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| 国立球状トーラス実験 | |
|---|---|
 2009年のNSTX | |
| デバイスタイプ | 球状トカマク |
| 位置 | プリンストン、ニュージャージー州、米国 |
| 所属 | プリンストンプラズマ物理学研究所 |
| 技術仕様 | |
| 主半径 | 0.85 m (2 フィート 9 インチ) |
| マイナー半径 | 0.68 m (2 フィート 3 インチ) |
| 磁場 | 0.3 T（3,000 G） |
| 火力 | 11MW |
| プラズマ電流 | 1.4 メートル |
| 歴史 | |
| 運営年数 | 1999年～現在 |
| 先行 | トカマク核融合試験炉(TFTR) |
| リンク | |
| Webサイト | NSTX-U公式サイト |
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国立球状トーラス実験( NSTX ) は、球状トカマクのコンセプトに基づく磁気核融合装置です。プリンストン プラズマ物理研究所(PPPL) がオークリッジ国立研究所、コロンビア大学、ワシントン大学シアトル校と共同で建設しました。1999 年に運用を開始しました。2012 年にアップグレード プログラムの一環としてシャットダウンされ、NSTX-U (U はアップグレードの略) となりました。
他の磁気閉じ込め核融合実験と同様に、NSTX は、磁場内に閉じ込められた 熱核融合プラズマ (核融合が起こるのに十分な高温と密度を持つイオン化ガス) の物理原理を研究します。
NSTX が実装した球状トカマク設計は、従来のトカマクから派生したものです。支持者は、球状トカマクは従来のトカマクに比べて実用上大きな利点があると主張しています。このため、球状トカマクは 1980 年代後半に提案されて以来、大きな関心を集めています。しかし、開発はJETなどの主流のトカマク開発より実質的に 1 世代遅れています。その他の主要な球状トカマク実験には、英国 カルハムのSTARTとMASTがあります。
歴史
1999–2012
最初の血漿は1999年2月12日金曜日午後7時6分にNSTXで採取された。
磁気核融合実験では、1 つ以上の水素同位体からなるプラズマを使用します。たとえば、1994 年に PPPL のトカマク核融合試験炉 ( TFTR ) は、等量の重水素と三重水素からなるプラズマから世界記録となる 10.7 メガワットの核融合電力を生成しました。この燃料混合物は、商業用核融合発電炉で使用される可能性があります。NSTX は「原理実証」実験であったため、重水素プラズマのみを使用しました。この実験が成功すれば、同様の装置が続き、最終的には重水素三重水素燃料を燃焼する実証発電炉 ( ITERなど) も含まれることになります。
NSTX は、従来のトカマクのドーナツ型 (トロイダル) プラズマとは異なり、中心に穴が開いた球状のプラズマ (「芯抜きリンゴ」形状、MAST を参照) を生成した。低アスペクト比A (つまり、R / aが 1.31、主半径Rが 0.85 m、副半径aが 0.65 m) の NSTX 実験装置には、閉じ込めの改善によるプラズマの安定性など、いくつかの利点があった。設計上の課題には、トロイダルおよびポロイダル磁場コイル、真空容器、プラズマ対向部品などがある。このプラズマ構成では、所定の閉じ込め磁場強度に対して、高アスペクト比のドーナツ型トカマクよりも高圧のプラズマを閉じ込めることができる。生成される核融合電力の量はプラズマ圧力の 2 乗に比例するため、球状のプラズマを使用することで、より小型で経済的かつ安定した核融合炉の開発が可能になる可能性がある。 NSTX の魅力は、高い「ブートストラップ」電流を捕捉する能力によってさらに高まる可能性があります。この自己駆動型の内部プラズマ電流により、プラズマを加熱して閉じ込めるために必要な外部駆動型プラズマ電流の電力要件が削減されます。
アップグレード 2012–2015
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9400万ドル[1]のNSTX-U（アップグレード）[2]は2015年に完了しました。トロイダル磁場（1テスラ）、プラズマ電流（2MA）、加熱電力が2倍になります。パルス持続時間は5倍になります。[3] これを実現するために、中央スタック（CS）ソレノイドが拡張され、[4] OHコイル、内側ポロイダルコイル、第2中性イオンビームラインが追加されました。[5] このアップグレードは、超伝導コイルではなく、銅コイルの設置で構成されていました。
ポロイダルコイル問題 2016 年と回復 2016 年から現在
NSTX-U（アップグレード版）は、更新直後の2016年後半にポロイダルコイルの1つが故障したため停止した。[5] NSTXは2012年以来停止しており、更新直後の2016年末に10週間だけ再開された。この故障の原因は、製造を下請けに出していたチルド銅巻線の不適合に一部起因している。装置とコイルの完全な解体、設計の評価、および6つの内側ポロイダルコイルを含む主要コンポーネントの再設計を必要とする診断段階の後、[5] [6] 2018年3月に再稼働計画が採択され、2020年末に再稼働が予定されていたが、[7]これは後に2022年に延期された。[8] 2022年時点でも、中央ソレノイドとその周囲のコイル間の絶縁問題により再稼働は遅れている。[9]
参考文献
- ^ 「NSTX-U プレスキット」。プリンストン プラズマ物理学研究所。
- ^ 「NSTX-Uの変更の図」。2021年3月23日時点のオリジナルよりアーカイブ。2020年11月14日閲覧。
- ^ 米国の核融合エネルギー科学プログラムにおける球状トカマクの役割 メナード、2012
- ^ 「PPPL、主要な核融合エネルギー試験施設の大幅なアップグレードを開始」。プリンストン・プラズマ物理研究所。2012年1月。2020年12月20日時点のオリジナルよりアーカイブ。2015年12月12日閲覧。
- ^ abc 「NSTX-U回収プロジェクトの物理と工学設計の概要」（PDF）。SP Gerhardt、他。2022年12月21日時点のオリジナル（PDF）からアーカイブ。2019年9月7日閲覧。
- ^ 「NSTX-U 復旧計画: 環境評価通知書」(PDF)。NSTX-U 復旧プロジェクト。2017 年 8 月
。65,000,000 ドル... * 内側ポロイダル フィールド (PF) コイルの再設計と交換: 6 つの PF-I 磁気コイルは、新しいコイルまたは改良された設計に交換されます。マンドレルがなく、ジョグルがなく、ろう付けジョイントもありません。 * NSTX-U の極領域の再設計と交換: NSTX-U デバイスの上部と下部は、多数の設計改良を加えて再設計されます。すべてのシングル O リング シールは、ダブル O リングまたは金属構造に置き換えられ、PF-1c 真空インターフェースはより堅牢になり、上部または下部のセラミック絶縁体のいずれかが削除され、PF-lb コイル サポートは容器から熱的に分離されます。 * プラズマ対向コンポーネントの再設計と交換。
- ^ 「[第1回] NSTX-U復旧計画のレビューでは進捗状況が記され、課題の概要が説明されている」(PDF)。プリンストン・プラズマ物理研究所。2018年2月12日。
- ^ Cho, Adrian (2020-02-06). 「数十年の衰退を経て、米国の国立核融合研究所は再生を目指す」Science | AAAS . 2020年2月7日閲覧。
- ^ Gerhardt, Stefan (2022-03-16). 「チームミーティング 3/16/2022」(PDF) . NSTX-U チームミーティング. p. 4 . 2022-10-14閲覧。
出典
- 「国立球状トーラス実験」。プリンストン・プラズマ物理研究所。2021年3月20日時点のオリジナルよりアーカイブ。2014年3月2日閲覧。– この記事の元のソースは、このページの以前のバージョンでした。
- 「NSTX の概略図」。プリンストン プラズマ物理研究所。2009年 8 月 7 日閲覧。
- NSTX-U 施設アップグレードコンポーネントの概略図[永久リンク切れ ]
外部リンク
- PPPL による国立球状トーラス実験のアップグレードの概要