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 Cuántica . 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 del valor más alto del producto triple de fusión alcanzado: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 la temperatura de iones más caliente 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, los EE. UU . , el Reino Unido y Japón se sintieron motivados por el excelente desempeño del T-3 soviético en 1968 para seguir avanzando en el 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 dos décadas siguientes, JET y JT-60 lideraron el esfuerzo por recuperar el rendimiento que se esperaba originalmente de estas máquinas. JT-60 sufrió una importante modificación durante este tiempo, JT-60U (por "actualización") en marzo de 1991. [8] El cambio dio como resultado mejoras significativas en el rendimiento del plasma.
El objetivo principal de la actualización del JT-60U era "investigar el confinamiento de energía cerca de la condición de equilibrio, [un] impulso de corriente no inductiva y la física del plasma de combustión 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 alcanzó con éxito el punto de equilibrio extrapolado con un factor de Q DT eq = 1,05 en2,8 MA . En otras palabras, si el combustible homogéneo de deuterio se hubiera reemplazado teóricamente por una mezcla 1:1 de deuterio y tritio , la reacción de fusión habría creado una salida 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 costos y riesgos de seguridad.
En febrero de 1997, se inició una modificación del divertor de una forma de tipo abierto a una forma de W semicerrada para un mayor control de partículas e impurezas y más tarde se completó en mayo. [11] [12] [13] Se realizaron rápidamente experimentos de simulación del escape de helio en ITER con el divertor modificado, con gran éxito. En 1998, la modificación permitió que JT-60U alcanzara 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 del sistema de bombeo de vacío que se inició en 1994. En particular, se reemplazaron 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, que tenía 15 años de antigüedad . [17]
En el año fiscal 2003, la duración de la descarga de plasma del JT-60U se extendió con éxito de15 s a65 s . [18]
En 2005, se instalaron placas de acero ferrítico (ferromagnético) en el recipiente de vacío para corregir la estructura del campo magnético y, por lo tanto, 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 poderoso campo magnético toroidal.
En algún momento entre 2007 y 2008, con el fin de 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 un sistema de inyección de haz molecular supersónico (SMBI) en el JT-60U. 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]
El JT-60SA es el sucesor del JT-60U y funciona como satélite del ITER , tal 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 problemas físicos clave. [23] El ensamblaje comenzó en enero de 2013 y se completó en marzo de 2020. Después de un importante cortocircuito durante la puesta en servicio integrada en marzo de 2021 que requirió largas reparaciones, se declaró activo el 1 de diciembre de 2023. El costo total de su construcción se estima en alrededor de 560 000 000 € , ajustado a la inflación. [24]
Con un peso aproximado de 2.600 toneladas cortas (2.400 t), [25] el sistema de imán 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 la década de 1960. 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 en 1983-84 se decidió que constituía su propio reactor experimental: FER (Fusion Experimental Reactor). [28]
Sin embargo, la actualización del JT-60U en 1991 demostró la flexibilidad significativa de las instalaciones y el sitio de ensamblaje del JT-60, por lo que en enero de 1993 el FER fue designado como una modificación del JT-60U y renombrado JT-60SU (por Super Upgrade). [29]
En enero de 1996, se publicó en la revista de la 16.ª Conferencia Internacional de Ingeniería y Materiales Criogénicos un artículo que detallaba las propiedades superconductoras del cable compuesto de 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 y las intenciones de la modificación variaron durante la década siguiente, hasta febrero de 2007, cuando se firmó el Acuerdo de Enfoque Más Amplio entre Japón y la Comunidad Europea de la Energía Atómica . [32] En él, el Programa Satélite Tokamak estableció un objetivo claro y definido para el JT-60SA: actuar como un ITER a pequeña escala. De esta manera, el JT-60SA podría dar una perspectiva a los ingenieros que ensamblaran y operaran 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] Se pretendía que el JT60SA pudiera funcionar con el mismo plasma de forma que el 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 se envió desde Avilés, España, durante un viaje de 75 días. [a] El evento fue ampliamente publicitado a través de los medios de comunicación locales y nacionales, y los periodistas 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 con arcos variables (20°x1, 30°x2, 40°x7) que debían instalarse secuencialmente. El 4 de junio de 2014 se instalaron dos de los 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 ensamblaje 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 la bobina en la bobina de campo de equilibrio n.° 1 (EF1) cuando la corriente de la bobina aumentó rápidamente y luego se estabilizó repentinamente . El reactor se apagó de manera segura durante los siguientes minutos, durante los cuales la presión en el criostato aumentó de 0,1 a 0,25.10 × 10 −3 Pa a7000 Pa . Inmediatamente se iniciaron las investigaciones.
Se descubrió que el incidente, que se conoció como el "incidente del alimentador EF1", fue causado por un cortocircuito importante que resultó de un aislamiento insuficiente de la salida del conductor del cable de detección de extinción. El arco formado dañó las carcasas del EF1, lo que provocó una fuga de helio al criostato.
En total, 90 lugares requirieron reparaciones y fue necesario volver a cablear los sensores de la máquina. Sin embargo, el intrincado JT-60SA fue diseñado y ensamblado con gran precisión, lo que significa que el acceso a la máquina a veces era limitado. Los riesgos de mayores demoras 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 entrar en funcionamiento, pero perseveró.
Las reparaciones se completaron en mayo de 2023 y comenzaron los preparativos para la operación. [39]
El JT-60SA alcanzó su primer plasma el 23 de octubre de 2023, lo que lo convierte en el tokamak superconductor operativo más grande del mundo a partir de 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)
La construcción de la modificación del desviador del tipo abierto original al tipo semicerrado en forma de W para mejorar el control de partículas se inició en febrero de 1997.
La construcción de 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 figura I.3.1-1 se muestra una vista aérea del JT-60SA. En la tabla I.3.1-1 se muestran los parámetros típicos del JT-60SA. La corriente máxima del plasma es de 5,5 MA con un plasma de relación de aspecto relativamente baja (Rp=3,06 m, A=2,65, κ95=1,76, δ95=0,45) y de 3,5 MA para un plasma con forma de ITER (Rp=3,15 m, A=3,1, κ95=1,69, δ95=0,36). Será posible un funcionamiento inductivo con una duración de 100 s de la parte superior plana dentro de la oscilación de flujo total disponible de 40 Wb. El sistema de calentamiento y de 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 con el fin de manejar flujos de calor de hasta 15 MW/m2 durante períodos prolongados. Se prevé un presupuesto anual de neutrones de 4x1021 neutrones.Muchos detalles sobre el JT-60SA en la sección 3
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