El DIII-D es un tokamak que ha sido utilizado desde finales de los años 1980 por General Atomics (GA) en San Diego , California, para el Departamento de Energía de los Estados Unidos . La Instalación Nacional de Fusión DIII-D es parte del esfuerzo continuo para lograr la fusión confinada magnéticamente . La misión del Programa de Investigación DIII-D es establecer la base científica para la optimización del enfoque del tokamak para la producción de energía de fusión. [1]
El DIII-D se construyó sobre la base del Doublet III anterior, el tercero de una serie de máquinas construidas en GA para experimentar con tokamaks que tenían secciones transversales de plasma no circulares. Este trabajo demostró que ciertas formas suprimían fuertemente una variedad de inestabilidades en el plasma, lo que conducía a una presión de plasma y un rendimiento mucho mayores. El DIII-D se llama así porque el plasma tiene la forma de la letra D, una forma que ahora se usa ampliamente en los diseños modernos y que ha dado lugar a la clase de máquinas conocidas como "tokamaks avanzados". Los tokamaks avanzados se caracterizan por operar a una alta β del plasma mediante una fuerte conformación del plasma , un control activo de varias inestabilidades del plasma y el logro de perfiles de corriente y presión en estado estable que producen un alto confinamiento de energía para una alta ganancia de fusión (relación entre la potencia de fusión y la potencia de calentamiento).
El DIII-D es uno de los dos grandes experimentos de fusión magnética que se llevan a cabo en Estados Unidos (el otro es el NSTX-U en el Laboratorio de Física del Plasma de Princeton ) y que cuenta con el apoyo de la Oficina de Ciencia del Departamento de Energía de Estados Unidos. El programa se centra en la investigación y el desarrollo para lograr un funcionamiento de tokamak avanzado en estado estacionario y respaldar el diseño y el funcionamiento del experimento ITER , que se encuentra actualmente en construcción en Francia. El ITER está diseñado para demostrar un plasma de combustión autosostenida que producirá 10 veces más energía a partir de reacciones de fusión que la que requiere para calentarse.
El programa de investigación DIII-D es una gran colaboración internacional en la que participan más de 600 usuarios de más de 100 instituciones. General Atomics opera las instalaciones con sede en San Diego para el Departamento de Energía a través de la Oficina de Ciencias de la Energía de Fusión. [2]
La investigación en DIII-D tiene como objetivo dilucidar los procesos físicos básicos que rigen el comportamiento de un plasma magnetizado caliente y establecer una base científica para futuros dispositivos de plasma ardiente como el ITER. En última instancia, el objetivo es utilizar este conocimiento para desarrollar una planta de energía de fusión económicamente atractiva.
El tokamak consiste en una cámara de vacío toroidal rodeada de bobinas de campo magnético que contienen y dan forma al plasma. El plasma se crea aplicando un voltaje para generar una gran corriente eléctrica (más de un millón de amperios) en la cámara. El plasma se calienta a temperaturas diez veces más altas que la del sol mediante una combinación de rayos neutros de alta potencia y microondas. Las condiciones del plasma se miden utilizando instrumentación basada en láseres intensos, microondas y otros diagnósticos de plasma de precisión. [3]
Los experimentos exploran temas como el confinamiento, los eventos transitorios y la potencia y el escape de partículas. El DIII-D también se utiliza como banco de pruebas para investigar mecanismos innovadores para el calentamiento del plasma, el abastecimiento de combustible y el impulso de corriente. [4]
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En mayo de 1974, AEC seleccionó a General Atomics para construir el experimento de fusión magnética Doublet III basándose en el éxito de los experimentos de confinamiento magnético Doublet I y II anteriores. En febrero de 1978, el experimento de fusión Doublet III logró su primera operación con plasma en General Atomics. La máquina fue posteriormente modernizada y rebautizada como DIII-D en 1986. [5]
El programa DIII-D logró varios hitos en el desarrollo de la fusión, incluido el valor β de plasma (cociente entre la presión del plasma y la presión magnética) más alto jamás alcanzado hasta ese momento (principios de la década de 1980) y el mayor flujo de neutrones (tasa de fusión) jamás alcanzado hasta ese momento (principios de la década de 1990). Entre los principales descubrimientos científicos se incluyen la validación de la supresión de turbulencias mediante flujo cizallado en la década de 1990, así como mecanismos de supresión de turbulencias en modo activo y pasivo localizado en el borde en la década de 2000.
En 2021, el programa anunció un enfoque mejorado de enfriamiento de límites, reemplazando una solución gaseosa con una mezcla de boro , nitruro de boro y polvo de litio . Esto disipó el calor del plasma y protegió las paredes del reactor. [6]
32°53′36.46″N 117°14′4.40″O / 32.8934611°N 117.2345556°W / 32.8934611; -117.2345556