NSTX

NSTX (англ. National Spherical Torus Experiment — Национальный экспериментальный сферический тор) — экспериментальная термоядерная установка типа сферического токамака, расположенная в Принстонской лаборатории физики плазмы (PPPL) в США. Установка предназначена для изучения физики высокотемпературной плазмы в сферической конфигурации магнитного поля, которая рассматривается как перспективный подход к созданию компактных термоядерных реакторов.

История

Создание и первые годы работы (1999—2012)

Проект NSTX был разработан в 1990-х годах как развитие идей сферического токамака, впервые реализованных в британской установке START (Small Tight Aspect Ratio Tokamak). Строительство NSTX началось в 1997 году на базе PPPL, а первые эксперименты были проведены в 1999 году. Основной целью установки было исследование удержания плазмы при малом аспектном отношении (отношении большого радиуса тора к малому), что характерно для сферических токамаков.

В период с 1999 по 2012 год на NSTX было проведено более 20 000 разрядов плазмы. Исследования показали, что сферическая конфигурация позволяет достигать высокого бета-отношения (отношения давления плазмы к давлению магнитного поля) — до 40 %, что значительно выше, чем в классических токамаках. Также были изучены режимы с улучшенным удержанием энергии, такие как H-мода (высокое удержание) и режимы с внутренним транспортным барьером.

Модернизация и возобновление работы (2012—2016)

В 2012 году NSTX был остановлен для масштабной модернизации, получившей название NSTX-U (Upgrade). Основные изменения включали:

• Увеличение мощности нейтральной инжекции (для нагрева плазмы) с 7 до 12 МВт.
• Замена центральной катушки тороидального поля на более мощную.
• Установка новой системы диагностики плазмы.
• Улучшение системы управления магнитным полем.

Модернизация была завершена в 2015 году, а первые экспериментальные кампании на NSTX-U начались в 2016 году. Однако в том же году из-за неисправности в системе магнитных катушек установка была выведена из эксплуатации для ремонта.

Текущее состояние (с 2016 года)

После аварии 2016 года NSTX-U находился в простое. В 2019 году PPPL объявила о планах по восстановлению установки с дополнительными улучшениями, включая замену повреждённых катушек и усиление системы охлаждения. По состоянию на 2024 год, NSTX-U не был введён в эксплуатацию, однако работы по ремонту и модернизации продолжаются. Ожидается, что после завершения ремонта установка сможет проводить эксперименты с плазмой длительностью до 5 секунд и мощностью нагрева до 15 МВт.

Конструкция и принцип работы

Основные параметры

NSTX представляет собой сферический токамак с малым аспектным отношением (A = R/a ≈ 1,3—1,5, где R — большой радиус тора, a — малый радиус). Основные параметры установки после модернизации:

• Большой радиус плазмы: 0,85 м.
• Малый радиус плазмы: 0,65 м.
• Тороидальное магнитное поле: до 0,6 Тл.
• Ток плазмы: до 2 МА.
• Мощность нагрева: до 15 МВт (нейтральная инжекция + радиочастотный нагрев).
• Длительность разряда: до 5 секунд.

Магнитная система

Магнитная система NSTX состоит из:

• Центральной катушки тороидального поля (TF-катушка) — создаёт основное магнитное поле, удерживающее плазму в торе. В сферических токамаках эта катушка имеет компактную конструкцию, что позволяет уменьшить аспектное отношение.
• Полоидальных катушек — формируют равновесное магнитное поле, стабилизирующее положение плазмы.
• Катушек управления — используются для коррекции нестабильностей плазмы, таких как моды срыва (ELM) и тиринг-моды.

Системы нагрева и диагностики

Для нагрева плазмы до термоядерных температур (до 10—15 кэВ) используются:

• Нейтральная инжекция — пучки быстрых нейтральных атомов дейтерия, которые проникают в плазму и передают ей энергию.
• Радиочастотный нагрев — высокочастотные волны (в диапазоне 10—30 МГц), поглощаемые ионами плазмы.

Диагностический комплекс NSTX включает более 30 различных систем, измеряющих плотность, температуру, состав плазмы, магнитные поля и потоки энергии. Среди них — лазерный томсон-рассеяние, спектроскопия, интерферометрия и зондовые измерения.

Научные результаты

Исследование удержания плазмы

На NSTX были получены ключевые данные о поведении плазмы в сферической конфигурации. Установлено, что при малом аспектном отношении:

• Улучшается удержание энергии за счёт уменьшения потерь на дрейф частиц.
• Возникают режимы с высоким бета-отношением (до 40 %), что важно для экономичности будущих реакторов.
• Наблюдаются необычные типы нестабильностей, такие как «рыбьи зубы» (fishbone modes) и «альвеновские моды».

Взаимодействие плазмы со стенками

Одной из проблем NSTX является эрозия стенок вакуумной камеры из-за высоких тепловых потоков. Исследования показали, что использование графитовых и вольфрамовых покрытий снижает загрязнение плазмы примесями. Также изучались методы управления дивертором — зоной, где плазма контактирует со стенкой.

Разработка методов управления

На NSTX были испытаны системы активного управления нестабильностями, включая:

• Подавление мод срыва с помощью резонансных магнитных возмущений.
• Управление краевыми локализованными модами (ELM) с помощью импульсной инжекции газа.
• Использование быстрых ионов для стабилизации плазмы.

Применение и значение

Вклад в термоядерную энергетику

NSTX является важным звеном в программе разработки компактных термоядерных реакторов. Сферические токамаки рассматриваются как альтернатива классическим токамакам (например, ITER) из-за потенциально более низкой стоимости и меньших габаритов. Результаты NSTX используются при проектировании будущих установок, таких как:

• ST-FNSF (США) — концепция сферического токамака-демонстратора термоядерной энергии.
• MAST-U (Великобритания) — модернизированный сферический токамак, аналогичный NSTX-U.

Международное сотрудничество

NSTX является частью международной программы по термоядерным исследованиям. Данные с установки используются в рамках соглашений с Европейским союзом (проект EUROfusion), Японией (JT-60SA) и Россией (Т-15МД). Российские учёные из Института ядерной физики СО РАН и Курчатовского института участвовали в анализе данных NSTX по удержанию плазмы.

Критика и ограничения

Технические проблемы

Основным ограничением NSTX является его малый размер, что не позволяет достичь условий, близких к термоядерному зажиганию (когда выделяемая энергия превышает затраты на нагрев). Кроме того, установка страдает от высоких тепловых нагрузок на дивертор, что требует разработки новых материалов и конструкций.

Финансирование и задержки

Проект NSTX-U столкнулся с задержками из-за технических неисправностей и проблем с финансированием. В 2016—2024 годах установка не работала, что привело к потере научного времени и отставанию от графиков исследований. Критики указывают, что затраты на восстановление NSTX-U (около 200 миллионов долларов) могли бы быть направлены на более перспективные проекты, такие как стеллараторы.

Интересные факты

• NSTX является одной из немногих установок, где удалось достичь режима «сверхплотной плазмы» (плотность более 10^20 частиц/м³) при относительно низкой температуре.
• В 2010 году на NSTX впервые наблюдались так называемые «альвеновские каскады» — колебания плазмы, вызванные быстрыми ионами.
• Установка использовалась для тестирования систем диагностики, которые впоследствии были применены на токамаке ITER.

Источники

• Princeton Plasma Physics Laboratory. «NSTX-U: National Spherical Torus Experiment Upgrade». PPPL Report, 2015.
• Menard, J. E. et al. «Overview of the NSTX-U Research Program». Nuclear Fusion, vol. 57, 2017.
• Kaye, S. M. et al. «Confinement and Transport in the National Spherical Torus Experiment». Physics of Plasmas, vol. 13, 2006.
• Stutman, D. et al. «High-Beta Plasma Studies on NSTX». Fusion Science and Technology, vol. 56, 2009.
• Sabbagh, S. A. et al. «Stability and Control of Plasmas in the National Spherical Torus Experiment». Plasma Physics and Controlled Fusion, vol. 51, 2009.