The use of spin-polarized fusion fuels would provide a significant boost towards the ignition of a burning plasma. The cross section for D + T → α + n, would be increased by 1.5 if the fuels were injected with parallel polarization. Furthermore, our simulations demonstrate additional non-linear power gains in large-scale machines such as ITER, due to increased alpha heating. Such benefits require the survival of spin polarizations for periods comparable to the particle confinement time. During the 1980s, calculations predicted that polarizations could survive a plasma environment, although concerns persisted regarding the cumulative impacts of wall recycling. In that era, technical challenges prevented direct tests and left the large scale fueling of a power reactor beyond reach. Over the last decades, this situation has changed dramatically. Detailed simulations of ITER have predicted negligible wall recycling in a high-power reactor, and recent advances in laser-driven sources project the capability of producing large quantities of ∼100% polarized D and T. The remaining crucial step is an in-situ demonstration of polarization survival in a plasma. For this, we outline a measurement strategy using the isospin-mirror reaction, D + 3He → α + p. Polarized 3He avoids the complexities of handling tritium, while encompassing the same spin-physics. We evaluate two methods of delivering deuterium, using dynamically polarized Lithium-Deuteride (with vector polarization PVD of 70%) or frozen-spin Hydrogen-Deuteride (with PVD of 40%), together with a method of injecting optically-pumped 3He (with 65% polarization). Pellets of these materials all have long polarization decay times (∼6 min for LiD at 2 K, ∼2 months for HD at 2 K, and ∼3 d for 3He at 77 K), all far greater than a plasma shot in a research tokamak such as DIII-D (∼20 s). Both species can be propelled from a single cryogenic injection gun. We review plasma requirements and strategies for detecting polarization survival. Polarization alters both fusion yields and the angular distribution of fusion products, and each of these provides a potential signal. In this paper we simulate a selection of shots with similar characteristics in a future high-Tion H plasma, and find ratios of yields from shots with fuel spins parallel and antiparallel reaching 1.3 (HD + 3He) to 1.6 (LiD + 3He) over a wide range of poloidal angles. (A companion paper finds sensitivity to fusion product angular distributions as reflected in the pitch angles of protons and alphas reaching the plasma facing wall.)
スピン偏極核融合燃料の使用は、燃焼プラズマの点火に向けて大きな後押しとなるだろう。D + T → α + n の断面積は、燃料が平行偏極で注入されれば1.5倍に増大する。さらに、我々のシミュレーションは、ITERのような大型装置において、アルファ粒子加熱の増大により、追加の非線形な出力利得が生じることを示している。このような利点は、スピン偏極が粒子閉じ込め時間に匹敵する期間にわたって維持されることを必要とする。1980年代には、計算により偏極はプラズマ環境を生き延び得ると予測されたが、壁リサイクリングの累積的影響については懸念が残っていた。当時は、技術的課題により直接試験は不可能であり、発電炉への大規模燃料供給は実現困難なままであった。ここ数十年で、この状況は劇的に変化した。ITERの詳細シミュレーションは、高パワー炉では壁リサイクリングが無視できるほど小さいと予測し、またレーザー駆動源の最近の進展は、約100%偏極したDとTを大量に生成する能力の可能性を示している。残る決定的なステップは、プラズマ中での偏極維持のその場実証である。このため我々は、アイソスピン鏡像反応 D + 3He → α + p を用いた測定戦略を概説する。偏極3Heは、トりチウム取り扱いの複雑さを回避しつつ、同じスピン物理を含んでいる。我々は、動的偏極されたリチウム重水素化物（ベクトル偏極PVD 70%）またはフローズンスピン水素重水素化物（PVD 40%）を用いた重水素供給の2つの方法と、光ポンピングされた3He（65%偏極）を注入する方法を評価する。これらの材料のペレットはすべて、長い偏極減衰時間（2 KのLiDで約6分、2 KのHDで約2か月、77 Kの3Heで約3日）を持ち、いずれもDIII-Dのような研究用トカマクにおけるプラズマ放電（約20秒）よりもはるかに長い。両種は単一の極低温入射銃から射出できる。我々は、偏極維持を検出するためのプラズマ要件と戦略を検討する。偏極は核融合収量と核融合生成物の角度分布の両方を変化させ、そのそれぞれが潜在的なシグナルを提供する。本論文では、将来の高Tion Hプラズマにおいて類似した特性を持つ一連の放電をシミュレートし、燃料スピンが平行な放電と反平行な放電からの収量比が、広いポロイダル角度範囲にわたって1.3（HD + 3He）から1.6（LiD + 3He）に達することを見出す。（姉妹論文では、プラズマ対向壁に到達する陽子とアルファ粒子のピッチ角に反映される、核融合生成物の角度分布への感度が見出されている。）