Experimento Nacional del Toro Esférico

NSTX
Experimento Nacional del Toro Esférico
	NSTX en 2009
Tipo de dispositivo	Tokamak esférico
Ubicación	Princeton , Nueva Jersey , Estados Unidos
Afiliación	Laboratorio de Física del Plasma de Princeton
Especificaciones técnicas
Radio mayor	0,85 m (2 pies 9 pulgadas)
Radio menor	0,68 m (2 pies 3 pulgadas)
Campo magnético	0,3 toneladas (3000 gramos)
Potencia de calentamiento	11 MW
Corriente de plasma	1,4 millones de millones
Historia
Año(s) de operación	1999-presente
Precedido por	Reactor de prueba de fusión Tokamak (TFTR)
Campo de golf
Sitio web	Sitio web oficial de NSTX-U

Reactor de fusión nuclear de EE.UU.

El National Spherical Torus Experiment ( NSTX ) es un dispositivo de fusión magnética basado en el concepto de tokamak esférico . Fue construido por el Laboratorio de Física del Plasma de Princeton (PPPL) en colaboración con el Laboratorio Nacional de Oak Ridge , la Universidad de Columbia y la Universidad de Washington en Seattle. Entró en servicio en 1999. En 2012 se cerró como parte de un programa de actualización y se convirtió en NSTX-U , U de Upgrade.

Al igual que otros experimentos de fusión por confinamiento magnético , NSTX estudia los principios físicos de los plasmas termonucleares (gases ionizados con temperaturas y densidades suficientemente altas para que se produzca la fusión nuclear ) que están confinados en un campo magnético.

El diseño de tokamak esférico implementado por NSTX es una derivación del tokamak convencional . Los defensores afirman que los tokamaks esféricos tienen ventajas prácticas espectaculares sobre los tokamaks convencionales. Por esta razón, el tokamak esférico ha despertado un interés considerable desde que se propuso a fines de la década de 1980. Sin embargo, el desarrollo sigue estando efectivamente una generación por detrás de los esfuerzos principales de tokamak como JET . Otros experimentos importantes con tokamak esféricos incluyen el START y el MAST en Culham en el Reino Unido.

Historia

1999–2012

El primer plasma se obtuvo en NSTX el viernes 12 de febrero de 1999 a las 19:06 horas.

Los experimentos de fusión magnética utilizan plasmas compuestos de uno o más isótopos de hidrógeno . Por ejemplo, en 1994, el reactor de prueba de fusión Tokamak ( TFTR ) de PPPL produjo un récord mundial de 10,7 megavatios de potencia de fusión a partir de un plasma compuesto por partes iguales de deuterio y tritio , una mezcla de combustible que probablemente se utilizará en reactores de potencia de fusión comerciales. El NSTX fue un experimento de "prueba de principio" y, por lo tanto, empleó solo plasmas de deuterio. Si tenía éxito, se le seguirían dispositivos similares, incluido eventualmente un reactor de potencia de demostración (por ejemplo, ITER ), que quemaría combustible de deuterio y tritio.

El NSTX produjo un plasma esférico con un agujero en el centro (un perfil de "manzana con corazón"; ver MAST ), diferente de los plasmas en forma de rosquilla (toroidales) de los tokamaks convencionales . La baja relación de aspecto A (es decir, un R / a de 1,31, con un radio mayor R de 0,85 m y un radio menor a de 0,65 m) del dispositivo experimental NSTX tenía varias ventajas, incluida la estabilidad del plasma mediante un confinamiento mejorado. Los desafíos de diseño incluyen las bobinas de campo toroidales y polóides, los recipientes de vacío y los componentes orientados hacia el plasma . Esta configuración de plasma puede confinar un plasma de mayor presión que un tokamak en forma de rosquilla de alta relación de aspecto para una intensidad de campo magnético de confinamiento dada. Dado que la cantidad de energía de fusión producida es proporcional al cuadrado de la presión del plasma, el uso de plasmas con forma esférica podría permitir el desarrollo de reactores de fusión más pequeños, más económicos y más estables. El atractivo del NSTX puede mejorarse aún más por su capacidad de atrapar una alta corriente eléctrica de "arranque". Esta corriente de plasma interna autoalimentada reduciría los requisitos de energía de las corrientes de plasma impulsadas externamente necesarias para calentar y confinar el plasma.

Actualización 2012-2015

El NSTX-U (Upgrade) ^{[2] de 94 millones de dólares}^[1] se completó en 2015. Duplica el campo toroidal (a 1 Tesla), la corriente de plasma (a 2 MA) y la potencia de calentamiento. Aumenta la duración del pulso por un factor de cinco. ^[3] Para lograr esto, se ensanchó el solenoide de la pila central (CS) ^[4] y se agregaron una bobina OH, bobinas poloidales internas y una segunda línea de haz de iones neutros. ^[5] Esta actualización consistió en la instalación de una bobina de cobre, no una bobina superconductora.

Problema de la bobina poloidal 2016 y recuperación 2016-presente

El NSTX-U (Upgrade) se detuvo a fines de 2016, justo después de su actualización, debido a una falla en una de sus bobinas poroidales. ^[5] El NSTX había estado apagado desde 2012 y solo regresó durante 10 semanas a fines de 2016, justo después de su actualización. El origen de esta falla se atribuye en parte a un incumplimiento del devanado de cobre enfriado, cuya fabricación había sido subcontratada. Después de una fase de diagnóstico que requirió el desmantelamiento completo del dispositivo y las bobinas, la evaluación del diseño y un rediseño de los componentes principales, incluidas las seis bobinas poroidales internas, ^[5]^[6] se adoptó un plan de reinicio en marzo de 2018, con la reactivación programada para fines de 2020, ^[7] aunque esto luego se retrasó hasta 2022. ^[8] A partir de 2022, el reinicio todavía se retrasó debido a un problema de aislamiento entre el solenoide central y las bobinas que lo rodean. ^[9]

Referencias

^ "Dossier de prensa del NSTX-U". Laboratorio de Física del Plasma de Princeton.
^ "Diagrama de cambios de NSTX-U". Archivado desde el original el 23 de marzo de 2021. Consultado el 14 de noviembre de 2020 .
^ El papel del tokamak esférico en el programa de ciencias de la energía de fusión de EE.UU. Menard, 2012
^ "PPPL lanzará importante actualización de instalaciones clave de prueba de energía de fusión". Laboratorio de Física del Plasma de Princeton. Enero de 2012. Archivado desde el original el 2020-12-20 . Consultado el 12 de diciembre de 2015 .
^ abc "Descripción general del diseño de ingeniería y física del proyecto de recuperación NSTX-U" (PDF) . SP Gerhardt, et al. Archivado desde el original (PDF) el 2022-12-21 . Consultado el 2019-09-07 .
^ "Plan de recuperación NSTX-U: Formulario de notificación de evaluación ambiental" (PDF) . Proyecto de recuperación NSTX-U. Agosto de 2017. $65,000,000 ... * Rediseño y reemplazo de las bobinas del campo poloidal interno (PF): las seis bobinas magnéticas PF-I se reemplazarían con bobinas nuevas o con un diseño mejorado: no tendrían mandril, no tendrían sacudidas ni juntas de soldadura. * Rediseño y reemplazo de las regiones polares de NSTX-U: la parte superior e inferior del dispositivo NSTX-U se rediseñarían con numerosas mejoras de diseño. Todos los sellos de anillo tórico simples se reemplazarían por anillos tóricos dobles o una estructura metálica, la interfaz de vacío PF-1c se haría más robusta, se eliminaría uno de los aisladores cerámicos superior o inferior y los soportes de la bobina PF-lb se aislarían térmicamente del recipiente. * Rediseño y reemplazo de los componentes de revestimiento de plasma.
^ "[1.ª] Revisión de los planes de recuperación de NSTX-U señala los avances y describe los desafíos" (PDF) . Laboratorio de Física del Plasma de Princeton. 12 de febrero de 2018.
^ Cho, Adrian (6 de febrero de 2020). «Tras décadas de decadencia, el laboratorio nacional de fusión de Estados Unidos busca renacer». Ciencia | AAAS . Consultado el 7 de febrero de 2020 .
^ Gerhardt, Stefan (16 de marzo de 2022). "Reunión del equipo 16/3/2022" (PDF) . Reunión del equipo NSTX-U . p. 4 . Consultado el 14 de octubre de 2022 .

Fuentes

"Experimento Nacional del Torus Esférico". Laboratorio de Física del Plasma de Princeton. Archivado desde el original el 2021-03-20 . Consultado el 2014-03-02 .– La fuente original de este artículo fue una versión anterior de esta página.
"Diagrama esquemático de NSTX". Laboratorio de Física del Plasma de Princeton . Consultado el 7 de agosto de 2009 .
Diagrama esquemático de los componentes mejorados de la instalación NSTX-U ^{[ enlace inactivo permanente ‍]}

Enlaces externos

Descripción general de la actualización del Experimento Nacional de Torus Esférico de PPPL

[NSTX-U-PK-1] "Dossier de prensa del NSTX-U". Laboratorio de Física del Plasma de Princeton.

[2] "Diagrama de cambios de NSTX-U". Archivado desde el original el 23 de marzo de 2021. Consultado el 14 de noviembre de 2020 .

[Menard-3] El papel del tokamak esférico en el programa de ciencias de la energía de fusión de EE.UU. Menard, 2012

[NSTX-U-4] "PPPL lanzará importante actualización de instalaciones clave de prueba de energía de fusión". Laboratorio de Física del Plasma de Princeton. Enero de 2012. Archivado desde el original el 2020-12-20 . Consultado el 12 de diciembre de 2015 .

[Gerhardt-Design-Overview-5] "Descripción general del diseño de ingeniería y física del proyecto de recuperación NSTX-U" (PDF) . SP Gerhardt, et al. Archivado desde el original (PDF) el 2022-12-21 . Consultado el 2019-09-07 .

[Environment_Evaluation_Notification_Form-6] "Plan de recuperación NSTX-U: Formulario de notificación de evaluación ambiental" (PDF) . Proyecto de recuperación NSTX-U. Agosto de 2017. $65,000,000 ... * Rediseño y reemplazo de las bobinas del campo poloidal interno (PF): las seis bobinas magnéticas PF-I se reemplazarían con bobinas nuevas o con un diseño mejorado: no tendrían mandril, no tendrían sacudidas ni juntas de soldadura. * Rediseño y reemplazo de las regiones polares de NSTX-U: la parte superior e inferior del dispositivo NSTX-U se rediseñarían con numerosas mejoras de diseño. Todos los sellos de anillo tórico simples se reemplazarían por anillos tóricos dobles o una estructura metálica, la interfaz de vacío PF-1c se haría más robusta, se eliminaría uno de los aisladores cerámicos superior o inferior y los soportes de la bobina PF-lb se aislarían térmicamente del recipiente. * Rediseño y reemplazo de los componentes de revestimiento de plasma.

[Review_of_NSTX-U_Recovery_plans_notes_progress_and_outlines_challenges-7] "[1.ª] Revisión de los planes de recuperación de NSTX-U señala los avances y describe los desafíos" (PDF) . Laboratorio de Física del Plasma de Princeton. 12 de febrero de 2018.

[8] Cho, Adrian (6 de febrero de 2020). «Tras décadas de decadencia, el laboratorio nacional de fusión de Estados Unidos busca renacer». Ciencia | AAAS . Consultado el 7 de febrero de 2020 .

[9] Gerhardt, Stefan (16 de marzo de 2022). "Reunión del equipo 16/3/2022" (PDF) . Reunión del equipo NSTX-U . p. 4 . Consultado el 14 de octubre de 2022 .