Point design targets have been specified for the initial ignition campaign on the National Ignition Facility [G. H. Miller, E. I. Moses, and C. R. Wuest, Opt. Eng. 443, 2841 (2004)]. The targets contain D-T fusion fuel in an ablator of either CH with Ge doping, or Be with Cu. These shells are imploded in a U or Au hohlraum with a peak radiation temperature set between 270 and 300 eV. Considerations determining the point design include laser-plasma interactions, hydrodynamic instabilities, laser operations, and target fabrication. Simulations were used to evaluate choices, and to define requirements and specifications. Simulation techniques and their experimental validation are summarized. Simulations were used to estimate the sensitivity of target performance to uncertainties and variations in experimental conditions. A formalism is described that evaluates margin for ignition, summarized in a parameter the Ignition Threshold Factor (ITF). Uncertainty and shot-to-shot variability in ITF are evaluated, and sensitivity of the margin to characteristics of the experiment. The formalism is used to estimate probability of ignition. The ignition experiment will be preceded with an experimental campaign that determines features of the design that cannot be defined with simulations alone. The requirements for this campaign are summarized. Requirements are summarized for the laser and target fabrication.

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.

Radiative hydrodynamics simulations of ignition experiments show that energy transfer between crossing laser beams allows tuning of the implosion symmetry. A new full-scale, three-dimensional quantitative model has been developed for crossed-beam energy transfer, allowing calculations of the propagation and coupling of multiple laser beams and their associated plasma waves in ignition hohlraums. This model has been implemented in a radiative-hydrodynamics code, demonstrating control of the implosion symmetry by a wavelength separation between cones of laser beams.

This Letter reports on a series of high-adiabat implosions of cryogenic layered deuterium-tritium (DT) capsules indirectly driven by a ``high-foot'' laser drive pulse at the National Ignition Facility. High-foot implosions have high ablation velocities and large density gradient scale lengths and are more resistant to ablation-front Rayleigh-Taylor instability induced mixing of ablator material into the DT hot spot. Indeed, the observed hot spot mix in these implosions was low and the measured neutron yields were typically 50% (or higher) of the yields predicted by simulation. On one high performing shot (N130812), 1.7 MJ of laser energy at a peak power of 350 TW was used to obtain a peak hohlraum radiation temperature of $\ensuremath{\sim}300\text{ }\text{ }\mathrm{eV}$. The resulting experimental neutron yield was $(2.4\ifmmode\pm\else\textpm\fi{}0.05)\ifmmode\times\else\texttimes\fi{}{10}^{15}$ DT, the fuel $\ensuremath{\rho}R$ was $(0.86\ifmmode\pm\else\textpm\fi{}0.063)\text{ }\text{ }\mathrm{g}/{\mathrm{cm}}^{2}$, and the measured ${T}_{\text{ion}}$ was $(4.2\ifmmode\pm\else\textpm\fi{}0.16)\text{ }\text{ }\mathrm{keV}$, corresponding to 8 kJ of fusion yield, with $\ensuremath{\sim}1/3$ of the yield caused by self-heating of the fuel by $\ensuremath{\alpha}$ particles emitted in the initial reactions. The generalized Lawson criteria, an ignition metric, was 0.43 and the neutron yield was $\ensuremath{\sim}70%$ of the value predicted by simulations that include \ensuremath{\alpha}-particle self-heating.

The National Ignition Campaign's [M. J. Edwards et al., Phys. Plasmas 20, 070501 (2013)] point design implosion has achieved DT neutron yields of $7.5\ifmmode\times\else\texttimes\fi{}1{0}^{14}$ neutrons, inferred stagnation pressures of 103 Gbar, and inferred areal densities ($\ensuremath{\rho}R$) of $0.90\text{ }\text{ }\mathrm{g}/\mathrm{cm}{}^{2}$ (shot N111215), values that are lower than 1D expectations by factors of $10\ifmmode\times\else\texttimes\fi{}$, $3.3\ifmmode\times\else\texttimes\fi{}$, and $1.5\ifmmode\times\else\texttimes\fi{}$, respectively. In this Letter, we present the design basis for an inertial confinement fusion capsule using an alternate indirect-drive pulse shape that is less sensitive to issues that may be responsible for this lower than expected performance. This new implosion features a higher radiation temperature in the ``foot'' of the pulse, three-shock pulse shape resulting in an implosion that has less sensitivity to the predicted ionization state of carbon, modestly lower convergence ratio, and significantly lower ablation Rayleigh-Taylor instability growth than that of the NIC point design capsule. The trade-off with this new design is a higher fuel adiabat that limits both fuel compression and theoretical capsule yield. The purpose of designing this capsule is to recover a more ideal one-dimensional implosion that is in closer agreement to simulation predictions. Early experimental results support our assertions since as of this Letter, a high-foot implosion has obtained a record DT yield of $2.4\ifmmode\times\else\texttimes\fi{}1{0}^{15}$ neutrons (within $\ensuremath{\sim}70%$ of 1D simulation) with fuel $\ensuremath{\rho}R=0.84\text{ }\text{ }\mathrm{g}/\mathrm{cm}{}^{2}$ and an estimated $\ensuremath{\sim}1/3$ of the yield coming from $\ensuremath{\alpha}$-particle self-heating.

Frustraums have a higher laser-to-capsule x-ray radiation coupling efficiency and can accommodate a large capsule, thus potentially generating a higher yield with less laser energy than cylindrical Hohlraums for a given Hohlraum volume [Amendt et al., Phys. Plasmas 26, 082707 (2019]. Frustraums are expected to have less m = 4 azimuthal asymmetries arising from the intrinsic inner-laser-beam geometry on the National Ignition Facility. An experimental campaign at Lawrence Livermore National Laboratory to demonstrate the high-coupling efficiency and radiation symmetry tuning of the Frustraum has been under way since 2021. Simulations benchmarked against experimental data show that implosions using Frustraums can achieve more yield with higher ignition margins than cylindrical Hohlraums using the same laser energy. Hydrodynamic jets in capsules along the Hohlraum axis, driven by radiation-flux asymmetries in a Hohlraum with a gold liner on a depleted uranium (DU) wall, are present around stagnation, and these “polar” jets can cause severe yield degradation. The early-time Legendre mode P4<0 radiation-flux asymmetry is a leading cause of these jets, which can be reduced by using an unlined DU Hohlraum because the shape of the shell is predicted to be more prolate. Magnetization can increase the implosion robustness and reduce the required hotspot ρR for ignition; therefore, magnetizing the Frustraum can maintain the same yield while reducing the required laser energy or increase the yield using the same laser energy—all under the constraint that the ignition margin is preserved. Reducing polar jets is particularly important for magnetized implosions because of the intrinsic toroidal hotspot ion temperature topology.