Abstract Obtaining a burning plasma is a critical step towards self-sustaining fusion energy 1 . A burning plasma is one in which the fusion reactions themselves are the primary source of heating in the plasma, which is necessary to sustain and propagate the burn, enabling high energy gain. After decades of fusion research, here we achieve a burning-plasma state in the laboratory. These experiments were conducted at the US National Ignition Facility, a laser facility delivering up to 1.9 megajoules of energy in pulses with peak powers up to 500 terawatts. We use the lasers to generate X-rays in a radiation cavity to indirectly drive a fuel-containing capsule via the X-ray ablation pressure, which results in the implosion process compressing and heating the fuel via mechanical work. The burning-plasma state was created using a strategy to increase the spatial scale of the capsule 2,3 through two different implosion concepts 4–7 . These experiments show fusion self-heating in excess of the mechanical work injected into the implosions, satisfying several burning-plasma metrics 3,8 . Additionally, we describe a subset of experiments that appear to have crossed the static self-heating boundary, where fusion heating surpasses the energy losses from radiation and conduction. These results provide an opportunity to study α-particle-dominated plasmas and burning-plasma physics in the laboratory.

The National Ignition Facility (NIF) at Lawrence Livermore National Laboratory includes a precision laser system now capable of delivering 1.8 MJ at 500 TW of 0.35-μm light to a target. NIF has been operational since March 2009. A variety of experiments have been completed in support of NIF's mission areas: national security, fundamental science, and inertial fusion energy. NIF capabilities and infrastructure are in place to support its missions with nearly 60 X-ray, optical, and nuclear diagnostic systems. A primary goal of the National Ignition Campaign (NIC) on the NIF was to implode a low-Z capsule filled with ∼0.2 mg of deuterium-tritium (DT) fuel via laser indirect-drive inertial confinement fusion and demonstrate fusion ignition and propagating thermonuclear burn with a net energy gain of ∼5–10 (fusion yield/input laser energy). This requires assembling the DT fuel into a dense shell of ∼1000 g/cm3 with an areal density (ρR) of ∼1.5 g/cm2, surrounding a lower density hot spot with a temperature of ∼10 keV and a ρR ∼0.3 g/cm2, or approximately an α-particle range. Achieving these conditions demand precise control of laser and target parameters to allow a low adiabat, high convergence implosion with low ablator fuel mix. We have demonstrated implosion and compressed fuel conditions at ∼80–90% for most point design values independently, but not at the same time. The nuclear yield is a factor of ∼3–10× below the simulated values and a similar factor below the alpha dominated regime. This paper will discuss the experimental trends, the possible causes of the degraded performance (the off-set from the simulations), and the plan to understand and resolve the underlying physics issues.

A series of cryogenic, layered deuterium-tritium (DT) implosions have produced, for the first time, fusion energy output twice the peak kinetic energy of the imploding shell. These experiments at the National Ignition Facility utilized high density carbon ablators with a three-shock laser pulse (1.5 MJ in 7.5 ns) to irradiate low gas-filled ($0.3\text{ }\text{ }\mathrm{mg}/\mathrm{cc}$ of helium) bare depleted uranium hohlraums, resulting in a peak hohlraum radiative temperature $\ensuremath{\sim}290\text{ }\text{ }\mathrm{eV}$. The imploding shell, composed of the nonablated high density carbon and the DT cryogenic layer, is, thus, driven to velocity on the order of $380\text{ }\text{ }\mathrm{km}/\mathrm{s}$ resulting in a peak kinetic energy of $\ensuremath{\sim}21\text{ }\text{ }\mathrm{kJ}$, which once stagnated produced a total DT neutron yield of $1.9\ifmmode\times\else\texttimes\fi{}{10}^{16}$ (shot N170827) corresponding to an output fusion energy of 54 kJ. Time dependent low mode asymmetries that limited further progress of implosions have now been controlled, leading to an increased compression of the hot spot. It resulted in hot spot areal density ($\ensuremath{\rho}\mathrm{r}\ensuremath{\sim}0.3\text{ }\text{ }{\mathrm{g}/\mathrm{cm}}^{2}$) and stagnation pressure ($\ensuremath{\sim}360\text{ }\text{ }\mathrm{Gbar}$) never before achieved in a laboratory experiment.

Deuterium-tritium inertial confinement fusion implosion experiments on the National Ignition Facility have demonstrated yields ranging from 0.8 to 7×10(14), and record fuel areal densities of 0.7 to 1.3 g/cm2. These implosions use hohlraums irradiated with shaped laser pulses of 1.5-1.9 MJ energy. The laser peak power and duration at peak power were varied, as were the capsule ablator dopant concentrations and shell thicknesses. We quantify the level of hydrodynamic instability mix of the ablator into the hot spot from the measured elevated absolute x-ray emission of the hot spot. We observe that DT neutron yield and ion temperature decrease abruptly as the hot spot mix mass increases above several hundred ng. The comparison with radiation-hydrodynamic modeling indicates that low mode asymmetries and increased ablator surface perturbations may be responsible for the current performance.

Recent indirect drive inertial confinement fusion implosions on the National Ignition Facility (NIF) [Spaeth et al., Fusion Sci. Technol. 69, 25 (2016)] have crossed the threshold of ignition. However, performance has been variable due to several factors. One of the leading sources of variability is the quality of the high-density carbon (HDC) shells used as ablators in these experiments. In particular, these shells can have a number of defects that have been found to correlate with the appearance of ablator mix into the hot spot and a degradation in nuclear yield. These defects include pits on the ablator surface, voids in the ablator bulk, high-Z debris from the Hohlraum wall that adheres to the capsule surface, and finally the inherent granular micro-structure of the crystalline HDC itself. This paper summarizes high-resolution modeling of each of these mix sources in two recent high-performance NIF implosion experiments. The simulated impact from a range of individual capsule defects is found to be broadly consistent with the trends seen in experiment, lending credence to the modeling results and the details of the mixing process that they reveal. Interestingly, modeling of the micro-structure inherent to HDC shows that this perturbation source results in considerable mixing of the deuterium–tritium fuel with ablator material during the implosion. The reduction in fuel compression from this mix results in an approximately factor of two reduction in neutron yield in current implosions and emphasizes the importance of mitigating this significant performance degradation.

We present quantitative motivations and assessments of various proposed and ongoing directions to further improving yields and target gain of igniting indirect-drive implosions at the National Ignition Facility (NIF). These include increasing compression and confinement time, improving hohlraum and ablator efficiency, and further increasing peak power and laser energy. 1D hydroscaled simulations, augmented by analytic 1D theory, have been used to project yield improvements for each of these implosion optimization tracks, normalized to the best current performing 4 MJ shot. At current NIF capabilities of 2.2 MJ, 450 TW, we project several paths could reach 15 MJ yield levels. We also expect several key implosion physics questions will be addressed in attempting to reach this yield level. These include demonstrating to what extent lower adiabat designs leading to higher compression will increase gain and efficiency, and whether we can reduce residual kinetic energy and ablator-fuel mix that is probably limiting the current burn-up fraction. For an envisaged NIF upgrade to EL = 3 MJ at fixed 450 TW peak power, scaling capsule size and fuel thicknesses faster than pure hydroscaling should allow for yields that could reach up to 60–80 MJ, depending on the efficiency gains realized in increasing deuterium-tritium fuel thickness, reducing hohlraum losses, and switching to lower Z ablators. The laser-plasma instability and beam transmission scaling in these larger hohlraums is shown to be favorable if the spot size is increased with hohlraum scale.

Well over 100 diagnostics can operate on the National Ignition Facility (NIF) as a result of several decades of development on NIF, and before that on Nova, OMEGA, and earlier LLNL lasers. A subset of these have guided the approach to achieving ignition on the NIF in 2022 [H. Abu-Shawareb et al. (Indirect Drive ICF Collaboration), Phys. Rev. Lett. 129(7), 075001 (2022)]. Achieving ignition on NIF has required many types of experiments with this core set of diagnostics, some constraining known unknowns and some revealing surprises—arguably unknown unknowns. Early design work realized that the extreme precision required for ignition on NIF would require fine-tuning by experiment, that is, measuring and adjusting known unknowns. Many examples are given where the use of the core set of ignition diagnostics in experimental arrangements called platforms demonstrated control of the key theoretical parameters defined as shape, adiabat, velocity, and mix. The direction of the adjustments to input conditions is found either by trend analysis or, in many cases, by observing from the diagnostic data the direction to make an adjustment. In addition, diagnostics have revealed some unexpected or neglected known issues, which degrade performance, or unexpected issues, unknown unknowns. Some of these factors had been previously considered, but underestimated or difficult to calculate at the time. The overall methodology can be described as a variant of Popper's falsifiability philosophy [K. Popper, The Logic of Scientific Discovery (Hutchinson, 1974)]. This paper summarizes the role of ignition diagnostics in terms of falsification or validation of theory or experimental setup as well as uncovering unexpected issues. The journey to ignition started in the seventies with a 1-µm wavelength laser producing disastrous results. Diagnostics have guided us to the recent multi-decadal goal of demonstrating ignition and burn in the laboratory.