DIII-D — токамак , который эксплуатируется с конца 1980-х годов компанией General Atomics (GA) в Сан-Диего , США, для Министерства энергетики США. Национальный термоядерный комплекс DIII-D является частью продолжающихся усилий по достижению термоядерного синтеза с магнитной связью . Миссия исследовательской программы DIII-D — создать научную основу 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 некруглое поперечное сечение 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 назван так потому, что плазма имеет форму буквы D, которая сейчас широко используется в современных конструкциях и привела к созданию класса машин, известных как «усовершенствованные токамаки». Усовершенствованные токамаки характеризуются работой при высоких значениях β плазмы за счет сильного формирования плазмы , активного контроля различных нестабильностей плазмы и достижения установившихся профилей тока и давления, которые обеспечивают высокое удержание энергии для высокого усиления термоядерного синтеза (отношение мощности термоядерного синтеза к мощности нагрева). .
DIII-D — один из двух крупных экспериментов по магнитному синтезу в США (второй — NSTX-U в PPPL ), поддерживаемых Управлением науки Министерства энергетики США. Программа сосредоточена на НИОКР для обеспечения стационарной работы усовершенствованного токамака и поддержки проектирования и эксплуатации эксперимента ИТЭР, который сейчас строится во Франции. ИТЭР предназначен для демонстрации самоподдерживающейся горящей плазмы , которая будет производить в 10 раз больше энергии в результате 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. Компания General Atomics управляет расположенным в Сан-Диего объектом Министерства энергетики США через Управление термоядерных энергетических наук. [2]
Исследования в DIII-D направлены на выяснение основных физических процессов, которые управляют поведением горячей намагниченной плазмы, и на создание научной основы для будущих устройств горения плазмы, таких как ИТЭР. В конечном итоге 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 содержат и формируют плазму. Плазма создается путем приложения напряжения для генерации большого электрического тока (более миллиона ампер) в камере. Плазма нагревается до температур, в десять раз превышающих температуру Солнца, за счет сочетания мощных нейтральных лучей и микроволн. Состояние плазмы измеряется с помощью приборов на основе мощных лазеров, микроволн и других прецизионных средств диагностики плазмы. [3]
Эксперименты исследуют такие темы, как удержание, переходные процессы, а также мощность и выхлоп частиц. DIII-D также используется в качестве испытательного стенда для исследования инновационных механизмов нагрева плазмы, подачи топлива и возбуждения тока. [4]
.jpg/1280px-HD.6D.746_(13471451483).jpg)
В мае 1974 года AEC выбрала General Atomics для проведения эксперимента по магнитному синтезу Doublet III, основанного на успехе более ранних экспериментов по магнитному удержанию Doublet I и II. В феврале 1978 года в General Atomics был проведен первый эксперимент по термоядерному синтезу «Дуплет III» с плазмой. Позже машина была модернизирована и в 1986 году переименована в DIII-D. [5]
Программа DIII-D достигла нескольких вех в развитии термоядерного синтеза, включая самый высокий уровень β плазмы (отношение давления плазмы к магнитному давлению), когда-либо достигнутый в то время (начало 1980-х годов), и самый высокий поток нейтронов (скорость термоядерного синтеза), когда-либо достигнутый в то время ( начало 1990-х). Основные научные открытия включают проверку подавления турбулентности сдвиговым потоком в 1990-х годах, а также механизмов подавления как активных, так и пассивных краевых локализованных мод в 2000-х годах.
В 2021 году программа объявила об улучшенном подходе к граничному охлаждению, заменяя газообразный раствор смесью порошков бора , нитрида бора и лития . Это рассеяло тепло плазмы и защитило стенки реактора. [6]
32 ° 53'36,46 дюйма с.ш. 117 ° 14'4,40 дюйма з.д. / 32,8934611 ° с.ш. 117,2345556 ° з.д. / 32,8934611; -117.2345556