Nasjonalt sfærisk Torus-eksperiment - National Spherical Torus Experiment
| Nasjonalt sfærisk Torus-eksperiment | |
|---|---|
 NSTX i 2009
| |
| Enhetstype | Sfærisk tokamak |
| plassering | Princeton , New Jersey , USA |
| Tilhørighet | Princeton Plasma Physics Laboratory |
| Tekniske spesifikasjoner | |
| Major Radius | 0,85 m (2 fot 9 tommer) |
| Mindre radius | 0,68 m (2 fot 3 tommer) |
| Magnetfelt | 0,3 T (3000 G) |
| Oppvarmingskraft | 11 MW |
| Plasma gjeldende | 1,4 MA |
| Historie | |
| Driftsår | 1999 – nåtid |
| Innledes med | Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) |
| Lenker | |
| Nettsted | NSTX-U offisielle nettside |
.jpg)
The National Spherical Torus Experiment ( NSTX ) er en magnetisk fusjonsenhet basert på det sfæriske tokamak- konseptet. Den ble konstruert av Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) i samarbeid med Oak Ridge National Laboratory , Columbia University og University of Washington i Seattle. Den ble tatt i bruk i 1999. I 2012 ble den stengt som en del av et oppgraderingsprogram og ble NSTX-U , for Upgrade.
Den sfæriske tokamak (ST) er et utløp av den konvensjonelle tokamak- designen. Talsmenn hevder at det har en rekke praktiske fordeler i forhold til disse enhetene, noen av dem dramatiske. Av denne grunn har ST sett stor interesse siden den ble foreslått på slutten av 1980-tallet. Imidlertid er utviklingen fortsatt en generasjon bak hovedinnsatsen som JET . Andre store eksperimenter i feltet inkluderer den banebrytende START og MAST i Culham i Storbritannia.
NSTX studerer fysikkprinsippene til sfærisk formede plasmaer - varme ioniserte gasser der kjernefusjon vil forekomme under passende forhold med temperatur og tetthet, som produseres ved inneslutning i et magnetfelt.
Historie
1999–2012
Første plasma ble oppnådd på NSTX fredag 12. februar 1999 kl 18:06
Magnetiske fusjonseksperimenter bruke plasma bestående av ett eller flere hydrogenisotoper . I 1994 produserte for eksempel PPPLs Tokamak Fusion Test Reactor ( TFTR ) en verdensrekord på 10,7 megawatt fusjonskraft fra et plasma som består av like deler deuterium og tritium , en drivstoffblanding som sannsynligvis vil bli brukt i kommersielle fusjonskraftreaktorer. NSTX var et "bevis på prinsipp" -eksperiment og benyttet derfor bare deuteriumplasmaer. Hvis det lykkes, ble det fulgt av lignende enheter, til slutt inkludert en demonstrasjonseffektreaktor (f.eks. ITER ), som brente deuterium-tritiumbrensel.
NSTX produserte et sfærisk plasma med et hull gjennom midten (en "cored apple" -profil; se MAST ), forskjellig fra de doughnutformede (toroidale) plasmene til konvensjonelle tokamaks . Det lave sideforholdet A (det vil si en R / a på 1,31, med hovedradien R på 0,85 m og den mindre radien a på 0,65 m) hadde eksperimentell NSTX-enhet flere fordeler, inkludert plasmastabilitet gjennom forbedret inneslutning. Designutfordringer inkluderer toroideformede og poloidale feltspoler, vakuumkar og plasmavendte komponenter . Denne plasmakonfigurasjonen kan begrense et høyere trykkplasma enn en doughnut tokamak med høyt sideforhold for en gitt magnetisk feltstyrke. Siden mengden produsert fusjonskraft er proporsjonal med kvadratet av plasmatrykket, kan bruk av sfærisk formede plasmaer tillate utvikling av mindre, mer økonomiske og mer stabile fusjonsreaktorer. NSTXs attraktivitet kan forbedres ytterligere av evnen til å fange en høy "bootstrap" elektrisk strøm. Denne selvdrevne interne plasmastrømmen vil redusere strømkravene til eksternt drevne plasmastrømmer som kreves for å varme opp og begrense plasmaet.
Oppgrader 2012–2015
.jpg)
NSTX-U (Upgrade) på 94 millioner dollar ble fullført i 2015. Det dobler det toroidefeltet (til 1 Tesla), plasmastrømmen (til 2 MA) og oppvarmingskraften. Det øker pulsvarigheten med en faktor på fem. For å oppnå dette ble den sentrale stabelen (CS) solenoiden utvidet, og en OH-spole, indre poloidspoler og en 2. nøytral-ion-strålelinje ble tilsatt. Denne oppgraderingen besto av en kobberspiralinstallasjon, ikke en superledende spiral.
Poloidal coil problem 2016 og Recovery 2016–2021 +
NSTX-U (oppgradering) ble stoppet i slutten av 2016 like etter oppdateringen, på grunn av en svikt i en av de poloide spolene. Denne oppgraderingen besto av en kobberspiralinstallasjon, ikke en superledende spiral. NSTX hadde blitt stengt siden 2012 og kom bare tilbake i 10 uker på slutten av 2016 like etter at den ble oppdatert. Opprinnelsen til denne feilen tilskrives delvis manglende overholdelse av den avkjølte kobberviklingen, hvis produksjon var blitt gitt til underleveranse. Etter en diagnostisk fase som krever fullstendig demontering av reaktoren og spolene, evaluering av design og redesign av hovedkomponenter inkludert de seks indre poloidspolene, ble det vedtatt en omstartplan i mars 2018. Reaktivering av reaktoren er ikke planlagt før slutten av 2020. Nylig informasjon fra PPPL-tjenestemenn spår sommeren 2021 for å fullføre NSTX-U-gjenopprettingsplanen.
Referanser
Kilder
- "Nasjonalt sfærisk Torus-eksperiment" . Princeton Plasma Physics Laboratory . Hentet 2014-03-02 . - Opprinnelig kilde til denne artikkelen var en tidligere versjon av denne siden.
- "Skjematisk diagram over NSTX" . Princeton Plasma Physics Laboratory . Hentet 2009-08-07 .
- Skjematisk diagram over NSTX-U-anleggsoppgraderte komponenter
