DIII-D — токамак , который эксплуатируется с конца 1980-х годов компанией General Atomics (GA) в Сан-Диего , Калифорния, для Министерства энергетики США . Национальный термоядерный комплекс DIII-D является частью продолжающихся усилий по достижению магнитно-удерживаемого термоядерного синтеза . Миссия исследовательской программы DIII-D заключается в создании научной основы для оптимизации подхода токамака к производству термоядерной энергии. [1]
DIII-D был построен на основе более раннего Doublet III, третьего в серии машин, построенных в GA для экспериментов с токамаками, имеющими некруглые поперечные сечения плазмы. Эта работа продемонстрировала, что определенные формы сильно подавляют различные нестабильности в плазме, что приводит к гораздо более высокому давлению плазмы и производительности. DIII-D так назван, потому что плазма имеет форму буквы D, форму, которая в настоящее время широко используется в современных конструкциях и привела к классу машин, известных как «усовершенствованные токамаки». Усовершенствованные токамаки характеризуются работой при высоком β плазмы за счет сильного формирования плазмы , активного контроля различных плазменных нестабильностей и достижения стационарных профилей тока и давления, которые обеспечивают высокое удержание энергии для высокого усиления термоядерного синтеза (отношение мощности термоядерного синтеза к тепловой мощности).
DIII-D — один из двух крупных экспериментов по магнитному термоядерному синтезу в США (другой — NSTX-U в Принстонской лаборатории физики плазмы ), поддерживаемый Управлением науки Министерства энергетики США. Программа сосредоточена на НИОКР для достижения стационарной усовершенствованной работы токамака и поддержки проектирования и эксплуатации эксперимента ITER , который сейчас строится во Франции. ITER предназначен для демонстрации самоподдерживающейся горящей плазмы , которая будет производить в 10 раз больше энергии из реакций термоядерного синтеза, чем требуется для нагрева.
Исследовательская программа DIII-D представляет собой крупное международное сотрудничество, в котором участвуют более 600 пользователей из более чем 100 учреждений. General Atomics управляет базирующимся в Сан-Диего объектом для Министерства энергетики через Управление по наукам о термоядерной энергии. [2]
Исследования в DIII-D направлены на выяснение основных физических процессов, которые управляют поведением горячей намагниченной плазмы, и на установление научной основы для будущих устройств сжигания плазмы, таких как ITER. В конечном счете, цель состоит в том, чтобы использовать это понимание для разработки экономически привлекательной термоядерной электростанции.
Токамак состоит из тороидальной вакуумной камеры, окруженной катушками магнитного поля, которые удерживают и формируют плазму. Плазма создается путем подачи напряжения для генерации большого электрического тока (более миллиона ампер) в камере. Плазма нагревается до температур, в десять раз превышающих температуру солнца, с помощью комбинации мощных нейтральных пучков и микроволн. Состояние плазмы измеряется с помощью приборов, основанных на интенсивных лазерах, микроволнах и других прецизионных плазменных диагностиках. [3]
Эксперименты изучают такие темы, как ограничение, переходные события, а также выброс мощности и частиц. DIII-D также используется в качестве испытательного стенда для исследования инновационных механизмов нагрева плазмы, подачи топлива и управления током. [4]
.jpg/1280px-HD.6D.746_(13471451483).jpg)
В мае 1974 года AEC выбрала General Atomics для создания эксперимента по магнитному синтезу Doublet III, основанного на успехе более ранних экспериментов по магнитному удержанию Doublet I и II. В феврале 1978 года эксперимент по синтезу Doublet III впервые провёл работу с плазмой в General Atomics. Позднее машина была модернизирована и переименована в DIII-D в 1986 году. [5]
Программа DIII-D достигла нескольких важных этапов в развитии термоядерного синтеза, включая наивысшее плазменное β (отношение давления плазмы к магнитному давлению), когда-либо достигнутое в то время (начало 1980-х годов), и наивысший поток нейтронов (скорость термоядерного синтеза), когда-либо достигнутый в то время (начало 1990-х годов). Основные научные открытия включают подтверждение подавления турбулентности сдвиговым потоком в 1990-х годах, а также как активных, так и пассивных механизмов подавления локализованной на краю моды в 2000-х годах.
В 2021 году программа анонсировала улучшенный подход к граничному охлаждению, заменив газообразный раствор на смесь порошков бора , нитрида бора и лития . Это рассеивало тепло плазмы и защищало стенки реактора. [6]
32°53′36.46″с.ш. 117°14′4.40″з.д. / 32.8934611°с.ш. 117.2345556°з.д. / 32.8934611; -117.2345556