Aaron; Effenberg, Florian; Hegna, Chris C. (6 de dezembro de 2018). «Progress in Divertor and Edge Transport Research for Stellarator Plasmas» (PDF) (em inglês). Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research
↑ «Design and commissioning of the exhaust detritiation system for the Large Helical Device» (em inglês)

Ligações externas

Página Oficial do Large Helical Device (em inglês)

35°19′33.6″N 137°10′7.2″L / 35.326000°N 137.168667°L / 35.326000; 137.168667

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[1] Yamada, H. (31 de agosto de 2011). «Overview of results from the Large Helical Device». Nuclear Fusion. 51 (9). doi:10.1088/0029-5515/51/9/094021

[2] «大型ヘリカル装置（LHD）計画» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 28 de julho de 2023

[3] «LHDで達成したプラズマパラメータ» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 28 de julho de 2023

[4] Fujiwara, M. (1999). «Plasma confinement studies in LHD». Nuclear Fusion (em inglês). 39 (11Y): 1659–1666. doi:10.1088/0029-5515/39/11Y/305. Heating by NBI of 3 MW produced plasmas with a fusion triple product of 8 × 10¹⁸m⁻³ keV s at a magnetic field strength of 1.5 T. !CS1 manut: número-autores (link)

[5] «Achievement of One Hour Discharge with ECH on LHD». Journal of Physics: Conference Series (em inglês). 25: 24–30. 2005. doi:10.1088/1742-6596/25/1/024

[6] Hamaguchi, S. (2018). «Operations of the Helium Subcooling System for the LHD Helical Coils during Ten Plasma Experimental Campaigns». Plasma and Fusion Research (em inglês). 13. 3405057 páginas. doi:10.1585/pfr.13.3405057 !CS1 manut: número-autores (link)

[7] «LHD研究の進展» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023

[8] «第24サイクルのプラズマ実験が終了しました» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023

[9] «沿革» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023

[10] 山田, 弘司. «御礼、LHD実験を完遂». 自然科学研究機構核融合科学研究所 (em japonês). Consultado em 13 de março de 2026

[11] «学術研究基盤LHD計画» (em japonês). 核融合科学研究所. Consultado em 23 de julho de 2023

[iiyoshi91-12] Iiyoshi, A. (20 de abril de 1991). Development of the Stellarator/Heliotron Research (PDF) (Relatório). Instituto Nacional de Ciência da Fusão, Japão. Consultado em 9 de outubro de 2026

[13] Morisaki, T (2013). «Initial experiments towards edge plasma control with a closed helical divertor in LHD». Nucl. Fusion (em inglês). 53 (6). 063014 páginas. doi:10.1088/0029-5515/53/6/063014 !CS1 manut: número-autores (link)

[14] Bader, Aaron; Effenberg, Florian; Hegna, Chris C. (6 de dezembro de 2018). «Progress in Divertor and Edge Transport Research for Stellarator Plasmas» (PDF) (em inglês). Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research

[15] «Design and commissioning of the exhaust detritiation system for the Large Helical Device» (em inglês)