Un problema persistente ha perseguitato il più grande dispositivo di fusione in Corea del Sud. Il dispositivo coreano Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) funziona con successo dal 2008. Tuttavia, il controllo della posizione verticale del plasma ultra caldo si è rivelato difficile. Il controllo stabile della posizione verticale consente una sagomatura e un posizionamento precisi del confine del plasma, vitale per le prestazioni di un reattore. Ora, un team guidato dal Princeton Plasma Physics Laboratory ha notevolmente migliorato la capacità di controllare la posizione verticale. Il risultato? Il nuovo algoritmo di controllo stabilizza la posizione del plasma per plasmi alti record in KSTAR che superano anche le specifiche di progettazione KSTAR.

Il nuovo schema consentirà al team KSTAR di studiare condizioni del plasma molto simili a quelle che verranno create nel tokamak ITER, utilizzando la stessa configurazione di diagnostica al plasma e bobine di campo magnetico superconduttore. Il tokamak ITER è un progetto internazionale in fase di assemblaggio in Francia. Il nuovo schema consentirà al progetto KSTAR di realizzare uno dei suoi ruoli chiave nello sforzo internazionale di ricerca sulla fusione:contribuire con le tecniche per il successo delle operazioni di fisica allo stato stazionario di ITER. La nuova capacità supporta anche la missione principale del progetto KSTAR. Tale missione è stabilire le basi scientifiche e tecnologiche per un attraente reattore a fusione come futura fonte di energia.

La forma del confine del plasma negli esperimenti sull'energia di fusione, come KSTAR e ITER, devono essere attentamente controllati per raggiungere le temperature e le densità del plasma richieste per accedere e sostenere l'ustione da fusione. Man mano che le forme al plasma diventano più alte, o più "allungato, " correnti di plasma più grandi possono essere sostenute portando a un aumento della potenza di fusione, ma i requisiti per il controllo stabile della posizione verticale diventano più severi. Rispetto ai tokamak convenzionali che utilizzano bobine di campo magnetico realizzate in rame e posizionate vicino alla superficie del plasma, le bobine del campo magnetico nei tokamak superconduttori sono in numero inferiore e si trovano più lontano per accogliere i sistemi di raffreddamento della bobina e di schermatura contro le radiazioni. Questa configurazione della bobina tende ad accoppiare i circuiti di controllo del plasma che sono ampiamente disaccoppiati nei tokamak convenzionali. Il nuovo algoritmo di controllo digitale sviluppato nel sistema di controllo del plasma KSTAR integra più schemi di controllo per disaccoppiare efficacemente il controllo della posizione verticale da altri circuiti di controllo utilizzati per mantenere la corrente del plasma, forma al plasma, e posizione radiale.