Магнитный термоядерный синтез: подходы и достижения

Введение

Подход к управляемому термоядерному синтезу с использованием магнитных полей

Магнитное удержание (MCF) – это подход к генерации термоядерной энергии, использующий магнитные поля для удержания топлива для синтеза в виде плазмы. Магнитное удержание является одной из двух основных областей исследований в области управляемого термоядерного синтеза, наряду с инерционным удержанием. В реакторах термоядерного синтеза обычно комбинируются легкие атомные ядра дейтерия и трития с образованием альфа-частицы (ядра гелия-4) и нейтрона, при этом энергия высвобождается в виде кинетической энергии продуктов реакции. Для преодоления электростатического отталкивания между ядрами топливо должно иметь температуру в сотни миллионов градусов, при которой топливо полностью ионизируется и становится плазмой. Кроме того, плазма должна иметь достаточную плотность, а энергия должна оставаться в области реакции в течение достаточного времени, как это определено критерием Лоусона (тройным произведением). Высокая температура плазмы исключает использование материальных сосудов для непосредственного удержания. Магнитное удержание стремится использовать физику движения заряженных частиц для удержания частиц плазмы посредством приложения сильных магнитных полей. Токамаки и стеллараторы являются двумя основными кандидатами на роль устройств MCF на сегодняшний день. Исследования по использованию различных магнитных конфигураций для удержания плазмы для синтеза начались в 1950-х годах. Ранние простые зеркальные и тороидальные установки показали неудовлетворительные результаты с низкой степенью удержания. После рассекречивания исследований в области термоядерного синтеза Соединенными Штатами, Великобританией и Советским Союзом в 1958 году Институт Курчатова в 1968 году сообщил о прорыве в области тороидальных устройств, продемонстрировав в своем токамаке температуру 1 килоэлектронвольт (около 11,6 миллионов градусов Кельвина) и время удержания в несколько миллисекунд, что было подтверждено группой экспертов из Лаборатории Калхэма с использованием метода томсоновского рассеяния. С тех пор токамаки стали доминирующим направлением исследований во всем мире, и были построены и эксплуатируются крупные токамаки, такие как JET, TFTR и JT-60. Эксперимент токамака ITER, находящийся в стадии строительства и направленный на демонстрацию научной энергетической самодостаточности, станет крупнейшим в мире устройством MCF. В то время как ранние стеллараторы с низкой степенью удержания в 1950-х годах были затмлены первоначальным успехом токамаков, интерес к стеллараторам возродился благодаря их присущей способности к устойчивой работе в стационарном режиме и отсутствию срывов, в отличие от токамаков. Крупнейший в мире эксперимент со стелларатором Wendelstein 7 X начал работу в 2015 году. Текущий рекорд мощности термоядерного синтеза, генерируемой устройствами MCF, принадлежит установке JET. В 1997 году JET установил рекорд в 16 мегаватт кратковременной мощности синтеза с коэффициентом усиления Q = 0,62 и 4 мегаватт устойчивой мощности синтеза с Q = 0,18 в течение 4 секунд. В 2021 году JET поддерживал Q = 0,33 в течение 5 секунд и произвел 59 мегаджоулей энергии, побив рекорд в 21,7 мегаджоулей, высвобожденный в 1997 году примерно за 4 секунды. Одной из задач исследований MCF является разработка и экстраполяция сценариев плазмы для условий электростанции, где необходимо поддерживать хорошие характеристики синтеза и удержание энергии. Активно изучаются потенциальные решения других проблем, таких как отвод мощности дивертора, смягчение переходных процессов (срывы, неуправляемые электроны, локализованные краевые моды), обработка нейтронного потока, воспроизводство трития и физика горящей плазмы. Разработка новых технологий в области диагностики плазмы, управления в реальном времени, плазмообразующих материалов, источников микроволнового излучения высокой мощности, вакуумной техники, криогеники и сверхпроводящих магнитов имеет важное значение для исследований MCF.

Magnetic confinement fusion (MCF) is an approach to generate thermonuclear fusion power that uses magnetic fields to confine fusion fuel in the form of a plasma. Magnetic confinement is one of two major branches of controlled fusion research, along with inertial confinement fusion. Fusion reactions for reactors usually combine light atomic nuclei of deuterium and tritium to form an alpha particle (Helium 4 nucleus) and a neutron, where the energy is released in the form of the kinetic energy of the reaction products. In order to overcome the electrostatic repulsion between the nuclei, the fuel must have a temperature of hundreds of millions of degrees, at which the fuel is fully ionized and becomes a plasma. In addition, the plasma must be at a sufficient density, and the energy must remain in the reacting region for a sufficient time, as specified by the Lawson criterion (triple product). The high temperature of a fusion plasma precludes the use of material vessels for direct containment. Magnetic confinement fusion attempts to use the physics of charged particle motion to contain the plasma particles by applying strong magnetic fields. Tokamaks and stellarators are the two leading MCF device candidates as of today. Investigation of using various magnetic configurations to confine fusion plasma began in the 1950s. Early simple mirror and toroidal machines showed disappointing results of low confinement. After the declassification of fusion research by the United States, United Kingdom and Soviet Union in 1958, a breakthrough on toroidal devices was reported by the Kurchatov Institute in 1968, where its tokamak demonstrated a temperature of 1 kilo electronvolts (around 11.6 million degree Kelvin) and some milliseconds of confinement time, and was confirmed by a visiting team from the Culham Laboratory using the Thomson scattering technique. Since then, tokamaks became the dominant line of research globally with large tokamaks such as JET, TFTR and JT 60 being constructed and operated. The ITER tokamak experiment under construction, which aims to demonstrate scientific breakeven, will be the world's largest MCF device. While early stellarators of low confinement in the 1950s were overshadowed by the initial success of tokamaks, interests in stellarators re emerged attributing to their inherent capability for steady state and disruption free operation distinct from tokamaks. The world's largest stellarator experiment, Wendelstein 7 X, began operation in 2015. The current record of fusion power generated by MCF devices is held by JET. In 1997, JET set the record of 16 megawatts of transient fusion power with a gain factor of Q = 0.62 and 4 megawatts steady state fusion power with Q = 0.18 for 4 seconds. In 2021, JET sustained Q = 0.33 for 5 seconds and produced 59 megajoules of energy, beating the record 21.7 megajoules released in 1997 over around 4 seconds. One of the challenges of MCF research is the development and extrapolation of plasma scenarios to power plant conditions, where good fusion performance and energy confinement must be maintained. Potential solutions to other problems such as divertor power exhaust, mitigation of transients (disruptions, runaway electrons, edge localized modes), handling of neutron flux, tritium breeding and the physics of burning plasmas are being actively studied. Development of new technologies in plasma diagnostics, real time control, plasma facing materials, high power microwave sources, vacuum engineering, cryogenics and superconducting magnets are essential in MCF research.

Магнитные зеркала

Основной областью исследований в первые годы исследований в области термоядерной энергии было магнитное зеркало. Большинство ранних зеркальных устройств пытались удержать плазму вблизи фокуса неплоского магнитного поля, создаваемого в соленоиде, с увеличением напряженности поля на обоих концах трубки. Чтобы покинуть область удержания, ядра должны были проникнуть в небольшую кольцевую область вблизи каждого магнита. Было известно, что ядра будут выходить через эту область, но предполагалось, что этого можно избежать, непрерывно добавляя и нагревая топливо. В 1954 году Эдвард Теллер выступил с докладом, в котором описал теоретическую проблему, указывающую на то, что плазма также будет быстро выходить вбок через удерживающие поля. Это могло произойти в любой установке с выпуклыми магнитными полями, которые существовали в центре зеркальной области. Существующие установки имели и другие проблемы, и не было очевидно, происходит ли это. В 1961 году советская группа убедительно продемонстрировала, что эта флейтовая неустойчивость действительно существует, и когда американская группа заявила, что не наблюдает этой проблемы, советские ученые изучили свой эксперимент и отметили, что это связано с простой инструментальной ошибкой. Советская группа также предложила возможное решение в виде "барьеров Иоффе". Они искривляли плазму в новую форму, которая была вогнутой во всех точках, избегая проблемы, на которую указал Теллер. Это продемонстрировало явное улучшение удержания. Затем британская группа представила более простую компоновку этих магнитов, которую они назвали "теннисным мячом", которая была принята в США как "бейсбол". Было протестировано несколько установок серии "бейсбол", которые показали значительно улучшенные характеристики. Однако теоретические расчеты показали, что максимальное количество энергии, которое они могли бы произвести, было бы примерно равно энергии, необходимой для работы магнитов. Зеркало, как энергогенерирующая установка, казалось, зашло в тупик. В 1970-х годах было разработано решение. Разместив катушку "бейсбол" на обоих концах большого соленоида, вся сборка могла удерживать гораздо больший объем плазмы и, следовательно, производить больше энергии. Начались планы по строительству крупной установки такого типа, которая получила название Mirror Fusion Test Facility (MFTF). Поскольку такую компоновку никогда раньше не пробовали, была построена меньшая установка, Tandem Mirror Experiment (TMX), для ее тестирования. TMX продемонстрировал новую серию проблем, которые указывали на то, что MFTF не достигнет своих целевых показателей производительности, и в процессе строительства MFTF был модифицирован в MFTF B. Однако из-за сокращения бюджета, через день после завершения строительства MFTF он был законсервирован. С тех пор разработка магнитных зеркал практически не продвигалась.

A major area of research in the early years of fusion energy research was the magnetic mirror. Most early mirror devices attempted to confine plasma near the focus of a non planar magnetic field generated in a solenoid with the field strength increased at either end of the tube. In order to escape the confinement area, nuclei had to enter a small annular area near each magnet. It was known that nuclei would escape through this area, but by adding and heating fuel continually it was felt this could be overcome. In 1954, Edward Teller gave a talk in which he outlined a theoretical problem that suggested the plasma would also quickly escape sideways through the confinement fields. This would occur in any machine with convex magnetic fields, which existed in the centre of the mirror area. Existing machines were having other problems and it was not obvious whether this was occurring. In 1961, a Soviet team conclusively demonstrated this flute instability was indeed occurring, and when a US team stated they were not seeing this issue, the Soviets examined their experiment and noted this was due to a simple instrumentation error. The Soviet team also introduced a potential solution, in the form of "Ioffe bars". These bent the plasma into a new shape that was concave at all points, avoiding the problem Teller had pointed out. This demonstrated a clear improvement in confinement. A UK team then introduced a simpler arrangement of these magnets they called the "tennis ball", which was taken up in the US as the "baseball". Several baseball series machines were tested and showed much improved performance. However, theoretical calculations showed that the maximum amount of energy they could produce would be about the same as the energy needed to run the magnets. As a power producing machine, the mirror appeared to be a dead end. In the 1970s, a solution was developed. By placing a baseball coil at either end of a large solenoid, the entire assembly could hold a much larger volume of plasma, and thus produce more energy. Plans began to build a large device of this "tandem mirror" design, which became the Mirror Fusion Test Facility (MFTF). Having never tried this layout before, a smaller machine, the Tandem Mirror Experiment (TMX) was built to test this layout. TMX demonstrated a new series of problems that suggested MFTF would not reach its performance goals, and during construction MFTF was modified to MFTF B. However, due to budget cuts, one day after the construction of MFTF was completed it was mothballed. Mirrors have seen little development since that time.

Z-плющик

Первая реальная попытка построить реактор управляемого термоядерного синтеза использовала эффект сжатия (pinch effect) в тороидальной камере. Большой трансформатор, охватывающий камеру, использовался для наведения тока в плазме внутри. Этот ток создает магнитное поле, которое сжимает плазму в тонкое кольцо, тем самым "сжимая" её. Сочетание джоулева нагрева током и адиабатического нагрева при сжатии повышает температуру плазмы до необходимого диапазона – десятков миллионов градусов Кельвина. Первые установки были построены в Великобритании в 1948 году, за ними последовала серия всё более крупных и мощных машин в Великобритании и США. Все ранние установки оказались подвержены сильным нестабильностям плазмы. Особенно заметной была неустойчивость изгиба (kink instability), из-за которой сжатое кольцо колебалось и ударялось о стенки камеры задолго до достижения требуемой температуры. Однако концепция была настолько простой, что для решения этих проблем были приложены огромные усилия. Это привело к концепции "стабилизированного сжатия", которая добавляла внешние магниты, чтобы "укрепить плазму" во время сжатия. Крупнейшей такой установкой был реактор ZETA в Великобритании, завершенный в 1957 году, который, казалось, успешно производил термоядерный синтез. Однако всего через несколько месяцев после публичного объявления в январе 1958 года эти заявления пришлось отозвать, когда было обнаружено, что наблюдаемые нейтроны были созданы новыми нестабильностями в плазменной массе. Дальнейшие исследования показали, что любая подобная конструкция будет сталкиваться с аналогичными проблемами, и исследования с использованием подхода z-пинч в значительной степени прекратились.

Звездные звезды

Ранней попыткой создания системы магнитного удержания был стелларатор, предложенный Лайманом Спитцером в 1951 году. По сути, стелларатор состоит из тора, разрезанного пополам и затем соединенного обратно с помощью прямых "переходных" секций, образующих фигуру 8. Это приводит к тому, что ядра распространяются изнутри наружу по мере обращения вокруг устройства, тем самым компенсируя дрейф вдоль оси, по крайней мере, если ядра вращаются достаточно быстро. Вскоре после создания первых машин в форме восьмерки было замечено, что того же эффекта можно достичь в полностью круглой конфигурации, добавив второй набор спирально намотанных магнитов с обеих сторон. Эта конфигурация создавала поле, которое простиралось лишь частично в плазму, что оказалось значительным преимуществом, поскольку обеспечивало "сдвиг", подавляющий турбулентность в плазме. Однако, по мере строительства более крупных устройств на этой модели, было обнаружено, что плазма покидает систему гораздо быстрее, чем ожидалось, и быстрее, чем её можно было восполнить. К середине 1960-х годов подход стелларатора казался бесперспективным. Помимо проблем с утечкой топлива, было рассчитано, что энергогенерирующее устройство, основанное на этой системе, будет огромным – порядка тысячи футов в длину. С появлением токамака в 1968 году интерес к стеллараторам угас, и последняя модель в Принстонском университете, Модель C, в конечном итоге была переоборудована в симметричный токамак. С начала нового тысячелетия стеллараторы вновь привлекли внимание, поскольку позволяют избежать ряда проблем, впоследствии выявленных в токамаках. Были построены новые модели, но они примерно на два поколения отстают от последних конструкций токамаков.

Токамыки

В конце 1950-х годов советские исследователи заметили, что неустойчивость изгиба сильно подавляется, если скручивания траектории достаточно сильны, чтобы частица обходила внутреннюю окружность камеры быстрее, чем длину камеры. Это потребовало бы уменьшения тока удержания и значительного усиления внешних стабилизирующих магнитов. В 1968 году результаты российских исследований тороидального токамака были впервые представлены публично, продемонстрировав результаты, значительно превосходящие любые конкурирующие разработки, как магнитные, так и не магнитные. С тех пор большинство усилий в области магнитного удержания основываются на принципе токамака. В токамаке ток периодически пропускается через саму плазму, создавая поле "вокруг" тора, которое в сочетании с тороидальным полем формирует спиральное поле, в некотором смысле похожее на поле в современных стеллараторах, по крайней мере, в том, что ядра перемещаются изнутри наружу устройства при обтекании им. В 1991 году START был построен в Калхеме (Великобритания) как первый специально разработанный сферический токамак. По сути, это был сферомак с вставленным центральным стержнем. START продемонстрировал впечатляющие результаты, достигнув значений β около 40% – в три раза больше, чем у стандартных токамаков того времени. Эта концепция была масштабирована до более высоких токов плазмы и больших размеров, и в настоящее время проводятся эксперименты на установках NSTX (США), MAST (Великобритания) и Globus M (Россия). Сферические токамаки обладают улучшенными свойствами устойчивости по сравнению с традиционными токамаками, поэтому эта область привлекает значительное экспериментальное внимание. Однако, на сегодняшний день сферические токамаки работают при низких тороидальных полях, что делает их непрактичными для термоядерных нейтронных установок.

Компактные тороиды

Компактные тороиды, такие как сферомак и конфигурация с обращенным магнитным полем, стремятся объединить хорошее удержание плазмы в конфигурациях с замкнутыми магнитными поверхностями с простотой машин, не имеющих центрального ядра. Ранним экспериментом этого типа в 1970-х годах был Trisops. (Trisops запускал два кольца тета-защемления навстречу друг другу.)

Энергия магнитного синтеза

Все эти устройства столкнулись со значительными проблемами при масштабировании и в достижении критерия Лоусона. Один из исследователей описал проблему магнитного удержания простыми словами, сравнив её со сжатием воздушного шара – воздух всегда будет стремиться "вырваться" наружу. Турбулентность в плазме оказалась серьезной проблемой, приводящей к выходу плазмы из зоны удержания и потенциальному контакту со стенками сосуда. В этом случае происходит процесс, известный как "распыление", при котором высокомассовые частицы из стенок сосуда (часто сталь и другие металлы) попадают в топливо для термоядерного синтеза, снижая его температуру. В 1997 году ученые на установке Joint European Torus (JET) в Великобритании получили 16 мегаватт энергии термоядерного синтеза. Сейчас ученые могут в определенной степени контролировать турбулентность плазмы и связанную с ней утечку энергии, которые долгое время считались неизбежным и неразрешимым свойством плазмы. Возрастает оптимизм в отношении того, что давление плазмы, при превышении которого происходит её разрушение, теперь можно сделать достаточно высоким для поддержания скорости реакции термоядерного синтеза, приемлемой для электростанции. Электромагнитные волны могут быть введены и направлены для управления траекториями частиц плазмы и создания больших электрических токов, необходимых для генерации магнитных полей, удерживающих плазму. Эти и другие возможности управления стали результатом прогресса в фундаментальном понимании физики плазмы в таких областях, как турбулентность плазмы, макроскопическая стабильность плазмы и распространение плазменных волн. Значительная часть этого прогресса была достигнута с особым упором на токамак.

Последние события

SPARC — это токамак, использующий топливо из дейтерия-трития (DT), который в настоящее время разрабатывается в Центре плазменной науки и термоядерного синтеза MIT в сотрудничестве с Commonwealth Fusion Systems с целью создания практической конструкции реактора в ближайшем будущем. В конце 2020 года был опубликован специальный выпуск журнала "Journal of Plasma Physics", включающий семь исследований, демонстрирующих высокую степень уверенности в эффективности конструкции реактора, ориентированной на использование моделирования для проверки прогнозов работы и мощности реактора. Одно из исследований было посвящено моделированию магнитогидродинамических (МГД) условий в реакторе. Стабильность этого состояния будет определять пределы давления плазмы, которые могут быть достигнуты при изменении давления магнитного поля. Прогресс, достигнутый в рамках SPARC, основан на ранее упомянутой работе по проекту ITER и направлен на использование новых технологий в высокотемпературных сверхпроводниках (ВТСП) в качестве более практичного материала. ВТСП позволят магнитам реактора создавать более сильное магнитное поле и пропорционально увеличить транспортные процессы, необходимые для выработки энергии. Одной из важнейших задач является обеспечение способности внутренней стенки выдерживать интенсивное тепловыделение (ожидается, что тепловой поток от плазмы достигнет 10 ГВт на квадратный метр). Этот материал должен не только выдерживать воздействие, но и сохранять целостность, чтобы избежать загрязнения основной плазмы. Подобные проблемы активно рассматриваются и учитываются в моделях и прогнозных расчетах, используемых в процессе проектирования. Достигнут прогресс в решении задачи интеграции ядра и края плазмы в будущих термоядерных реакторах на Национальной установке термоядерного синтеза DIII-D. Для плазмы, поддерживающей горение, крайне важно поддерживать температуру ядра плазмы выше температуры поверхности Солнца, не повреждая стенки реактора. Введение примесей, более тяжелых, чем частицы плазмы, в плазму и область отвода мощности (дивертор) имеет решающее значение для охлаждения границы плазмы без ухудшения характеристик термоядерного синтеза. В традиционных экспериментах использовались газообразные примеси, но также испытывалось введение бора, нитрида бора и лития в порошкообразной форме. Эксперименты показали эффективное охлаждение границы плазмы с минимальным влиянием на характеристики плазмы в режиме высокого удержания. Этот подход может быть применен к более крупным термоядерным установкам, таким как ITER, и способствовать интеграции ядра и края плазмы в будущих термоядерных электростанциях. Недавние эксперименты также продемонстрировали прогресс в прогнозировании разрушений плазмы, контроле ELM и миграции материалов. В рамках программы устанавливаются дополнительные инструменты для оптимизации работы токамаков и изучения взаимодействия плазмы на краю и материалов. Рассматриваются крупные модернизации для повышения производительности и гибкости будущих термоядерных реакторов. Стелларатор Wendelstein 7 X в Институте физики плазмы им. Макса Планка в Германии завершил свои первые плазменные кампании и прошел модернизацию, включая установку более 8000 графитовых плиток для внутренней стенки и десяти диверторных модулей для защиты стенок сосуда и обеспечения более длительных разрядов плазмы. Эксперименты будут проверять оптимизированную концепцию Wendelstein 7 X как устройства термоядерного синтеза на основе стелларатора для потенциального использования в электростанции. Островной дивертор играет важную роль в регулировании чистоты и плотности плазмы. Wendelstein 7 X позволяет исследовать турбулентность плазмы и эффективность магнитного удержания и теплоизоляции. Система микроволнового нагрева устройства также была улучшена для достижения более высокой пропускной способности энергии и плотности плазмы. Эти достижения направлены на демонстрацию пригодности стеллараторов для непрерывной выработки энергии термоядерного синтеза. В 2022 году TAE Technologies достигла значительного этапа исследований, проведя первые в истории эксперименты по термоядерному синтезу водорода и бора в магнитно-удержанной плазме. Эксперименты проводились в сотрудничестве с Национальным институтом науки о термоядерном синтезе Японии с использованием системы впрыска порошка бора, разработанной учеными и инженерами Принстонской лаборатории физики плазмы. Стремление TAE к термоядерному синтезу водорода и бора направлено на разработку чистого, экономически выгодного и устойчивого топливного цикла для термоядерной энергии. Результаты показывают, что топливная смесь водорода и бора может быть использована в термоядерных электростанциях промышленного масштаба. TAE Technologies планирует разработать термоядерную электростанцию к середине 2030-х годов, которая будет производить чистую электроэнергию. Частная американская компания по ядерному синтезу Helion Energy заключила соглашение с Microsoft о поставке электроэнергии примерно через пять лет, что является первым подобным соглашением для термоядерной энергии. Ожидается, что электростанция Helion, которая будет запущена в 2028 году, будет генерировать 50 МВт и более мощности. Компания планирует использовать гелий-3, редкий газ, в качестве топлива. Kronos Fusion Energy объявила о разработке генератора анейтронного термоядерного синтеза для чистой и неограниченной энергии в целях национальной обороны. В мае 2023 года Министерство энергетики США (DOE) объявило о предоставлении гранта в размере 46 миллионов долларов восьми компаниям в семи штатах для продвижения конструкций и исследований термоядерных электростанций, стремясь утвердить лидерство США в области чистой термоядерной энергии. Финансирование в рамках Программы развития термоядерного синтеза на основе этапов поддерживает цель демонстрации пилотного термоядерного синтеза в течение десяти лет и достижения экономики с нулевым уровнем выбросов к 2050 году. Получатели грантов будут решать научные и технологические проблемы для создания жизнеспособных конструкций пилотных термоядерных электростанций в течение следующих 5–10 лет. Среди награжденных — Commonwealth Fusion Systems, Focused Energy Inc., Princeton Stellarators Inc., Realta Fusion Inc., Tokamak Energy Inc., Type One Energy Group, Xcimer Energy Inc. и Zap Energy Inc.

SPARC is a tokamak using deuterium–tritium (DT) fuel, currently being designed at the MIT Plasma Science and Fusion Center in collaboration with Commonwealth Fusion Systems with the goal of producing a practical reactor design in the near future. In late 2020, a special issue of the Journal of Plasma Physics was published including seven studies speaking to a high level of confidence in the efficacy of the reactor design focusing on using simulations to validate predictions for the operation and capacity of the reactor. One study focused on modeling the magnetohydrodynamic (MHD) conditions in the reactor. The stability of this condition will define the limits of plasma pressure that can be achieved under varying magnetic field pressures. The progress made with SPARC has built off previously mentioned work on the ITER project and is aiming to utilize new technology in high temperature superconductors (HTS) as a more practical material. HTS will enable reactor magnets to produce greater magnetic field and proportionally increase the transport processes necessary to generate energy. One of the largest material considerations is ensuring the inner wall will be able to handle the intense amounts of heat that will be generated (expected to approach 10 GW per square meter in heat flux from the plasma). Not only does this material need to survive, but it needs to withstand damage enough to avoid contaminating the core plasma. Challenges such as this are being actively considered and accounted for in the models and predictive calculations used in the design process. Progress has been made in addressing the challenge of core edge integration in future fusion reactors at the DIII D National Fusion Facility. For a burning fusion plasma, it is crucial to maintain a plasma core hotter than the Sun's surface without damaging the reactor walls. Injecting impurities heavier than the plasma particles into the plasma and power exhaust region (the Divertor) is crucial for cooling the plasma boundary without affecting the fusion performance. Conventional experiments used gaseous impurities, but the injection of boron, boron nitride, and lithium in powder form has also been tested. Experiments showed effective cooling of the plasma boundary with minimal impact on the performance of high confinement mode plasmas. This approach could be applied to larger fusion devices like ITER and contribute to core edge integration in future fusion power plants. Recent experiments have also made progress in disruption prediction, ELM control, and material migration. The program is installing additional tools to optimize tokamak operation and exploring edge plasma and materials interactions. Major upgrades are being considered to enhance performance and flexibility for future fusion reactors. The Wendelstein 7 X stellarator at the Max Planck Institute for Plasma Physics in Germany has finished its first plasma campaigns and underwent upgrades, including the installation of over 8,000 graphite wall tiles and ten divertor modules to protect the vessel walls and enable longer plasma discharges. The experiments will test the optimized concept of Wendelstein 7 X as a stellarator fusion device for potential use in a power plant. The island divertor plays a crucial role in regulating plasma purity and density. Wendelstein 7 X allows the investigation into plasma turbulence and the effectiveness of magnetic confinement and thermal insulation. The device's microwave heating system has also been improved to achieve higher energy throughput and plasma density. These advancements aim to demonstrate the suitability of stellarators for continuous fusion power generation. TAE Technologies achieved 2022 a significant research milestone by conducting the first ever hydrogen boron fusion experiments in a magnetically confined fusion plasma. The experiments were conducted in collaboration with Japan's National Institute for Fusion Science using a boron powder injection system developed by scientists and engineers of the Princeton Plasma Physics Laboratory. TAE's pursuit of hydrogen boron fusion aims to develop a clean, cost competitive, and sustainable fuel cycle for fusion power. The results suggest that a hydrogen boron fuel mix has the potential to be used in utility scale fusion power. TAE Technologies is focused on developing a fusion power plant by the mid 2030s that will produce clean electricity. The private U. S. nuclear fusion company Helion Energy has signed a deal with Microsoft to provide electricity in about five years, marking the first such agreement for fusion power. Helion's plant, expected to be online by 2028, aims to generate 50 megawatts or more of power. The company plans to use helium 3, a rare gas as a fuel source. Kronos Fusion Energy has announced the development of an aneutronic fusion energy generator for clean and limitless power in national defense. In May 2023, the United States Department of Energy (DOE) announced a $46 million grant for eight companies across seven states to advance fusion power plant designs and research, aiming to establish the U. S. as a leader in clean fusion energy. The funding from the Milestone Based Fusion Development Program supports the goal to demonstrate pilot scale fusion within ten years and achieve a net zero economy by 2050. The grant recipients will tackle scientific and technological hurdles to create viable fusion pilot plant designs in the next 5–10 years. The awardees include Commonwealth Fusion Systems, Focused Energy Inc., Princeton Stellarators Inc., Realta Fusion Inc., Tokamak Energy Inc., Type One Energy Group, Xcimer Energy Inc., and Zap Energy Inc.