Um problema persistente afetou o maior dispositivo de fusão da Coréia do Sul. O dispositivo de pesquisa avançada de Tokamak supercondutor coreano (KSTAR) é executado com sucesso desde 2008. No entanto, controlar a posição vertical do plasma ultra-quente provou ser difícil. O controle estável da posição vertical permite a formação e o posicionamento precisos do limite do plasma, vital para o desempenho de um reator. Agora, uma equipe liderada pelo Laboratório de Física de Plasma de Princeton melhorou drasticamente a capacidade de controlar a posição vertical. O resultado? O novo algoritmo de controle estabiliza a posição do plasma para registros de plasmas altos no KSTAR que excedem até mesmo as especificações do projeto KSTAR.

O novo esquema permitirá que a equipe KSTAR estude condições de plasma muito semelhantes às que serão criadas no tokamak ITER, usando a mesma configuração de diagnóstico de plasma e bobinas de campo magnético supercondutor. O tokamak ITER é um projeto internacional que está sendo montado na França. O novo esquema permitirá que o projeto KSTAR realize um de seus papéis-chave no esforço de pesquisa de fusão internacional:contribuir com técnicas para a operação física em estado estacionário bem-sucedida do ITER. A nova capacidade também suporta a missão principal do projeto KSTAR. Essa missão é estabelecer as bases científicas e tecnológicas para um reator de fusão atraente como uma futura fonte de energia.

A forma do limite do plasma em experimentos de energia de fusão, como KSTAR e ITER, deve ser cuidadosamente controlado para atingir as temperaturas e densidades do plasma necessárias para acessar e manter a queima de fusão. Conforme as formas de plasma se tornam mais altas, ou mais "alongado, "correntes de plasma maiores podem ser sustentadas, levando a um aumento na saída de energia de fusão, mas os requisitos para um controle estável da posição vertical tornam-se mais rigorosos. Em comparação com os tokamaks convencionais que usam bobinas de campo magnético feitas de cobre e localizadas perto da superfície do plasma, as bobinas de campo magnético em tokamaks supercondutores são em menor número e estão localizadas mais longe para acomodar o resfriamento da bobina e os sistemas de proteção contra radiação. Essa configuração de bobina tende a acoplar loops de controle de plasma que são amplamente desacoplados em tokamaks convencionais. O novo algoritmo de controle digital desenvolvido no sistema de controle de plasma KSTAR integra vários esquemas de controle para desacoplar efetivamente o controle de posição vertical de outros loops de controle usados ​​para manter a corrente de plasma, forma de plasma, e posição radial.