Un problème persistant afflige le plus grand appareil de fusion de Corée du Sud. Le dispositif coréen de recherche avancée sur le tokamak supraconducteur (KSTAR) fonctionne avec succès depuis 2008. Cependant, contrôler la position verticale du plasma ultra-chaud s'est avéré difficile. Le contrôle stable de la position verticale permet une mise en forme et un positionnement précis de la limite du plasma, vitale pour les performances d'un réacteur. Maintenant, une équipe dirigée par Princeton Plasma Physics Laboratory a considérablement amélioré la capacité de contrôler la position verticale. Le résultat? Le nouvel algorithme de contrôle stabilise la position du plasma pour des plasmas de hauteur record dans KSTAR qui dépassent même les spécifications de conception KSTAR.

Le nouveau schéma permettra à l'équipe KSTAR d'étudier des conditions de plasma très similaires à celles qui seront créées dans le tokamak ITER, utilisant la même configuration de diagnostics plasma et de bobines de champ magnétique supraconductrices. Le tokamak ITER est un projet international en cours de montage en France. Le nouveau schéma permettra au projet KSTAR de réaliser l'un de ses rôles clés dans l'effort international de recherche sur la fusion :apporter des techniques pour le fonctionnement réussi de la physique en régime permanent d'ITER. La nouvelle capacité soutient également la mission principale du projet KSTAR. Cette mission est d'établir les bases scientifiques et technologiques d'un réacteur à fusion attractif comme future source d'énergie.

La forme de la frontière du plasma dans les expériences d'énergie de fusion, tels que KSTAR et ITER, doit être soigneusement contrôlé pour atteindre les températures et densités de plasma requises pour accéder et maintenir la combustion par fusion. À mesure que les formes de plasma deviennent plus grandes, ou plus "allongé, « des courants de plasma plus importants peuvent être maintenus, ce qui entraîne une augmentation de la puissance de fusion, mais les exigences pour un contrôle stable de la position verticale deviennent plus strictes. Par rapport aux tokamaks classiques qui utilisent des bobines de champ magnétique en cuivre et situées près de la surface du plasma, les bobines de champ magnétique dans les tokamaks supraconducteurs sont moins nombreuses et sont situées plus loin pour accueillir les systèmes de refroidissement des bobines et de protection contre les rayonnements. Cette configuration de bobine a tendance à coupler des boucles de contrôle du plasma qui sont largement découplées dans les tokamaks classiques. Le nouvel algorithme de contrôle numérique développé dans le système de contrôle plasma KSTAR intègre plusieurs schémas de contrôle pour découpler efficacement le contrôle de position verticale des autres boucles de contrôle utilisées pour maintenir le courant plasma, forme plasma, et position radiale.