تجربة الحلقة الكروية الوطنية

التجربة الوطنية للحلقة الكروية ( NSTX ) عبارة عن جهاز اندماج مغناطيسي يعتمد على مفهوم توكاماك الكروي . تم إنشاؤه من قبل مختبر برينستون لفيزياء البلازما (PPPL) بالتعاون مع مختبر أوك ريدج الوطني ، جامعة كولومبيا ، وجامعة واشنطن في سياتل. دخلت الخدمة في عام 1999. في عام 2012 تم إغلاقه كجزء من برنامج ترتحسينات وأصبح اسمها NSTX-U .

التجربة NSTX في عام 2009 وهي عبارة عن توكاماك كروي لتحقيق الاندماج النووي ، بـ معمل برينستون لفيزياء البلازما . برينستون ، الولايات المتحدة .

توكاماك الكروي (ST) هو فرع من تصميم توكاماك التقليدي. يدعي المؤيدون أن لها عددًا من المزايا العملية على هذه الأجهزة ، وبعضها مثير. لهذا السبب ، لقيت فكرة التوكاماك الكروي اهتمامًا كبيرًا منذ اقتراحها في أواخر الثمانينيات. ومع ذلك لا يزال التطوير ساريا وراء الجهود الرئيسية مثلما في تجربة JET . تشمل التجارب الرئيسية الأخرى في هذا المجال تجربة START و MAST المقامتين في كولهام في المملكة المتحدة.

تدرس التجربة NSTX المبادئ الفيزيائية للبلازما كروية الشكل - التي هي غازات متأينة ساخنة من المتوقع أن يحدث فيها الاندماج النووي تحت ظروف مناسبة من درجة الحرارة والكثافة ، والتي يتم تحقيقها عن طريق الحبس في مجال مغناطيسي.

التاريخ

1999-2012

تم الحصول على البلازما الأولى في تجربة الحلقة الكروية الوطنية يوم الجمعة 12 فبراير 1999 الساعة 7:06 مساءً.

تستخدم تجارب الاندماج المغناطيسي البلازما المكونة من واحد أو أكثر من نظائر الهيدروجين. على سبيل المثال ، في عام 1994 أنتج مفاعل اختبار الانصهار توكاماك في مختبر برينستون لفيزياء البلازما رقماً قياسياً عالمياً بقدره 10.7 ميغاواط من طاقة الاندماج من بلازما مكونة من جزئين متساويين من الديوتيريوم والتريتيوم ، وهو مزيج وقود يحتمل استخدامه في مفاعلات طاقة الاندماج التجارية. كانت تجربة NSTX تجربة "إثبات المبدأ" ولذلك استخدمت بلازما الديوتيريوم فقط. . فإذا نجحت فيمكن أن تتطبق في أجهزة مماثلة كبيرة (على سبيل المثال ITER ) ، حيث تعمل عندئذ بوقود الديوتيريوم-التريتيوم.

أنتجت التجربة الحلقة الكروية الوطنية بلازما كروية بفتحة خلال مركزها (في شكل "تفاحة محفورة القلب" ؛ انظر تجربة MAST ) ، فهي تختلف عن بلازما الشكل الدائري (الحلقية) للتوكاماك التقليدية. كانت نسبة العرض إلى الارتفاع منخفضة (أي R / a = 1.31 ، مع نصف قطر رئيسي R يبلغ 0.85 متر ونصف قطر صغير يبلغ 0.65 مترًا) لجهاز التجربة العديد من المزايا بما في ذلك استقرار البلازما من خلال الحبس المحسن. تشمل تحديات التصميم تشكيل الملفات المحيطة والأوعية المفرغة والمكونات المواجهة للبلازما حول الجهاز الكروي . يمكن أن يحصر شكل البلازما هذا بلازما ذات ضغط أعلى مما ينتجه الشكل الحلقي للبلازما في التوكامات ، إذ ستكون البلازما محصورة وذات نسبة عرض إلى ارتفاع عالية بسبب شدة المجال مغناطيسي المسلط عليها. ونظرًا لأن قدر قوة الاندماج المنتجة تتناسب مع مربع ضغط البلازما ، فإن استخدام البلازما ذات الشكل الكروي يمكن أن يسمح بتطوير مفاعلات اندماج أصغر وأكثر اقتصادا وأكثر استقرارًا. وقد تتحسن تجربة NSTX بشكل أكبر من خلال قدرتها على احتجاز تيار كهربائي عالي في "البلازما المنحصرة ". سيقلل تيار البلازما الداخلي المدفوع ذاتيًا من متطلبات الطاقة لتيارات البلازما المدفوعة من الخارج اللازمة لتسخين البلازما وحصرها.

تحسينات في الفترة 2012-2015

وعاء البلازما أثناء التحسينات

تم الانتهاء من التحسينات التي تكلفت 94 مليون دولار ^[1] NSTX-U ^[2] في عام 2015. ضاعفت النحسينات المجال الحلقي (إلى 1 تسلا) ، وتيار البلازما (إلى 2 مللي أمبير) وكذلك قوة التسخين. وهي تــُزيد مدة النبضة خمسة مرات . ^[3] ولتحقيق ذلك تم توسيع الملف اللولبي للمكدس المركزي (CS) ، ^[4] وأضيف ملف OH ، وملفات بولويدية (ملفات تنتج مجالا مغناطيسيا ومجال كهربائي معهه) داخلية ، كما تم أضافة شعاع حقن أيونات محايد ثاني. ^[5] تتألف هذه التحسينات أيضا من تركيب ملف نحاسي معتاد ، وليس ملفًا فائقا التوصيل.

مشكلة الملف Poloidal في عام وحلها 2016-2022

تم إيقاف التجربة المحسنة NSTX-U في أواخر عام 2016 بعد تحديثه مباشرة ، بسبب فشل أحد ملفاته البولويدية المتعددة (تراكب مجال مغناطيسي مع مجال كهربائي دائري ). ^[5] تتألف هذه التحسينات من تركيب ملف نحاسي ، وليس ملفًا فائق التوصيل. تم إغلاق NSTX منذ عام 2012 وعادت للعمل لمدة 10 أسابيع فقط في نهاية عام 2016 بعد تحديثها مباشرة. يُعزى أصل هذا الفشل جزئيًا إلى عدم امتثال ملف النحاس المبرد ، الذي قامت بتصنيعه مؤسسة أخرى . بعد مرحلة التشخيص التي تتطلب تفكيكًا كاملاً للمفاعل والملفات ، وتقييم التصميم ، وإعادة تصميم المكونات الرئيسية بما في ذلك ستة ملفات بولويدية داخلية ، ^[6] ^[7] تم اعتماد خطة إعادة التشغيل في مارس 2018. ولم يتم التخطيط لإعادة تشغيل المفاعل حتى نهاية عام 2020. ^[8] تتوقع المعلومات الأخيرة الآتية من مسؤولي مختبر برينستون لفيزياء البلازما أن التجربة NSTX-U لا تزال خاضعة لإصلاحات ، ومن المقرر أن تعود إلى العمل في عام 2022. ^[9] تم تأجيل إعادة التشغيل بسبب مشكلة العزل بين الملف اللولبي المركزي والملفات الكهربائية المحيطة به. ^[10]

انظر أيضًا

المراجع

^ "NSTX-U Press Kit". Princeton Plasma Physics Lab. مؤرشف من الأصل في 2023-02-18.
^ "Diagram of NSTX-U changes". مؤرشف من الأصل في 2021-03-23. اطلع عليه بتاريخ 2022-12-21.
^ The Role of the Spherical Tokamak in the U.S. Fusion Energy Sciences Program Menard, 2012 نسخة محفوظة 2022-12-21 على موقع واي باك مشين.
^ "PPPL to launch major upgrade of key fusion energy test facility". Princeton Plasma Physics Lab. يناير 2012. مؤرشف من الأصل في 2020-12-20.
^ ^أ ^ب "Overview of the NSTX-U Recovery Project Physics and Engineering Design" (PDF). S. P. Gerhardt, et al. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-12-21.
^ "Overview of the NSTX-U Recovery Project Physics and Engineering Design" (PDF). S. P. Gerhardt, et al. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-12-21."Overview of the NSTX-U Recovery Project Physics and Engineering Design" نسخة محفوظة 21 ديسمبر 2022 على موقع واي باك مشين. (PDF). S. P. Gerhardt, et al.
^ "NSTX-U recovery plan: Environmental Evaluation Notification Form" (PDF). NSTX-U recovery project. أغسطس 2017. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-12-21. $65,000,000 ... * Redesign and Replace the Inner Poloidal Field (PF) Coils : The six PF- I magnet coils would be replaced with new coils or improved design: they would be mandrel-less, have no joggles, and no braze joints. * Redesign and Replace Polar Regions of NSTX-U : The top and bottom of the NSTX-U device would be redesigned with numerous design improvements. All single 0-ring seals would be replaced by double 0-rings or a metallic structure, the PF-1c vacuum interface would be made more robust, one of either the upper or lower ceramic insulators would be eliminated, and the PF-lb coil supports would be thermally isolated from the vessel. * Redesign and Replace Plasma Facing Components.
^ "[1st] Review of NSTX-U Recovery plans notes progress and outlines challenges" (PDF). Princeton Plasma Physics Lab. 12 فبراير 2018. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-01-21.
^ Cho, Adrian (6 Feb 2020). "After decades of decline, the U.S. national fusion lab seeks a rebirth". Science | AAAS (بEnglish). Archived from the original on 2023-02-18. Retrieved 2020-02-07.
^ Gerhardt، Stefan (16 مارس 2022). "Team Meeting 3/16/2022" (PDF). NSTX-U Team Meeting. ص. 4. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-10-14. اطلع عليه بتاريخ 2022-10-14.

مصادر

"National Spherical Torus Experiment". Princeton Plasma Physics Laboratory. مؤرشف من الأصل في 2021-09-18. اطلع عليه بتاريخ 2014-03-02. – Original source for this article was an earlier version of this page.
"Schematic diagram of NSTX". Princeton Plasma Physics Laboratory. مؤرشف من الأصل في 2022-12-22. اطلع عليه بتاريخ 2009-08-07.
Schematic diagram of NSTX-U Facility Upgraded Components

روابط خارجية

نظرة عامة على ترقية تجربة الحلقة الكروية الوطنية لـ PPPL

قالب:Fusion experiments

تجربة الحلقة الكروية الوطنية في المشاريع الشقيقة:

بوابة الفيزياء

[NSTX-U-PK-1] "NSTX-U Press Kit". Princeton Plasma Physics Lab. مؤرشف من الأصل في 2023-02-18.

[2] "Diagram of NSTX-U changes". مؤرشف من الأصل في 2021-03-23. اطلع عليه بتاريخ 2022-12-21.

[Menard-3] The Role of the Spherical Tokamak in the U.S. Fusion Energy Sciences Program Menard, 2012 نسخة محفوظة 2022-12-21 على موقع واي باك مشين.

[NSTX-U-4] "PPPL to launch major upgrade of key fusion energy test facility". Princeton Plasma Physics Lab. يناير 2012. مؤرشف من الأصل في 2020-12-20.

[Gerhardt-Design-Overview-5] أ ^ب "Overview of the NSTX-U Recovery Project Physics and Engineering Design" (PDF). S. P. Gerhardt, et al. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-12-21.

[مولد_تلقائيا1-6] "Overview of the NSTX-U Recovery Project Physics and Engineering Design" (PDF). S. P. Gerhardt, et al. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-12-21."Overview of the NSTX-U Recovery Project Physics and Engineering Design" نسخة محفوظة 21 ديسمبر 2022 على موقع واي باك مشين. (PDF). S. P. Gerhardt, et al.

[Environment_Evaluation_Notification_Form-7] "NSTX-U recovery plan: Environmental Evaluation Notification Form" (PDF). NSTX-U recovery project. أغسطس 2017. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-12-21. $65,000,000 ... * Redesign and Replace the Inner Poloidal Field (PF) Coils : The six PF- I magnet coils would be replaced with new coils or improved design: they would be mandrel-less, have no joggles, and no braze joints. * Redesign and Replace Polar Regions of NSTX-U : The top and bottom of the NSTX-U device would be redesigned with numerous design improvements. All single 0-ring seals would be replaced by double 0-rings or a metallic structure, the PF-1c vacuum interface would be made more robust, one of either the upper or lower ceramic insulators would be eliminated, and the PF-lb coil supports would be thermally isolated from the vessel. * Redesign and Replace Plasma Facing Components.

[Review_of_NSTX-U_Recovery_plans_notes_progress_and_outlines_challenges-8] "[1st] Review of NSTX-U Recovery plans notes progress and outlines challenges" (PDF). Princeton Plasma Physics Lab. 12 فبراير 2018. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-01-21.

[9] Cho, Adrian (6 Feb 2020). "After decades of decline, the U.S. national fusion lab seeks a rebirth". Science | AAAS (بEnglish). Archived from the original on 2023-02-18. Retrieved 2020-02-07.

[10] Gerhardt، Stefan (16 مارس 2022). "Team Meeting 3/16/2022" (PDF). NSTX-U Team Meeting. ص. 4. مؤرشف من الأصل (PDF) في 2022-10-14. اطلع عليه بتاريخ 2022-10-14.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]