Внутренний вид вакуумной камеры, на котором видны сверхпроводящие катушки LHD.
Целью проекта является проведение исследований по удержанию термоядерной плазмы в устойчивом состоянии для выяснения возможных решений физических и инженерных проблем в спиральных плазменных реакторах . LHD использует инжекцию нейтрального пучка , ионно-циклотронную радиочастоту (ICRF) и нагрев электронно-циклотронным резонансом (ECRH) для нагрева плазмы, как и обычные токамаки . Система отвода тепла и частиц спирального дивертора использует большие спиральные катушки для создания отклоняющего поля. Такая конфигурация позволяет изменять размер стохастического слоя, который расположен между ограниченным объемом плазмы и линиями поля, которые заканчиваются на пластине дивертора. Исследования пограничной плазмы в LHD фокусируются на возможностях спирального дивертора как выхлопной системы для гелиотронов и стеллараторов. [1] [2]
История
Проектирование завершено в 1987 году.
Начало строительства 1990 г.
Плазменные операции с 1998 года
В 1999 году использовалась инжекция нейтрального пучка мощностью 3 МВт. [3]
В 2005 году плазма сохранялась в течение 3900 секунд. [4]
В 2006 году был добавлен новый гелиевый охладитель. Используя новый охладитель, к 2018 году было достигнуто в общей сложности 10 долгосрочных операций, достигнув максимального уровня мощности 11,833 кА. [5]
Чтобы способствовать общественному принятию, была разработана выхлопная система, которая улавливает и фильтрует радиоактивный тритий, образующийся в процессе термоядерного синтеза. [6]
^ Морисаки, Т. и др. (2013). «Первоначальные эксперименты по управлению плазмой на краю с помощью закрытого спирального дивертора в LHD». Nucl. Fusion . 53 (6): 063014. Bibcode :2013NucFu..53f3014M. doi :10.1088/0029-5515/53/6/063014. S2CID 122537627.
^ Бадер, Аарон; Эффенберг, Флориан; Хегна, Крис С. (6 декабря 2018 г.). "Прогресс в исследованиях дивертора и граничного транспорта для плазмы стелларатора" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 2023-07-26.
^ Фудзивара, М.; Ямада, Х.; Эджири, А.; Эмото, М.; Фунаба, Х.; Гото, М.; Ида, К.; Идей, Х.; Инагаки, С.; Кадо, С.; Канеко, О.; Кавахата, К.; Кобути, Т.; Комори, А.; Кубо, С.; Кумадзава, Р.; Масузаки, С.; Минами, Т.; Миядзава Дж.; Морисаки, Т.; Морита, С.; Мураками, С.; Муто, С.; Муто, Т.; Нагаяма, Ю.; Накамура, Ю.; Наканиси, Х.; Нарихара, К.; Нисимура, К.; и др. (1999). «Исследования удержания плазмы при LHD». Ядерный синтез . 39 (11Y): 1659–1666. Bibcode :1999NucFu..39.1659F. doi :10.1088/0029-5515/39/11Y/305. S2CID 250824691. Нагрев с помощью NBI мощностью 3 МВт привел к образованию плазмы с тройным продуктом синтеза 8 × 10 18 м −3 кэВ с при напряженности магнитного поля 1,5 Тл. Электронная температура 1,5 кэВ и ионная температура 1,1 кэВ были достигнуты одновременно при усредненной по линии электронной плотности 1,5 × 10 19 м −3
^ Достижение разряда в течение одного часа с ECH на LHD 2005
^ Хамагучи, Имагава, Обана, Янаги и Мито (2018). «Эксплуатация системы переохлаждения гелия для LHD HelicalCoils во время десяти плазменных экспериментальных кампаний». Plasma and Fusion Research . 13 : 3405057. Bibcode : 2018PFR....1305057H. doi : 10.1585/pfr.13.3405057 .{{cite journal}}: CS1 maint: multiple names: authors list (link)
^ "Проектирование и ввод в эксплуатацию системы детритизации выхлопных газов для большого спирального устройства". ResearchGate . Получено 2019-03-04 .
Внешние ссылки
Веб-сайт большого спирального устройства, архив 2011-10-15 на Wayback Machine, хорошие диаграммы (страница заслуживает архивации)
Плазма сверхплотного ядра в LHD. Харрис. 2008 16 слайдов. Расширенный - включая режим надувания и будущие варианты развития
