JT-60 (abreviatura de Japón Torus-60) es una gran investigación tokamak , el buque insignia de Japón 's de fusión magnética programa, ejecutado anteriormente por la Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) y actualmente a cargo de la Agencia de Energía Atómica de Japón ' s (JAEA) Instituto Naka Fusion en la prefectura de Ibaraki . [1] Es propiamente un tokamak avanzado , que incluye una sección transversal de plasma en forma de D y un control de retroalimentación activa.
Japón Torus-60 | |
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Tipo de dispositivo | Tokamak |
Localización | Prefectura de Ibaraki , Japón |
Afiliación | Agencia de Energía Atómica de Japón |
Especificaciones técnicas | |
Radio mayor | 3,4 m (11 pies) |
Radio menor | 1,0 m (3 pies 3 pulgadas) |
Volumen de plasma | 90 m 3 |
Campo magnético | 4 T (40.000 G) (toroidal) |
Historia | |
Año (s) de operación | 1985-2010 |
Sucesor | JT-60SA |
Dispositivos relacionados | TFTR |
Diseñado por primera vez en la década de 1970 como "Breakeven Plasma Test Facility" (BPTF), [2] el objetivo del sistema era alcanzar el punto de equilibrio , un objetivo también establecido para el TFTR de EE. UU. , El JET del Reino Unido y el T-15 soviético. El JT-60 comenzó a operar en 1985 y, al igual que el TFTR y el JET que comenzaron a operar poco antes, el JT-60 demostró un rendimiento muy por debajo de las predicciones.
Durante las siguientes dos décadas, JET y JT-60 lideraron el esfuerzo por recuperar el rendimiento que originalmente se esperaba de estas máquinas. JT-60 sufrió dos modificaciones importantes durante este tiempo, produciendo JT-60A, y luego JT-60U (para "actualización"). Estos cambios dieron como resultado mejoras significativas en el rendimiento del plasma. A partir de 2018 [actualizar], JT-60 ostenta actualmente el récord del 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 . [3] [4] 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. [5] En marzo de 2021, la JT60SA alcanzó con éxito su campo toroidal de diseño completo.
JT-60U (actualización)
Durante los experimentos con plasma de deuterio (combustible D – D) en 1998, se alcanzaron las condiciones del plasma que habrían alcanzado el punto de equilibrio, el punto donde la potencia producida por las reacciones de fusión es igual a la potencia suministrada para operar la máquina, si el combustible D – D fueron reemplazados por una mezcla 1: 1 de deuterio y tritio (combustible D – T). JT-60 no tiene las instalaciones para manejar tritio; solo el JET tokamak en el Reino Unido tiene tales instalaciones a partir de 2018. En terminología de fusión, JT-60 logró condiciones que en D – T habrían proporcionado un factor de ganancia de energía de fusión (la relación entre la potencia de fusión y la potencia de entrada) Q = 1,25 . [6] [7] [8] Una reacción de fusión nuclear autosostenible necesitaría un valor de Q mayor que 5. [3] [9] [10]
En 2005, se instalaron baldosas de acero ferrítico (ferromagnet) en el recipiente de vacío para corregir la estructura del campo magnético y, por tanto, reducir la pérdida de iones rápidos. [11] [12] El 9 de mayo de 2006, la JAEA anunció que el JT-60 había alcanzado un tiempo de duración de plasma de 28,6 segundos. [11] La JAEA utilizó piezas nuevas en el JT-60, habiendo mejorado su capacidad para retener el plasma en su poderoso campo magnético toroidal. El principal objetivo futuro del JT-60 es realizar una operación de estado estable de beta alta en el uso de acero ferrítico de radioactivación reducida en un régimen sin colisiones.
JT-60SA
Se planeó que el JT-60 se desmontara y luego se actualizara a JT-60SA agregando bobinas superconductoras de niobio-titanio para 2010. [3] [13] Se pretendía que el JT60SA pudiera funcionar con la misma forma de plasma que ITER . [13] : 3.1.3 El solenoide central fue diseñado para usar niobio-estaño (debido al campo más alto (9 T)). [13] : 3.3.1
La construcción del tokamak comenzó oficialmente en 2013, y debía continuar hasta 2020 con el primer plasma previsto para septiembre de 2020. [14] El montaje se completó en la primavera de 2020, [15] y en marzo de 2021 alcanzó su campo toroidal de diseño completo. exitosamente, con una corriente de 25.7kA. [dieciséis]
Referencias
- ^ [1]
- ^ Arnoux, Robert (31 de mayo de 2011). "Dar el gran salto" . ITER Newsline .
- ^ a b c "PÁGINA DE INICIO JT-60" . Organismo de Energía Atómica de Japón . Consultado el 25 de abril de 2021 .
- ^ JT-60 Operational History and the Progress of Plasma Performance Archivado el 23 de febrero de 2016 en la Wayback Machine.
- ^ https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?5017810&language=1
- ^ "JT-60U alcanza 1,25 de ganancia de potencia de fusión equivalente" . 7 de agosto de 1998. Archivado desde el original el 6 de enero de 2013 . Consultado el 5 de diciembre de 2016 .
- ^ Daniel Clery. Un pedazo de sol: la búsqueda de la energía de fusión
- ^ EXPERIMENTOS DE ALTO RENDIMIENTO EN DESCARGAS DE CORTE INVERTIDA JT-60U
- ^ "Plan de cinco años del programa de investigación NSTX para 2009-2013" (PDF) . Sitio web del Experimento Nacional del Toro Esférico . pag. 24 . Consultado el 5 de diciembre de 2015 .
- ^ Wesson, John (noviembre de 1999). "La ciencia de JET" (PDF) . EUROfusion . Consultado el 5 de diciembre de 2015 .
- ^ a b "Logro de un mantenimiento prolongado de un plasma de alta presión y alta confinamiento en JT-60 - Un gran paso hacia la combustión prolongada en ITER con el uso de acero ferrítico -" (Comunicado de prensa). Organismo de Energía Atómica de Japón . 9 de mayo de 2006 . Consultado el 5 de diciembre de 2016 .
- ^ diagramas de ferromagnet
- ^ a b c "Informe anual JAEA 2006-2007" . Archivado desde el original el 6 de enero de 2013 . Consultado el 16 de febrero de 2016 .
3.1.3 Parámetros de la máquina: En la Fig. I.3.1-1 se muestra una vista panorámica del JT-60SA. Los parámetros típicos de JT-60SA se muestran en la Tabla I.3.1-1. La corriente de plasma máxima es de 5,5 MA con una relación de aspecto de plasma 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 superior plana de 100 s 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 enfriado 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 JT-60SA en la sección 3 - ^ "Introducción al proyecto JT-60SA" . Organismo de Energía Atómica de Japón . Consultado el 6 de marzo de 2018 .
- ^ "JT-60SA: ¡Se completó el tokamak superconductor más grande del mundo!" . Boletín 113. Institutos Nacionales de Ciencia y Tecnología Cuántica y Radiológica. Abril de 2020.
- ^ "02.03.2021 - JT-60SA alcanza con éxito su campo toroidal de diseño completo - JT-60SA" . Consultado el 19 de marzo de 2021 .
enlaces externos
- Sitio web oficial del JT-60
- Sitio web oficial del JT-60SA
- Diagrama y parámetros JT-60
- JAERI (inglés)
- Registro de plasma recién logrado de JT-60 (japonés)
- Producto triple de fusión más alto del mundo marcado en plasmas de modo H de alta βp - agosto de 1996 1,5 * 10 21 m −3 s keV