Experimento Nacional del Toro Esférico

La primera muestra de plasma se obtuvo en el NSTX el viernes 12 de febrero de 1999 a las 19:06  horas.

Los experimentos de fusión magnética utilizan plasmas compuestos por uno o más isótopos de hidrógeno . Por ejemplo, en 1994, el reactor de prueba de fusión Tokamak ( TFTR ) del 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 fusión comerciales. El NSTX fue un experimento de "prueba de concepto" y, por lo tanto, empleó únicamente plasmas de deuterio. De tener éxito, se preveía la creación de dispositivos similares, incluyendo finalmente un reactor de potencia de demostración (por ejemplo, ITER ), que utilizaría combustible de deuterio-tritio.

NSTX produjo un plasma esférico con un orificio en su centro (un perfil de "manzana descorazonada"; véase MAST ), diferente de los plasmas en forma de rosquilla (toroidales) de los tokamaks convencionales . El dispositivo experimental NSTX de baja relación de aspecto A (es decir, una R / a de 1,31, con un radio mayor R de 0,85 m y un radio menor a de 0,65 m) tenía varias ventajas, incluida la estabilidad del plasma gracias a un confinamiento mejorado. Los desafíos de diseño incluyen las bobinas de campo toroidal y poloidal, las cámaras de vacío y los componentes que dan al plasma . Esta configuración de plasma puede confinar un plasma de mayor presión que un tokamak 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 de forma esférica podría permitir el desarrollo de reactores de fusión más pequeños, más económicos y más estables. El atractivo de NSTX puede verse aún más potenciado por su capacidad para atrapar una corriente eléctrica de "arrastre" alta. Esta corriente de plasma interna autogenerada reduciría los requisitos de energía de las corrientes de plasma externas necesarias para calentar y confinar el plasma.

La actualización 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 en un factor de cinco. ^{[ 3 ]} Para lograr esto, se ensanchó el solenoide de la pila central (CS) ^{[ 4 ]} y se añadieron 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.

El NSTX-U (actualización) se detuvo a finales de 2016 justo después de su actualización, debido a una falla en una de sus bobinas poloidales. ^{[ 5 ]} El NSTX había estado apagado desde 2012 y solo volvió a funcionar durante 10 semanas a finales de 2016 justo después de su actualización. El origen de esta falla se atribuye en parte a un incumplimiento del bobinado 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 poloidales internas, ^{[ 5 ] [ 6 ]} se adoptó un plan de reinicio en marzo de 2018, con la reactivación programada para finales de 2020, ^{[ 7 ]} aunque esto luego se pospuso a 2022. ^{[ 8 ]} A partir de 2022, el reinicio todavía estaba retrasado debido a un problema de aislamiento entre el solenoide central y las bobinas que lo rodean. ^{[ 9 ]}