Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
NSTX
Национальный эксперимент со сферическим тором
NSTX.jpg
NSTX в 2009 году
Тип устройстваСферический токамак
Место расположенияПринстон , Нью-Джерси , США
ПринадлежностьПринстонская лаборатория физики плазмы
Технические характеристики
Большой радиус0,85 м (2 фута 9 дюймов)
Малый радиус0,68 м (2 фута 3 дюйма)
Магнитное поле0,3 т (3000 г)
Мощность нагрева11  МВт
Плазменный ток1,4  мА
История
Год (ы) эксплуатации1999 – настоящее время
ПредшествуетТермоядерный испытательный реактор Токамак (TFTR)
Ссылки
Интернет сайтОфициальный сайт NSTX-U
Чертеж САПР NSTX

Эксперимент Национального сферического тора ( NSTX ) представляет собой магнитное слитое устройство на основе сферического токамака концепции. Он был построен Принстонской лабораторией физики плазмы (PPPL) в сотрудничестве с Национальной лабораторией Ок-Ридж , Колумбийским университетом и Вашингтонским университетом в Сиэтле. Он был введен в эксплуатацию в 1999 году. В 2012 году он был остановлен в рамках программы модернизации и получил название NSTX-U для обновления.

Сферический токамак (ST) является ответвлением традиционной конструкции токамака . Сторонники утверждают, что у него есть ряд практических преимуществ перед этими устройствами, некоторые из которых существенные. По этой причине ST вызвал значительный интерес с момента его предложения в конце 1980-х годов. Тем не менее, разработка остается на одно поколение позади основных усилий, таких как JET . Среди других крупных экспериментов в этой области - новаторские START и MAST в Калхэме в Великобритании.

NSTX изучает физические принципы плазмы сферической формы - горячих ионизированных газов, в которых ядерный синтез будет происходить при соответствующих условиях температуры и плотности, которые возникают в результате удержания в магнитном поле.

История [ править ]

1999–2012 [ править ]

Первая плазма была получена на NSTX в пятницу, 12 февраля 1999 г., в 18:06.

В экспериментах по магнитному синтезу используется плазма, состоящая из одного или нескольких изотопов водорода . Например, в 1994 году испытательный реактор Tokamak Fusion Test Reactor ( TFTR ) PPPL произвел 10,7 мегаватт термоядерной мощности из плазмы, состоящей из равных частей дейтерия и трития , топливной смеси, которая, вероятно, будет использоваться в коммерческих термоядерных реакторах. NSTX был экспериментом "доказательство принципа" и поэтому использовал только дейтериевую плазму. В случае успеха за ним должны были последовать аналогичные устройства, включая в конечном итоге демонстрационный энергетический реактор (например, ИТЭР ), сжигающий дейтерий-тритиевое топливо.

NSTX создавал сферическую плазму с отверстием в центре (профиль «яблоко с сердцевиной»; см. MAST ), отличную от плазмы в форме пончика (тороидальной) обычных токамаков . Низкое соотношение сторон A (то есть R / a 1,31, с большим радиусом R 0,85 м и малым радиусом a 0,65 м) экспериментальное устройство NSTX имело несколько преимуществ, включая стабильность плазмы за счет улучшенного удержания. Проблемы проектирования включают в себя катушки тороидального и полоидального поля, вакуумные камеры и компоненты, обращенные к плазме.. Эта плазменная конфигурация может удерживать плазму более высокого давления, чем токамак-бублик с высоким аспектным отношением для данной напряженности ограничивающего магнитного поля. Поскольку количество произведенной термоядерной энергии пропорционально квадрату давления плазмы, использование плазмы сферической формы могло бы позволить разработку меньших, более экономичных и более стабильных термоядерных реакторов. Привлекательность NSTX может быть еще больше увеличена за счет его способности улавливать высокий электрический ток "начальной загрузки". Этот самоуправляемый внутренний плазменный ток снизил бы требования к мощности внешних плазменных токов, необходимых для нагрева и удержания плазмы.

Обновление 2012–2015 гг. [ Править ]

Вакуумный сосуд во время апгрейда

NSTX-U (модернизация) [2] стоимостью 94 миллиона долларов [1] был завершен в 2015 году. Он удваивает тороидальное поле (до 1 тесла), ток плазмы (до 2 мА) и мощность нагрева. Это увеличивает длительность импульса в пять раз. [3] Для достижения этой цели соленоид центрального блока (CS) был расширен, [4] и добавлены катушка OH, внутренние полоидальные катушки и вторая линия пучка нейтральных ионов. [5] Это обновление состояло из установки медной катушки, а не сверхпроводящей катушки.

Проблема полоидальной катушки 2016 и Recovery 2016–2021 + [ править ]

NSTX-U (обновление) было остановлено в конце 2016 года сразу после обновления из-за отказа одной его полоидальной катушки. [5] Это обновление состояло из установки медной катушки, а не сверхпроводящей катушки. NSTX был отключен с 2012 года и вернулся только на 10 недель в конце 2016 года сразу после обновления. Причина этого отказа частично объясняется несоответствием требованиям обмотки из охлажденной меди, изготовление которой осуществлялось субподрядчиком. После этапа диагностики, требующего полного демонтажа реактора и змеевиков, оценки конструкции и модернизации основных компонентов, включая шесть внутренних полоидальных змеевиков [5] [6], в марте 2018 года принимается план перезапуска. реактор не планируется до конца 2020 года. [7]Согласно недавней информации от представителей PPPL, план восстановления NSTX-U будет завершен летом 2021 года. [8]

Ссылки [ править ]

  1. ^ "NSTX-U Press Kit" . Принстонская лаборатория физики плазмы.
  2. ^ Схема изменений NSTX-U
  3. ^ Роль сферического токамака в программе США по наукам о термоядерной энергии Menard, 2012
  4. ^ «PPPL запускает крупную модернизацию ключевой испытательной установки термоядерной энергии» . Принстонская лаборатория физики плазмы. Январь 2012 г.
  5. ^ a b c « ОБЗОР ФИЗИКИ И ТЕХНИЧЕСКОГО РАЗРАБОТКИ ПРОЕКТА ВОССТАНОВЛЕНИЯ NSTX-U » (PDF) . SP Gerhardt, et al.
  6. ^ «План восстановления NSTX-U: ФОРМА УВЕДОМЛЕНИЯ ОБ ОЦЕНКЕ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ» (PDF) . Проект восстановления NSTX-U. Август 2017 г. 65000000 долларов ... * Модернизация и замена катушек внутреннего полоидального поля (PF): шесть магнитных катушек PF-I будут заменены новыми катушками или улучшенной конструкцией: они будут без оправки, без выступов и без паяных соединений. * Редизайн и замена полярных областей NSTX-U: Верх и низ устройства NSTX-U будут переработаны с многочисленными улучшениями дизайна. Все одинарные кольцевые уплотнения будут заменены двойными кольцевыми уплотнениями или металлической структурой, вакуумный интерфейс PF-1c будет сделан более прочным, будет исключен один из верхних или нижних керамических изоляторов, а катушка PF-lb опоры будут термически изолированы от сосуда. * Редизайн и замена компонентов, обращенных к плазме.
  7. ^ « [1-й] Обзор планов восстановления NSTX-U отмечает прогресс и описывает проблемы » (PDF) . Принстонская лаборатория физики плазмы. 12 фев 2018.
  8. ^ ChoFeb. 6, Адриан; 2020; Ут, 8:00 (06.02.2020). «После десятилетий упадка национальная лаборатория термоядерного синтеза США пытается возродиться» . Наука | AAAS . Проверено 7 февраля 2020 .CS1 maint: числовые имена: список авторов ( ссылка )

Источники [ править ]

  • «Национальный эксперимент со сферическим тором» . Принстонская лаборатория физики плазмы . Проверено 2 марта 2014 . - Первоисточником этой статьи была более ранняя версия этой страницы.
  • «Принципиальная схема NSTX» . Принстонская лаборатория физики плазмы . Проверено 7 августа 2009 .
  • Принципиальная схема обновленных компонентов NSTX-U Facility

Внешние ссылки [ править ]

  • Обзор обновления Национального эксперимента по сферическому торусу с PPPL