Введение
DIII D – токамак, эксплуатируемый компанией General Atomics (GA) в Сан-Диего, штат Калифорния, с конца 1980-х годов по заказу Министерства энергетики США. Национальный термоядерный комплекс DIII D является частью продолжающихся усилий по достижению управляемого термоядерного синтеза с магнитным удержанием. Целью исследовательской программы DIII D является создание научной базы для оптимизации токамака как подхода к производству энергии термоядерного синтеза. DIII D был построен на основе более ранней установки Doublet III, третьей в серии машин, созданных в GA для экспериментов с токамаками, имеющими плазму с нециркулярным поперечным сечением. Эта работа показала, что определенные формы эффективно подавляют различные нестабильности в плазме, что привело к значительному увеличению давления и эффективности плазмы. DIII D получил свое название из-за формы плазмы, напоминающей букву D, которая широко используется в современных конструкциях и привела к появлению класса машин, известных как «продвинутые токамаки». Для продвинутых токамаков характерна работа при высоком плазменном β за счет сильной конфигурации плазмы, активного управления различными плазменными нестабильностями и достижения устойчивых профилей тока и давления, обеспечивающих высокое удержание энергии для высокого коэффициента усиления термоядерного синтеза (отношение мощности термоядерного синтеза к мощности нагрева). DIII D – один из двух крупных экспериментов по исследованию магнитного термоядерного синтеза в США (другой – NSTX U в Принстонской физической лаборатории плазмы), финансируемый Управлением науки Министерства энергетики США. Программа сосредоточена на НИОКР для достижения устойчивой работы продвинутых токамаков и поддержки проектирования и эксплуатации эксперимента ITER, который в настоящее время строится во Франции. ITER предназначен для демонстрации самоподдерживающейся плазмы, которая будет производить в 10 раз больше энергии от реакций термоядерного синтеза, чем требуется для ее нагрева.
Исследовательская программа DIII-D
Исследовательская программа DIII D – это масштабное международное сотрудничество с участием более 600 пользователей из более чем 100 организаций. Компания General Atomics управляет объектом, расположенным в Сан-Диего, для Министерства энергетики через Управление наук о термоядерном синтезе. Исследования, проводимые в DIII D, направлены на выяснение фундаментальных физических процессов, определяющих поведение горячей намагниченной плазмы, и на создание научной базы для будущих устройств с горячей плазмой, таких как ITER. Конечная цель – использовать эти знания для разработки экономически эффективной термоядерной электростанции. Токамак состоит из тороидальной вакуумной камеры, окруженной катушками магнитного поля, которые удерживают и формируют плазму. Плазма создается путем подачи напряжения для генерации сильного электрического тока (более одного миллиона ампер) в камере. Плазма нагревается до температур, в десять раз превышающих температуру Солнца, с помощью мощных пучков нейтральных частиц и микроволнового излучения. Параметры плазмы измеряются с использованием оборудования, основанного на интенсивных лазерах, микроволнах и других высокоточных диагностических системах для плазмы. Эксперименты посвящены изучению таких вопросов, как удержание плазмы, нестационарные явления, а также отвод энергии и частиц. DIII D также используется как платформа для испытаний инновационных методов нагрева плазмы, подачи топлива и управления током.
История
В мае 1974 года AEC выбрала General Atomics для создания эксперимента по магнитному термоядерному синтезу Doublet III, основываясь на успехе предыдущих экспериментов по магнитному удержанию Doublet I и II. В феврале 1978 года на General Atomics был осуществлен первый запуск эксперимента Doublet III с плазмой. Впоследствии установка была модернизирована и в 1986 году переименована в DIII D. Программа DIII D достигла ряда важных этапов в развитии термоядерного синтеза, включая самое высокое значение плазменного β (отношение давления плазмы к магнитному давлению), когда-либо достигнутое на тот момент (начало 1980-х годов), и самый высокий нейтронный поток (интенсивность термоядерных реакций), когда-либо достигнутый на тот момент (начало 1990-х годов). К числу важнейших научных открытий относится подтверждение эффективности подавления турбулентности с помощью сдвигового потока в 1990-х годах, а также разработка механизмов подавления локализованных краевых мод – активных и пассивных – в 2000-х годах. В 2021 году программа объявила о совершенствовании подхода к охлаждению периферии плазмы, заменив газообразный раствор смесью бора, нитрида бора и порошка лития. Это позволило рассеивать тепло плазмы и защищать стенки реактора.