[ca] L'estudi de les propietats dels plasmes confinats magnèticament esta esdevenint un dels temes primordials de recerca degut a les prometedores perspectives (de netedat i ampli abast) que l'energia produïda per fusió nuclear està fomentant. Es dins d'aquest context on l'estudi dels dispositius de confinament magnètic de tipus stellarator juguen un paper molt important, ja que un reactor de fusió basat en aquest concepte podria tenir (al contrari dels tokamaks) un mode de funcionament continu i no polsat. L'estudi del transport de calor en el dispositius de fusió per confinament magnètic de tipus stellarator és totalment necessari, ja que les propietats del plasma (i per tant de l'energia produïda per fusió) en depenen completament. Actualment, el stellarator més gran del món es troba al Japó i es diu Large Helical Device (LHD), mentre que a Espanya, el stellarator TJ-II es troba a les instal·lacions del CIEMAT a Madrid. En aquesta tesi, s'estudien ambdós dispositius per tal de determinar de que depèn que aparegui o que desaparegui el transport de calor turbulent en aquests dispositius, i si hi ha algun tipus de punt en comú. En primer lloc, s'analitza el transport de calor colisional (degut a la col·lisió de les partícules que formen el plasma) mitjançant la introducció d'un model de transport colisional (anomenat neoclàssic) al codi de transport PRETOR-Stellarator. Aquest model es capaç de calcular magnituds físiques tal com difusivitats i camps elèctrics neoclàssics però sense consumir tant de temps com a d'altres tècniques que utilitzen mètodes de Monte Carlo. Dels resultats es desprèn que el transport neoclàssic, tant al TJ-II com al LHD, pot ser important, en plasmes amb baixa densitat i temperatures grans. Ambdós dispositius comparteixen la característica de que apareix, en aquests casos, un gran camp elèctric al centre del plasma que pot ser fa que el transport turbulent disminueixi. Mitjançant la introducció de diferents models pel transport turbulent a PRETOR-Stellarator, s'estudia el transport turbulent als dos dispositius. De l'anàlisi es dedueix que ambdós dispositius poden compartir el mateix tipus de transport (anomenat electromagnètic) i que es degut a les variacions locals del camp magnètic. Tanmateix, fora de la zona central, el LHD té un tipus de transport semblant al que existeix al tokamak JET (Joint European Torus), mentre que el TJ-II continua amb el transport electromagnètic. La reducció del transport turbulent prèviament estudiat és un tema capdal ja que permetria un millor confinament del plasma. S'ha estudiat com el camp elèctric format al centre del plasma pot generar un rotació que disminueix el transport turbulent tant al LHD com al TJ-II. Aquests plasmes es diuen que tenen una barrera interna del transport que redueix el transport turbulent a valors neoclàssics sempre que la densitat sigui prou baixa. Un altre fenomen lligat al transport molt important és el transport no local, que es degut a les correlacions entre parts llunyanes del plasma i que no es pot entendre dintre del context del transport difusió que se sol emprar per a estudiar el plasmes confinats. En el marc d'aquesta tesi s'ha dissenyat un model de transport no local per mitjà d'una convolució sobre el transport neoclàssic. Amb aquest model s'ha aconseguit reproduir molts del efectes no locals que apareixen als plasmes (com ara la ràpida propagació de fenòmens turbulents o la propagació de fronts turbulents que mantenen una forma d'ona ), i que s'han descrit tant al LHD com al TJ-II. Finalment es realitza una comparació entre els dissenys dels reactors de fusió basats en stellarators i tokamaks. Un reactor de fusió stellarator tindria un radi major de 15.5 m i treballaria en mode continu amb alta densitat i baixa temperatura. Les pèrdues d'energia més importants serien, en aquest cas, degudes a la convenció i conducció dins del plasma. El fet que tingui una grandària tan gran el faria molt car de construir. En el cas dels tokamaks, la seva grandària seria més petita, però les pèrdues per radiació ciclotró serien molt grans (degut al règim d'alta temperatura i baixa densitat) i el disseny d'una paret del reactor amb un coeficient de reflexió molt gran fora totalment necessari.

[en] The magnetically confined plasmas study is one of the most promising research fields in the present days due to the high perspectives of unlimited and clean energy that fusion has generated. In this framework, the stellarator devices play a significant role because of, unlike in the tokamak case, their continuum working regime, which will be an essential feature of the future fusion commercial reactor. Heat transport studies in stellarator devices are completely necessary since the main plasma properties (and therefore, the total fusion power generated) are absolutely dependent. Nowadays, the largest stellarator in the world is the Large Helical Device (LHD). There is also a stellarator device is Spain, TJ-II, which is located in the installations of CIEMAT in Madrid. In this thesis, turbulent and conductive heat transport is studied in both devices with the aim of comparing its formation and suppression. First of all, collisional transport, i.e. neoclassical transport, which is caused by the particle collisions, is studied by means of a new transport model implemented in the transport code PRETOR-Stellarator. This model is able to calculate heat diffusivities as well as the neoclassical electric field with reasonable accuracy without spending as much computational time as in the Monte Carlo techniques. It is deduced from the results that, for both TJ-II and LHD, neoclassical transport may be quite important in plasmas with low density and high temperatures, although higher levels of neoclassical transport are obtained in TJ-II. Both devices share the feature that in low collisional plasmas, a high positive neoclassical electric field with a high shear appears in the plasma core. This electric field can be responsible of the suppression of the turbulence heat transport. Some new turbulent heat transport models have been added to PRETOR-Stellarator in order to study this kind of transport. Both, LHD and TJ-II, share a common heat transport in the confinement region (plasma core), called drift wave electromagnetic transport, and which is due to the fluctuations of the magnetic field. Outside this region, turbulent heat transport in LHD has similar characteristic to that in tokamaks, whereas in TJ-II, turbulent transport is maintained. Turbulent heat transport reduction is a major issue in fusion research, since the capability of producing commercial fusion energy depends strongly on the low levels of turbulence of the plasma. The appearance of a neoclassical electric field in the plasma core and its interaction with turbulent transport has been studied. It is shown that this electric field is able to generate a rotation in the plasma which is able to suppress turbulent transport to neoclassical levels when density is low enough. These plasmas are called to have an internal transport barrier and have stepped electron temperature profiles with hollow electron density profiles. Another important phenomenon related with electron heat transport is non-local transport, which can not be studied within the general diffusive framework that is used to study turbulent transport in plasmas. The non-local transport is caused by the interaction of long distant parts of the plasma. In this thesis, a new model for this type of transport, which is based on the convolution over a kernel of the neoclassical transport, has been proposed to explain this phenomenon. It has been shown that this model is able to simulate the main characteristics of this transport, e.g. fast pulses propagation, ballistic transport or the growing of the turbulence levels close to the axis of the device. All these phenomena have been observed in LHD and TJ-II. Finally, once electron heat transport in stellarators has been clarified, a comparison of the designs of the future commercial reactor based on both, stellarators and tokamaks, has been carried out. A stellarator commercial reactor, based on the design of the LHD, would have a 15.5 m major radius, 2.5 m minor radius, with a continuum working regime based on low temperatures and high densities. Main energy sinks are due to conductive-convective heat losses and radiation losses (in a 95% from Bremmstrahlung radiation). The fact that it has such a large major radius makes this design expensive and difficult to build. A tokamak fusion reactor would be smaller, however, the high temperatures achieved make cyclotron radiation losses to be very high, and a wall with a high reflection coefficient seems to be necessary.