JT-60 (abreviatura de Japan Torus-60 ) es un gran tokamak de investigación, el buque insignia de la dirección de energía de fusión del Instituto Nacional Japonés de Ciencia y Tecnología Cuánticas . A partir de 2023, el dispositivo se conoce como JT-60SA y es el tokamak superconductor operativo más grande del mundo, [1] construido y operado conjuntamente por la Unión Europea y Japón en Naka , prefectura de Ibaraki . [2] [3] SA significa tokamak súper avanzado , que incluye una sección transversal de plasma en forma de D , bobinas superconductoras y control de retroalimentación activa.
A partir de 2018, [actualizar]JT-60 ostenta el récord de valor más alto del producto triple de fusión logrado:1,77 × 10 28 K · s ·m −3 =1,53 × 10 21 keV ·s·m −3 . [4] [5] Hasta la fecha, JT-60 tiene el récord mundial de temperatura de iones más alta jamás alcanzada (522 millones de °C); este récord derrotó a la máquina TFTR en Princeton en 1996. [6]
El JT-60 fue diseñado por primera vez en la década de 1970 durante un período de creciente interés en la fusión nuclear por parte de las principales potencias mundiales. En particular, Estados Unidos , Reino Unido y Japón se sintieron motivados por el excelente desempeño del T-3 soviético en 1968 para seguir avanzando en este campo. El Instituto Japonés de Investigación de Energía Atómica (JAERI), anteriormente dedicado a la investigación de la fisión desde 1956, destinó esfuerzos a la fusión.
El JT-60 comenzó a operar el 8 de abril de 1985 [7] y demostró un rendimiento muy por debajo de las predicciones, al igual que el TFTR y el JET que habían comenzado a operar poco antes.
Durante las siguientes dos décadas, JET y JT-60 lideraron el esfuerzo por recuperar el rendimiento que originalmente se esperaba de estas máquinas. El JT-60 experimentó una modificación importante durante este tiempo, JT-60U (para "actualización") en marzo de 1991. [8] El cambio resultó en mejoras significativas en el rendimiento del plasma.
El principal objetivo de la actualización del JT-60U era "investigar el confinamiento de energía cerca de la condición de equilibrio, [un] accionamiento de corriente no inductivo y la física del plasma quemado con plasmas de deuterio ". Para lograr esto, se reemplazaron las bobinas de campo poloidal y el recipiente de vacío. La construcción comenzó en noviembre de 1989 y se completó en marzo de 1991. [9] Las operaciones comenzaron en julio. [10]
El 31 de octubre de 1996, el JT-60U logró con éxito un punto de equilibrio extrapolado con un factor de Q DT eq = 1,05 en2,8 MA . En otras palabras, si el combustible de deuterio homogéneo se hubiera reemplazado teóricamente con una mezcla 1:1 de deuterio y tritio , la reacción de fusión habría creado una producción de energía 1,05 veces mayor que la energía utilizada para iniciar la reacción. El JT-60U no estaba equipado para utilizar tritio, ya que añadiría grandes costes y riesgos de seguridad.
En febrero de 1997, se inició y posteriormente se completó en mayo una modificación del desviador de una forma de tipo abierto a una forma de W semicerrada para un mayor control de partículas e impurezas. [11] [12] [13] Rápidamente se realizaron experimentos que simulaban el escape de helio en ITER con el desviador modificado, con gran éxito. En 1998, la modificación permitió al JT-60U alcanzar un factor de ganancia de energía de fusión extrapolado de Q DT eq = 1,25 en2,6 MA . [14] [15] [16]
En diciembre de 1998 se completó una modificación al sistema de bombeo de vacío iniciada en 1994. En particular, se sustituyeron doce bombas turbomoleculares con cojinetes de aceite y cuatro bombas de vacío rotativas selladas con aceite por bombas turbomoleculares suspendidas magnéticamente y bombas de vacío secas. La modificación redujo en dos tercios el consumo de nitrógeno líquido del sistema de 15 años de antigüedad . [17]
En el año fiscal 2003, la duración de la descarga de plasma del JT-60U se amplió con éxito de15 s a65s . [18]
En 2005, se instalaron placas de acero ferrítico (ferroimán) en el recipiente de vacío para corregir la estructura del campo magnético y así reducir la pérdida de iones rápidos. [19] [20] La JAEA utilizó piezas nuevas en el JT-60, habiendo mejorado su capacidad para mantener el plasma en su potente campo magnético toroidal.
En algún momento de 2007-2008, para controlar la presión del plasma en la región del pedestal y evaluar el efecto del combustible en la estructura de autoorganización del plasma, se instaló en el JT-60U un sistema de inyección de haz molecular supersónico (SMBI). El diseño del sistema fue una colaboración entre Cadarache , CEA y JAEA. [21]
El JT-60U finalizó sus operaciones el 29 de agosto de 2008. [22]
JT-60SA es el sucesor de JT-60U y opera como satélite de ITER como se describe en el Acuerdo de Enfoque Más Amplio. Es un tokamak totalmente superconductor con componentes flexibles que se pueden ajustar para encontrar configuraciones de plasma optimizadas y abordar cuestiones físicas clave. [23] El montaje comenzó en enero de 2013 y se completó en marzo de 2020. Después de un cortocircuito importante durante la puesta en servicio integrada en marzo de 2021 que requirió largas reparaciones, fue declarado activo el 1 de diciembre de 2023. Se estima que el costo total de su construcción es de alrededor de 560 000 000 € , ajustados a la inflación. [24]
Con un peso aproximado de 2600 toneladas cortas (2400 t), [25] el sistema magnético superconductor del JT-60SA incluye 18 bobinas de campo toroidales de niobio-titanio en forma de D, un solenoide central de niobio-estaño y 12 bobinas de campo de equilibrio.
La idea de un tokamak avanzado, un tokamak que utiliza bobinas superconductoras, se remonta a principios de los años 1970 en Princeton. [ cita necesaria ] La idea parecía muy prometedora, pero no estuvo exenta de problemas. Alrededor de enero de 1972, los ingenieros de JAERI iniciaron un esfuerzo para investigar más a fondo la idea y tratar de resolver sus obstáculos. [26] Esta iniciativa avanzó en paralelo con el desarrollo del JT-60, [27] y hacia 1983-84 se decidió que constituyera su propio reactor experimental: FER (Fusion Experimental Reactor). [28]
Sin embargo, la actualización del JT-60U en 1991 demostró la importante flexibilidad de las instalaciones y el sitio de ensamblaje del JT-60, por lo que en enero de 1993 FER fue designado como una modificación del JT-60U y rebautizado como JT-60SU (para Super Upgrade). [29]
En enero de 1996, se publicó en la revista de la 16ª Conferencia Internacional de Ingeniería Criogénica/Materiales un artículo que detalla las propiedades superconductoras del alambre compuesto Nb3Al y su proceso de fabricación. [30] Los ingenieros evaluaron el uso potencial del aluminuro en las 18 bobinas toroidales del JT-60SU. [31]
Los diseños e intenciones para la modificación variaron a lo largo de la siguiente década, hasta febrero de 2007, cuando se firmó el Acuerdo de Enfoque Más Amplio entre Japón y la Comunidad Europea de Energía Atómica . [32] En él, el Programa Satélite Tokamak estableció un objetivo claro y definido para JT-60SA: actuar como un ITER a pequeña escala. De esta manera, el JT-60SA podría ofrecer una visión retrospectiva a los ingenieros que ensamblan y operan el reactor a gran escala en el futuro.
Se planeó desmontar el JT-60 y luego actualizarlo a JT-60SA agregando bobinas superconductoras de niobio-titanio para 2010. [4] [33] Estaba previsto que el JT60SA pudiera funcionar con la misma forma de plasma que ITER. [33] : 3.1.3 El solenoide central fue diseñado para usar niobio-estaño (debido al campo más alto (9 T)). [33] : 3.3.1
La construcción del tokamak comenzó oficialmente el 28 de enero de 2013 con el montaje de la base del criostato, que fue enviada desde Avilés, España , en un viaje de 75 días. El evento fue muy publicitado a través de las noticias locales y nacionales, y reporteros de 10 organizaciones de medios pudieron presenciarlo en persona. [34]
El montaje del recipiente de vacío comenzó en mayo de 2014. El recipiente de vacío se fabricó en diez sectores, algunos cubriendo un ángulo mayor que otros (20°x1, 30°x2, 40°x7). Los sectores debían instalarse secuencialmente. El 4 de junio de 2014 se instalaron dos de diez sectores. En noviembre de 2014 se habían instalado siete sectores. En enero de 2015 se habían instalado nueve sectores.
La construcción debía continuar hasta 2020 y el primer plasma estaba previsto para septiembre de 2020. [35] El montaje se completó el 30 de marzo de 2020, [36] y en marzo de 2021 alcanzó con éxito su campo toroidal de diseño completo, con una corriente de 25,7 kA. [37]
El 9 de marzo de 2021 se estaba realizando una prueba de energización de bobina en la bobina de campo de equilibrio nro. 1 (EF1) cuando la corriente de la bobina aumentó rápidamente y luego, de repente, se estancó . El reactor se apagó de forma segura durante los siguientes minutos, durante los cuales la presión en el criostato aumentó de10 × 10 −3 Pa a7000Pa . Inmediatamente siguieron las investigaciones.
Se descubrió que el incidente, que llegó a conocerse como el "incidente del alimentador EF1", fue causado por un cortocircuito importante resultante de un aislamiento insuficiente de la salida del conductor del cable de detección de extinción. El arco formado dañó las carcasas de EF1, provocando una fuga de helio al criostato.
En total, 90 ubicaciones requirieron reparaciones y fue necesario recablear los sensores de las máquinas. Sin embargo, el intrincado JT-60SA fue diseñado y ensamblado con gran precisión, lo que significaba que el acceso a la máquina a veces era limitado. Los riesgos de mayores retrasos en las operaciones de plasma agravaron el problema. [38]
El equipo del JT-60SA quedó decepcionado con el incidente, dado lo cerca que estaba la máquina de operar, pero perseveró.
Las reparaciones finalizaron en mayo de 2023 y comenzaron los preparativos para la operación. [39]
El JT-60SA logró el primer plasma el 23 de octubre de 2023, lo que lo convierte en el tokamak superconductor operativo más grande del mundo en 2024. [1] El reactor fue declarado activo el 1 de diciembre de 2023. [40]
(60 significa JT-60, 60U significa JT-60U, 60SA significa JT-60SA) ("60SA I" se refiere a la fase de investigación inicial/integrada de JT-60SA, "60SA II" se refiere a la fase de investigación extendida )
En febrero de 1997 se inició la construcción de la modificación del desviador del tipo abierto original al tipo semicerrado en forma de W para mejorar el control de partículas.
La construcción para la modificación del desviador del tipo abierto original al tipo semicerrado en forma de W para mejorar el control de partículas se terminó en mayo de 1997.
3.1.3 Parámetros de la máquina: En la Fig. I.3.1-1 se muestra una vista aérea del JT-60SA.
Los parámetros típicos del JT-60SA se muestran en la Tabla I.3.1-1.
La corriente de plasma máxima es 5,5 MA con una relación de aspecto relativamente baja (Rp=3,06 m, A=2,65, κ95=1,76, δ95=0,45) y 3,5 MA para un plasma en forma de ITER (Rp=3,15 m, A=3,1 , κ95=1,69, δ95=0,36).
La operación inductiva con una duración de 100 segundos será posible dentro de la oscilación de flujo total disponible de 40 Wb.
El sistema de calefacción y accionamiento de corriente proporcionará 34 MW de inyección de haz neutro y 7 MW de ECRF.
El objetivo del desviador está diseñado para ser refrigerado por agua a fin de manejar flujos de calor de hasta 15 MW/m2 durante períodos prolongados.
Se prevé un presupuesto anual de neutrones de 4x1021 neutronesmuchos detalles sobre JT-60SA en la sección 3
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