Японский токамак JT-60SA: достижения и модернизации

Введение

Японский токамак

Токамак JT-60 (сокращение от Japan Torus 60) — крупный исследовательский токамак, флагманский проект дирекции по термоядерной энергетике Японского национального института квантовой науки и технологий. По состоянию на 2023 год устройство известно как JT-60SA и является крупнейшим в мире действующим сверхпроводящим токамаком, построенным и эксплуатируемым совместно Европейским союзом и Японией в городе Нака, префектура Ибараки. Аббревиатура SA означает "сверхпродвинутый токамак" и включает в себя D-образное поперечное сечение плазмы, сверхпроводящие магниты и систему активной обратной связи. По состоянию на 2018 год JT-60 удерживает рекорд по максимальному значению тройного произведения параметров термоядерной реакции: 1,77 = 1,53. На сегодняшний день JT-60 владеет мировым рекордом по самой высокой достигнутой температуре ионов (522 миллиона °C); этот рекорд был установлен в 1996 году, превзойдя результат, показанный установкой TFTR в Принстоне.

Оригинальный проект

Впервые JT-60 был разработан в 1970-х годах, в период возросшего интереса к термоядерному синтезу со стороны ведущих мировых держав. В частности, США, Великобритания и Япония были стимулированы выдающимися результатами советской установки Т-3 в 1968 году к дальнейшему развитию этой области. Японский институт атомных исследований (JAERI), ранее занимавшийся исследованиями деления ядер с 1956 года, направил усилия на исследования синтеза. JT-60 начал функционировать 8 апреля 1985 года и продемонстрировал производительность, значительно уступающую прогнозам, подобно TFTR и JET, которые начали работу незадолго до этого. В течение последующих двух десятилетий JET и JT-60 возглавили усилия по достижению изначально ожидаемой производительности этих установок. В этот период JT-60 подвергся существенной модернизации, результатом которой в марте 1991 года стал JT-60U ("upgrade" – модернизация). Модификация привела к значительному улучшению характеристик плазмы.

JT-60U (повышение)

Основная цель модернизации JT 60U заключалась в "исследовании удержания энергии вблизи условия достижения безубыточности, [a] неиндуктивного управления током и физики плазмы горения с использованием дейтериевой плазмы". Для этого были заменены полоидальные катушки и вакуумный сосуд. Строительство началось в ноябре 1989 года и было завершено в марте 1991 года. Операции начались в июле. 31 октября 1996 года JT 60U успешно достиг экстраполированной безубыточности с коэффициентом Q = 1,05 при значении 2,8. Иными словами, если бы однородное дейтериевое топливо теоретически было заменено на смесь дейтерия и трития в соотношении 1:1, реакция термоядерного синтеза произвела бы энергию, в 1,05 раза превышающую энергию, затраченную на запуск реакции. JT 60U не был оборудован для работы с тритием, поскольку это повлекло бы за собой значительные затраты и риски для безопасности. В феврале 1997 года началась модификация дивертора с открытого типа на полузамкнутую форму W для улучшения контроля над частицами и примесями, которая была завершена в мае. Эксперименты по моделированию выхлопа гелия в ITER были оперативно проведены с модифицированным дивертором с большим успехом. В 1998 году модификация позволила JT 60U достичь экстраполированного коэффициента усиления энергии термоядерного синтеза Q = 1,25 при значении 2,6. В декабре 1998 года была завершена модернизация вакуумной насосной системы, начатая в 1994 году. В частности, двенадцать турбомолекулярных насосов с масляными подшипниками и четыре роторных вакуумных насоса с масляным уплотнением были заменены на турбомолекулярные насосы с магнитной подвеской и сухие вакуумные насосы. Модификация сократила потребление жидкого азота 15-летней системой на две трети. В 2003 финансовом году продолжительность разряда плазмы JT 60U была успешно увеличена с 15 до 65. В 2005 году в вакуумный сосуд были установлены плитки из ферритной стали (ферромагнитного материала) для коррекции структуры магнитного поля и, следовательно, уменьшения потерь быстрых ионов. JAEA использовала новые детали в JT 60, улучшив его способность удерживать плазму в мощном тороидальном магнитном поле. В период с 2007 по 2008 год, для контроля давления плазмы в области пьедестала и оценки влияния топлива на самоорганизующуюся структуру плазмы, в JT 60U была установлена система инжекции сверхзвукового молекулярного пучка (SMBI). Проектирование системы осуществлялось в сотрудничестве между Cadarache, CEA и JAEA. JT 60U завершил свою работу 29 августа 2008 года.

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 является преемником JT 60U и функционирует как спутник ITER в рамках Соглашения о более широком подходе. Это полностью сверхпроводящий токамак с гибкими компонентами, которые можно регулировать для достижения оптимальных конфигураций плазмы и решения ключевых физических задач. Сборка началась в январе 2013 года и была завершена в марте 2020 года. После серьезного короткого замыкания во время комплексной наладки в марте 2021 года, потребовавшего продолжительного ремонта, он был введен в эксплуатацию 1 декабря 2023 года. Общая стоимость строительства оценивается примерно в , с поправкой на инфляцию. Масса JT 60SA составляет около , а его сверхпроводящая магнитная система включает 18 D-образных тороидальных катушек из ниобия и титана, центральный соленоид из ниобия-олова и 12 катушек для создания поля равновесия.

История

Идея создания усовершенствованного токамака, токамака, использующего сверхпроводящие катушки, восходит к началу 1960-х годов. Эта идея казалась весьма перспективной, но не была лишена проблем. Около января 1972 года инженеры JAERI начали работу по дальнейшему изучению этой идеи и поиску путей решения возникающих трудностей. Эта инициатива развивалась параллельно с разработкой JT 60, и к 1983–1984 году было решено, что она представляет собой отдельный экспериментальный реактор: FER (Экспериментальный реактор термоядерного синтеза). Однако модернизация JT 60U в 1991 году продемонстрировала значительную гибкость оборудования JT 60 и сборочной площадки, поэтому к январю 1993 года FER был определен как модификация JT 60U и переименован в JT 60SU (Super Upgrade). В январе 1996 года в журнале 16-й Международной конференции по криогенной инженерии и материалам была опубликована статья, подробно описывающая сверхпроводящие свойства композитной проволоки NbAl и технологию ее изготовления. Инженеры оценили возможность использования алюминида в 18 тороидальных катушках JT 60SU. Проекты и планы по модификации менялись в течение следующего десятилетия, пока в феврале 2007 года между Японией и Европейским сообществом по атомной энергии не было подписано Соглашение о комплексном подходе. В рамках этого соглашения программа "Спутниковый токамак" установила четкую цель для JT 60SA: служить уменьшенной копией ITER. Таким образом, JT 60SA мог бы предоставить инженерам опыт, необходимый для сборки и эксплуатации полномасштабного реактора в будущем. Планировалось, что JT 60 будет демонтирован, а затем модернизирован до JT 60SA путем добавления сверхпроводящих катушек из ниобия и титана к 2010 году. Предполагалось, что JT 60SA сможет работать с плазмой той же формы, что и ITER. Сборка вакуумного сосуда началась в мае 2014 года. Вакуумный сосуд изготавливался из десяти секторов с различными дугами (20°x1, 30°x2, 40°x7), которые должны были устанавливаться последовательно. 4 июня 2014 года были установлены два из десяти секторов. К ноябрю 2014 года было установлено семь секторов. К январю 2015 года было установлено девять секторов. Строительство должно было продолжаться до 2020 года, а запуск первой плазмы планировался на сентябрь 2020 года. Сборка была завершена 30 марта 2020 года, а в марте 2021 года было успешно достигнуто полное проектное значение тороидального поля с током 25,7 кА.

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.

Краткое замыкание

9 марта 2021 года при проведении теста на включение тока в катушку с равновесным полем №1 (EF1) ток в катушке быстро возрос, а затем внезапно упал до нуля. В течение последующих нескольких минут реактор был безопасно выключен, при этом давление в криостате возросло с 10е3 до 7000. Незамедлительно было начато расследование. Инцидент, получивший название "инцидент с питанием EF1", был вызван серьезным коротким замыканием из-за недостаточной изоляции выхода проводника линии обнаружения гашения. Образовавшаяся дуга повредила оболочку EF1, что привело к утечке гелия в криостат. В общей сложности потребовалось отремонтировать 90 мест и переподключить датчики машины. Однако сложная конструкция JT 60SA была выполнена с высокой точностью, что иногда ограничивало доступ к оборудованию. Риск дальнейшей задержки плазменных операций усугубил ситуацию. Команда JT 60SA была разочарована произошедшим, учитывая, насколько близок был запуск машины, но продолжила работу. Ремонт был завершен в мае 2023 года, после чего началась подготовка к эксплуатации.

Текущие операции

JT 60SA достиг первой плазмы 23 октября 2023 года, став крупнейшим в мире действующим сверхпроводящим токамаком на 2024 год.