Жапондық JT-60SA токамагы: термоядролық энергияны зерттеудегі жетістіктер

Кіріспе

Жапондық токамақ – токамақ.

JT-60 (Japan Torus 60 деген қысқарту) – Жапон Ұлттық кванттық ғылым және технология институтының термоядролық энергия департаментінің флагмандық жобасы. 2023 жылдан бастап бұл құрылғы JT-60SA деп аталады және Еуропалық Одақ пен Жапония бірлесіп Ібараки префектурасының Нака қаласында салған және басқаратын әлемдегі ең ірі жұмыс істеп тұрған суперөткізгіш токамақ болып табылады. SA – «супер озық токамақ» дегенді білдіреді, оған D пішіндес плазмалық қимасы, суперөткізгіш орамдар және белсенді кері байланыс басқару жүйесі кіреді. 2018 жылғы мәліметтер бойынша JT-60 термоядролық үштік өнімнің ең жоғары мәні бойынша рекордты сақтайды: 1,77 = 1,53. Бүгінгі күнгә дейін JT-60 ең жоғары иондық температура бойынша әлемдік рекордты иеленеді (522 миллион °C); бұл рекорд 1996 жылы Принстон қаласындағы TFTR машинасынан басым түсті.

Бастапқы жоба

JT 60 алғаш рет 1970 жылдары әлемнің ірі державаларының ядролық синтезге қызығушылығы күшейген кезеңде жобаланды. Атап айтқанда, АҚШ, Ұлыбритания және Жапония 1968 жылы кеңестік Т-3 машинасының тамаша нәтижелеріне ынталандырылып, осы саланың дамуын одан әрі ілгерілетуге ұмтылды. Жапон атом энергиясын зерттеу институты (JAERI), 1956 жылдан бері ядролық бөліну зерттеулерімен айналысып келген болатын, синтез зерттеулеріне де күш жұмсады. JT 60 1985 жылдың 8 сәуірінде жұмысын бастады, бірақ TFTR және JET машиналары сияқты, болжамдардан әлдеқайда төмен нәтижелер көрсетті. Келесі екі онжылдық бойы JET және JT 60 машиналары осы құрылғылардан күтілген бастапқы нәтижелерді қайтаруға бағытталған жұмыстарды жүргізді. JT 60 осы кезеңде үлкен жаңартутан өтті, 1991 жылдың наурызында JT 60U ("жаңарту") құрылғысы пайда болды. Бұл өзгерістер плазманың көрсеткіштерін айтарлықтай жақсартты.

JT-60U (жаңарту)

JT 60U жаңартуының басты мақсаты "деутерий плазмаларымен энергияны шектеуді, индукциялық емес ток тудыруды және плазманы жағу физикасын зерттеу" болды. Осы мақсатқа жету үшін поляроидтық өріс орамдары мен вакуумдік камера жаңаланды. Құрылыс 1989 жылдың қараша айында басталып, 1991 жылдың наурыз айында аяқталды. Жұмыс шілде айында басталды. 1996 жылдың 31 қазанында JT 60U, Q = 1,05 коэффициентімен (2,8-де) экстраполяцияланған тепе-теңдікке қол жеткізді. Яғни, егер біртекті дейтерий отыны теориялық тұрғыдан дейтерий мен тритийдің 1:1 қоспасымен алмастырылса, термоядролық реакция реакцияны бастау үшін жұмсалған энергияның 1,05 еселенген мөлшерінде энергия шығарған болар еді. JT 60U тритийді пайдалануға жабдықталмаған, себебі бұл үлкен шығындар мен қауіпсіздік тәуекелдерін тудырар еді. 1997 жылдың ақпан айында бөлшектер мен қоспаларды жақсырақ бақылау үшін дивертор ашық пішіннен жартылай жабық W пішініне өзгертілді, ал жұмыс мамыр айында аяқталды. Өзгертілген дивертормен ITER-дегі гелийдің шығарылуын симуляциялайтын тәжірибелер сәтті жүргізілді. 1998 жылы жасалған өзгерістер JT 60U-ға 2,6-да экстраполяцияланған Q = 1,25 энергия пайдалану коэффициентіне жетуге мүмкіндік берді. 1998 жылдың желтоқсан айында 1994 жылы басталған вакуумдық сору жүйесін жаңарту жұмысы аяқталды. Атап айтқанда, майлы подшипниктері бар он екі турбомолекулалық сорғы және маймен герметикаланған төрт роторлық вакуумдық сорғы магниттік аспалы турбомолекулалық сорғылармен және құрғақ вакуумдық сорғылармен алмастырылды. Бұл жаңарту 15 жылдық жүйенің сұйық азотты тұтынуын үштен екіге азайтты. 2003 қаржы жылында JT 60U плазмалық разрядтың ұзақтығы 15 секундтан 65 секундқа дейін ұзартылды. 2005 жылы магнит өрісінің құрылымын түзету және жылдам иондардың жоғалуын азайту үшін вакуумдік камераға ферриттік болаттан (ферромагнит) плиткалар орнатылды. JAEA JT 60-қа жаңа бөлшектерді қолданды, осы арқылы плазманы күшті тороидтық магнит өрісінде ұстау мүмкіндігі жақсартылды. 2007-2008 жылдары плазма қысымын тұғырнама аймағында бақылау және плазманың өзін-өзі ұйымдастыру құрылымына отынның әсерін бағалау мақсатында JT 60U-ға үстінкү дыбыс жылдамдығымен молекулалық сәуле инжекциясы (SMBI) жүйесі орнатылды. Жүйенің дизайны Cadarache, CEA және JAEA арасындағы ынтымақтастық нәтижесінде жасалды. JT 60U 2008 жылдың 29 тамызында жұмысын тоқтатты.

The main objective of the JT 60U upgrade was to "investigate energy confinement near the breakeven condition, [a] non inductive current drive and burning plasma physics with deuterium plasmas." To accomplish this, the poloidal field coils and the vacuum vessel were replaced. Construction began in November 1989 and was completed in March 1991. Operations began in July. On October 31, 1996, JT 60U successfully achieved extrapolated breakeven with a factor of Q = 1.05 at 2.8. In other words, if the homogenous deuterium fuel was theoretically replaced with a 1:1 mix of deuterium and tritium, the fusion reaction would have created an energy output 1.05 times the energy used to start the reaction. JT 60U was not equipped to utilize tritium, as it would add extensive costs and safety risks. In February 1997, a modification to the divertor from an open type shape to a semi closed W shape for greater particle and impurity control was started and later completed in May. Experiments simulating the helium exhaust in ITER were promptly performed with the modified divertor, with great success. In 1998, the modification allowed JT 60U to reach an extrapolated fusion energy gain factor of Q = 1.25 at 2.6. In December 1998, a modification to the vacuum pumping system that began in 1994 was completed. In particular, twelve turbomolecular pumps with oil bearings and four oil sealed rotary vacuum pumps were replaced with magnetically suspended turbomolecular pumps and dry vacuum pumps. The modification reduced the 15 year old system's consumption of liquid nitrogen by two thirds. In fiscal year 2003, the plasma discharge duration of JT 60U was successfully extended from 15 to 65. In 2005, ferritic steel (ferromagnet) tiles were installed in the vacuum vessel to correct the magnetic field structure and hence reduce the loss of fast ions. The JAEA used new parts in the JT 60, having improved its capability to hold the plasma in its powerful toroidal magnetic field. Sometime in 2007 2008, in order to control plasma pressure at the pedestal region and to evaluate the effect of fuel on the self organization structure of plasma, a supersonic molecular beam injection (SMBI) system was installed in JT 60U. The system's design was a collaboration between Cadarache, CEA, and JAEA. JT 60U ended operations on August 29, 2008.

JT-60SA

JT 60SA – JT 60U-ның жалғасы болып табылады және Кеңейтілген тәсіл туралы келісімде сипатталғандай, ITER-ге серік ретінде жұмыс істейді. Бұл плазманың оңтайлы конфигурацияларын табу және физиканың маңызды мәселелерін шешу үшін реттеліп, бейімделетін икемді компоненттері бар толыққанды суперөткізгіш токамақ. Құрастыру 2013 жылдың қаңтар айында басталды және 2020 жылдың наурызында аяқталды. 2021 жылдың наурыз айында жүргізілген кешенді сынақтар барысында болған ауыр қысқа тұйықталу салдарынан ұзақ жөндеу жұмыстары қажет болды, содан кейін 2023 жылдың 1 желтоқсанында ол іске қосылды деп жарияланды. Оның құрылысының жалпы құны инфляцияға байланысты шамамен [құн] есептеледі. Шамамен [салмақ] салмақты JT 60SA-ның суперөткізгіш магнит жүйесіне 18 D пішіндес ниобий-титан тороидтық магнит орамдары, ниобий-қалайы орталық соленоиды және 12 тепе-теңдік магнит орамдары кіреді.

Тарих

Озық токамак идеясы, яғни суперөткізгіш катушкаларды пайдаланатын токамак, 1960 жылдардың басына дейін жетеді. Бұл идея өте перспективті көрінді, бірақ оның да қиындықтары болды. 1972 жылдың қаңтарында JAERI инженерлері осы идеяны одан әрі зерттеу және оның кедергілерін шешуге тырысуға кірісті. Бұл бастама JT-60 дамуымен бірге жүрді және 1983-84 жылдары оның жеке тәжірибелік реакторын құру туралы шешім қабылданды: FER (Fusion Experimental Reactor). Дегенмен, 1991 жылы JT-60U жаңартуы JT-60 құрылғылары мен монтаждау алаңының айтарлықтай икемділігін көрсетті, сондықтан 1993 жылдың қаңтарында FER JT-60U-ға модификация ретінде бекітіліп, JT-60SU (Super Upgrade) деп қайта аталды. 1996 жылдың қаңтарында NbAl композиттік сымының суперөткізгіш қасиеттері мен оның өндіріс процесін егжей-тегжейлі баяндаған мақала 16-шы Халықаралық криогендік инженерия/материалдар конференциясы журналында жарияланды. Инженерлер JT-60SU-дың 18 тороидты катушкасында алюминийдің қолданылу мүмкіндігін бағалады. Модификацияның жобалары мен мақсаттары келесі он жыл бойы өзгеріп отырды, 2007 жылдың ақпанында Жапония мен Еуропалық атом энергиясы қауымдастығы арасында Кеңейтілген тәсіл туралы келісімге қол қойылғанға дейін. Онда Токамак спутниктік бағдарламасы JT-60SA үшін нақты мақсатты белгіледі: кішкентай ITER ретінде жұмыс істеу. Осылайша JT-60SA болашақта толық масштабты реакторды құрастыру және пайдалану үшін инженерлерге тәжірибе бере алады. JT-60-ты бөлшектеп, 2010 жылға қарай ниобий-титан суперөткізгіш катушкаларды қосып JT-60SA-ға жаңарту жоспарланған. JT-60SA ITER сияқты плазма пішінімен жұмыс істей алуы тиіс еді. Вакуумдік камераны құрастыру 2014 жылдың мамыр айында басталды. Вакуумдік камера әртүрлі доғалы бөліктерден (20°x1, 30°x2, 40°x7) тұратын он сектордан жасалды, оларды тізбектеп орнату қажет еді. 2014 жылдың 4 маусымында он сектордың екеуі орнатылды. 2014 жылдың қарашасында жеті сектор орнатылды. 2015 жылдың қаңтарында тоғыз сектор орнатылды. Құрылыс 2020 жылға дейін жалғасуы тиіс еді, ал алғашқы плазма 2020 жылдың қыркүйегінде жоспарланған. Монтаждау 2020 жылдың 30 наурызында аяқталды, ал 2021 жылдың наурызында 25.7 кА тогымен толық жобаланған тороидтік өріс сәтті қол жеткізілді.

The idea of an advanced tokamak, a tokamak utilizing superconducting coils, traces back to the early 1960's. The idea seemed very promising, but was not without its problems. Around January 1972, engineers at JAERI initiated an effort to further research the idea and try to solve its hurdles. This initiative progressed in parallel with the development of JT 60, and by 1983 84 it was decided that it constituted its own experimental reactor: FER (Fusion Experimental Reactor). However, the JT 60U upgrade in 1991 demonstrated the significant flexibility of the JT 60 facilities and assembly site, so by January 1993 FER was designated as a modification to JT 60U and renamed JT 60SU (for Super Upgrade). In January 1996, a paper detailing the superconducting properties of NbAl composite wire and its fabrication process was published in the 16th International Cryogenic Engineering/Materials Conference journal. Engineers assessed the potential use of the aluminide in JT 60SU's 18 toroidal coils. Designs and intentions for the modification varied over the next decade, until February 2007, when the Broader Approach Agreement was signed between Japan and the European Atomic Energy Community. In it, the Satellite Tokamak Program established a clear, defined goal for JT 60SA: act as a small scale ITER. This way, JT 60SA could give hindsight to engineers assembling and operating the full scale reactor in the future. It was planned for JT 60 to be disassembled and then upgraded to JT 60SA by adding niobium titanium superconducting coils by 2010. It was intended for the JT60SA to be able to run with the same shape plasma as ITER. Assembly of the vacuum vessel began in May 2014. The vacuum vessel was manufactured as ten sectors with varying arcs (20°x1, 30°x2, 40°x7) that had to be installed sequentially. On June 4, 2014 two of ten sectors were installed. In November 2014 seven sectors had been installed. In January 2015 nine sectors had been installed. Construction was to continue until 2020 with first plasma planned in September 2020. Assembly was completed on March 30, 2020, and in March 2021 it reached its full design toroidal field successfully, with a current of 25.7kA.

Қысқа тұйықталу

2021 жылдың 9 наурызында теңгерімдік даладағы №1 катушкада (EF1) катушканы қуаттандыру тестісі жүргізіліп жатқанда, катушка тогы күрт өсіп, кейін кенеттен тоқтады. Реактор келесі бірнеше минут ішінде қауіпсіз түрде тоқтатылды, осы уақытта криостаттағы қысым 10e3-тен 7000-ге дейін өсті. Тергеу жұмыстары дереу басталды. "EF1 қоректендіру оқиғасы" деп аталған оқиғаның себебі, сөндіруді анықтау сымының шығу жеріндегі нашар оқшаулаудан туындаған ауқымды қысқа тұйық екені анықталды. Пайда болған доға EF1 қабықшаларына зақым келтіріп, криостатқа гелийдің ағып шығуына себеп болды. Барлығы 90 жерде жөндеу жұмыстары қажет болды және машина сенсорларын қайта жалғау қажет болды. Дегенмен, күрделі JT 60SA машинасы жоғары дәлдікпен жобаланып, құрастырылғандықтан, машинаға қол жеткізу кейде қиын болды. Плазмалық операцияларды одан әрі кешіктіру қаупі жағдайды ушықтырды. JT 60SA командасы машина жұмыс істеуге айналдыруға жақын болғандықтан оқиғаға көңіл көшірді, бірақ табандылық танытты. Жөндеу жұмыстары 2023 жылдың мамыр айында аяқталып, пайдалануға дайындық басталды.

Қазіргі операциялар

JT 60SA 2023 жылдың 23 қазанында алғашқы плазманы жасады, соның нәтижесінде 2024 жылға қарай әлемдегі ең ірі жұмыс істейтін суперөткізгіш токамақ болып табылады.