Felles europeisk Torus - Joint European Torus

JETFLY
Felles europeisk Torus
JointEuropeanTorus external.jpg
JET i 1991
Enhetstype Tokamak
plassering Oxfordshire , Storbritannia
Tilhørighet Culham Center for Fusion Energy
Tekniske spesifikasjoner
Stor radius 2,96 m (9 fot 9 tommer)
Mindre radius 1,25 m (4 fot 1 in)
Plasmavolum 100  m 3
Magnetfelt 3,45 T (34 500 G) (toroidal)
Varmekraft 38  MW
Plasmastrøm 3.2  MA (sirkulær),
4.8  MA (D-form)
Historie
Driftsår 1984 - i dag

The Joint European Torus , eller JET , er et operativt magnetisk begrenset plasmafysikkeksperiment , lokalisert ved Culham Center for Fusion Energy i Oxfordshire , Storbritannia . Basert på en tokamak -design, er fusjonsforskningsanlegget et felles europeisk prosjekt med et hovedformål å åpne veien for fremtidig kjernefusjonsnett . På designstadiet var JET større enn noen slik maskin da den ble produsert.

JET ble bygget med håp om å nå vitenskapelig avbrudd der "fusjonsenergivinstfaktoren" eller Q = 1.0. Den begynte å operere i 1983 og brukte det meste av det neste tiåret på å øke ytelsen i en lang rekke eksperimenter og oppgraderinger. I 1991 ble de første eksperimentene inkludert tritium gjort, noe som gjorde JET til den første reaktoren i verden som kjørte på produksjonsdrivstoffet til en 50–50 blanding av tritium og deuterium . Det ble også besluttet å legge til en omvendt design til JET, som skjedde mellom 1991 og 1993. Ytelsen ble betydelig forbedret, og i 1997 satte JET rekorden for den nærmeste tilnærmingen til vitenskapelig breakeven, og nådde Q = 0,67 i 1997, og produserte 16 MW fusjonskraft mens du injiserer 24 MW termisk kraft for å varme opp drivstoffet.

Mellom 2009 og 2011 ble JET stengt for å gjenoppbygge mange av delene, for å vedta konsepter som ble brukt i utviklingen av ITER- prosjektet i Saint-Paul-lès-Durance , i Provence , Sør-Frankrike. I desember 2020 begynte en JET-oppgradering å bruke tritium som en del av sitt bidrag til ITER, og i juni 2021 vil det begynne å smelte et deuterium-tritium-drivstoff.

Historie

Bakgrunn

På begynnelsen av 1960 -tallet var fusjonsforskningsmiljøet i "doldrums". Mange i utgangspunktet lovende eksperimentelle stier hadde alle ikke klart å gi nyttige resultater, og de siste eksperimentene antydet at ytelsen ble stoppet ved Bohm -diffusjonsgrensen , langt under det som ville være nødvendig for en praktisk fusjonsgenerator.

I 1968 holdt Sovjet det periodiske møtet med fusjonsforskere i Novosibirsk , hvor de introduserte data fra deres T-3 tokamak. Dette representerte et dramatisk sprang i fusjonsytelse, minst 10 ganger det de beste maskinene i verden hadde produsert til det punktet. Resultatene var så gode at noen avviste dem som feilaktige målinger. For å motvirke dette inviterte sovjeterne et team fra Storbritannia til å teste maskinen sin uavhengig. Rapporten deres fra 1969 bekreftet de sovjetiske resultatene, noe som resulterte i en "sann storm" av tokamak -konstruksjon rundt om i verden.

Et sentralt problem i tokamak -design var at de ikke genererte nok elektrisk strøm i plasmaet til å gi nok oppvarming til å bringe drivstoffet til fusjonsforhold. Noen form for ekstern oppvarming ville være nødvendig. Det manglet ikke på ideer til dette, og på midten av 1970-tallet ble det bygget en serie maskiner rundt om i verden for å utforske disse konseptene. En av disse, Princeton Large Torus (PLT) demonstrerte at nøytral stråleinnsprøytning var et brukbart konsept, og brukte det til å nå rekordtemperaturer godt over 50 millioner K som er minimumet som trengs for en praktisk reaktor.

Med PLTs suksess syntes veien til vitenskapelig breakeven endelig mulig etter flere tiår med innsats. Vitenskapelig breakeven er punktet der effekten produsert av fusjonsreaksjonene er lik mengden kraft som injiseres for å varme plasmaet. Når breakeven er oppnådd, begynner selv små forbedringer fra det tidspunktet å raskt øke mengden nettoenergi som frigjøres. Team rundt om i verden begynte å planlegge en ny generasjon maskiner som kombinerer PLTs injeksjonsmaskiner med superledende magneter og vakuumbeholdere som kunne holde deuterium-tritium- drivstoff i stedet for testdrivstoffene som inneholder rent deuterium eller hydrogen som hadde vært brukt til det tidspunktet.

Europeisk design

Design av JET

I 1971 bestemte medlemslandene i European Atomic Energy Community (Euratom) seg for et robust fusjonsprogram og ga de nødvendige juridiske rammene for å utvikle en europeisk fusjonsenhet. I 1975 ble de første forslagene for JET -maskinen fullført. Detaljdesign tok tre år. På slutten av 1977, etter en lang debatt, ble Culham valgt som vertsside for det nye designet. Finansiering ble godkjent 1. april 1978 som "JET Joint Undertaking" juridiske enhet.

Reaktoren ble bygget på et nytt sted ved siden av Culham Center for Fusion Energy , Storbritannias fusjonsforskningslaboratorium som åpnet i 1965. Byggingen av bygningene ble utført av Tarmac Construction , som startet i 1978 med Torus Hall. Hallen ble ferdigstilt i januar 1982 og byggingen av selve JET -maskinen begynte umiddelbart etter at Torushallen var ferdig. Kostnaden var 198,8 millioner europeiske regningsenheter (forgjengeren til euroen) eller 438 millioner i 2014 amerikanske dollar.

JET var en av bare to tokamak -modeller designet for å fungere med en ekte deuterium - tritium -drivstoffblanding , den andre er den USA -bygde TFTR . Begge ble bygget med håp om å nå vitenskapelig breakeven der "fusjonsenergivinstfaktoren" eller Q = 1.0.

JET oppnådde sitt første plasma 25. juni 1983. Det ble offisielt åpnet 9. april 1984 av dronning Elizabeth II . November 1991 utførte JET verdens første deuterium-tritium-eksperiment. Dette slo USAs maskin, TFTR, med hele to år.

Oppgraderinger

Selv om det var veldig vellykket, klarte ikke JET og dets motstykke TFTR å nå vitenskapelig brudd. Dette skyldtes en rekke effekter som ikke hadde blitt sett i tidligere maskiner som opererte med lavere tetthet og trykk. Basert på disse resultatene, og en rekke fremskritt innen plasmaforming og omvendt design, dukket det opp et nytt tokamak -oppsett, noen ganger kjent som en "avansert tokamak". En avansert tokamak som er i stand til å nå vitenskapelig breakeven, må være veldig stor og veldig dyr, noe som førte til den internasjonale innsatsen ITER .

I 1991 ble de første eksperimentene inkludert tritium gjort, slik at JET kunne kjøre på produksjonsdrivstoffet til en 50–50 blanding av tritium og deuterium . Det ble også besluttet på dette tidspunktet å legge til en avledning, slik at avfallsmateriale kan fjernes fra plasmaet. Ytelsen ble betydelig forbedret, noe som gjorde at JET kunne sette mange rekorder når det gjelder innesperringstid, temperatur og fusjonert trippelprodukt . I 1997 satte JET rekorden for den nærmeste tilnærmingen til vitenskapelig breakeven, og nådde Q = 0,67 i 1997, og produserte 16 MW fusjonsenergi mens han injiserte 24 MW termisk kraft for å varme opp drivstoffet. Dette er også rekorden for størst fusjonskraft produsert.

I 1998 utviklet JETs ingeniører et fjernhåndteringssystem som det for første gang var mulig å bytte visse komponenter ut med kun kunstige hender. Et "Remote Handling" -system er generelt et viktig verktøy for ethvert senere fusjonskraftverk og spesielt for den internasjonale termonukleære eksperimentelle reaktoren (ITER) som utvikles i Saint-Paul-lès-Durance , i Provence , Sør-Frankrike. Dette fjernhåndteringssystemet skulle senere bli RACE (Remote Applications in Challengeing Miljøer) .

I 1999 ble den europeiske fusjonsutviklingsavtalen (EFDA) etablert med ansvar for fremtidig kollektiv bruk av JET.

ITER designarbeid

I oktober 2009 ble en 15 måneders nedleggelsesperiode startet for å gjenoppbygge mange deler av JET for å ta i bruk konsepter fra ITER-designen. Dette inkluderer å bytte karbonkomponenter i vakuumbeholderen med wolfram- og berylliumkomponenter .

I midten av mai 2011 nådde avslutningen. Den første eksperimentelle kampanjen etter installasjonen av "ITER-Like Wall" startet 2. september 2011.

14. juli 2014 signerte Europakommisjonen en kontrakt til en verdi av 283 millioner euro for ytterligere 5 års forlengelse, slik at mer avansert forskning på høyere energi kan utføres ved JET.

Etter Brexit

Brexit kastet planene for JET i tvil. Som en del av planen om å forlate EU, skulle Storbritannia forlate Euratom, som gir midler til JET. Samtaler om finansieringen etter 2018, da 5-årsplanen gikk ut, begynte og en ny avtale om å forlenge JETs drift til 2019 eller 2020 så ut til å være stort sett fullført. Disse samtalene ble satt på vent etter Brexit -kunngjøringen. Imidlertid signerte den britiske regjeringen og EU -kommisjonen i mars 2019 en kontraktforlengelse for JET. Dette garanterte JET -operasjoner til slutten av 2024 uavhengig av Brexit -situasjon. I desember 2020 begynte en JET-oppgradering å bruke tritium som en del av sitt bidrag til ITER, og i juni 2021 vil det begynne å smelte et deuterium-tritium-drivstoff.

Beskrivelse

Intern visning av JET tokamak overlagt med et bilde av et plasma tatt med et synlig spektrum videokamera.

JET har en stor radius på 3 meter, og det D-formede vakuumkammeret er 2,5 meter bredt og 4,2 meter høyt. Det totale plasmavolumet i det er 100 kubikkmeter, omtrent 100 ganger større enn den største maskinen i produksjon da JET -designen begynte.

JET var en av de første tokamakene som ble designet for å bruke et D-formet vakuumkammer. Dette ble opprinnelig betraktet som en måte å forbedre sikkerhetsfaktoren på, men under designet ble det også lagt merke til at dette ville gjøre det mye lettere å bygge systemet mekanisk, ettersom det reduserte nettokreftene over kammeret som prøver å tvinge torus mot midten av hovedaksen. Ideelt sett bør magnetene rundt kammeret være mer buet øverst og nederst og mindre på innsiden og utsiden for å støtte disse kreftene, noe som fører til noe som en oval form som D nærmer seg. Den flatere formen på innerkanten var også lettere å støtte på grunn av den større, flatere overflaten.

Mens de undersøkte stabiliteten til forskjellige plasmaformer på en datamaskin, la teamet merke til at ikke-sirkulære plasmaer ikke akkurat avbrøt den vertikale driften som de vridde feltene opprinnelig har blitt introdusert for å løse. Hvis plasmaet ble forskjøvet opp eller ned, ville det fortsette å reise i den retningen. Simuleringene viste imidlertid at drivhastigheten var lav nok til at den kunne motvirkes ved hjelp av ekstra magneter og et elektronisk tilbakemeldingssystem.

Det primære magnetfeltet i en tokamak leveres av en serie magneter som ringer vakuumkammeret. I JET er dette en serie med 32 kobbersårne magneter, hver med en vekt på 12 tonn. Totalt bærer de en strøm på 51 MA, og ettersom de måtte gjøre det i titalls sekunder, blir de vannkjølt. Under drift prøver spolen å ekspandere med en kraft på 6 MN , det er et nettfelt mot midten av hovedaksen på 20 MN, og en ytterligere vridningskraft fordi det poloidale feltet inne i plasmaet er i forskjellige retninger på topp og bunn. Alle disse kreftene bæres på den ytre strukturen.

Rundt hele enheten er den 2.600 tonn åtte-limte transformatoren som brukes til å indusere strøm inn i plasmaet. Hovedformålet med denne strømmen er å generere et poloidalt felt som blander seg med det som leveres av de toroidale magneter for å produsere det vridde feltet inne i plasmaet. Strømmen tjener også det sekundære formålet med å ionisere drivstoffet og gi litt oppvarming av plasmaet før andre systemer tar over.

Hovedkilden til oppvarming i JET er levert av to systemer, positiv ion nøytral stråleinjeksjon og ion cyklotron resonans oppvarming. Førstnevnte bruker små partikkelakseleratorer for å skyte drivstoffatomer inn i plasmaet, hvor kollisjoner får atomene til å ionisere og bli fanget med resten av drivstoffet. Disse kollisjonene deponerer akseleratorenes kinetiske energi i plasmaet. Ionsyklotronresonansoppvarming er i hovedsak plasmaekvivalenten til en mikrobølgeovn , og bruker radiobølger til å pumpe energi inn i ionene direkte ved å matche syklotronfrekvensen . JET ble designet slik at den opprinnelig skulle bygges med noen få megawatt fra begge kildene, og deretter senere utvides til så mye som 25 MW nøytrale bjelker og 15 MW syklotronoppvarming.

JETs effektbehov under plasmapulsen er rundt 500 MW med en topp på over 1000 MW. Fordi kraftuttaket fra hovednettet er begrenset til 575 MW, ble to store svinghjulsgeneratorer konstruert for å gi denne nødvendige kraften. Hvert 775 tonns svinghjul kan snurre opptil 225 rpm og lagre 3,75 GJ, omtrent like mye kinetisk energi som et tog som veier 5000 tonn og kjører i 140 kilometer i timen (87 mph). Hvert svinghjul bruker 8,8 MW til å spinne opp og kan generere 400 MW (kort).

Se også

Referanser

Bibliografi

Eksterne linker

Kilder

Koordinater : 51 ° 39′33 ″ N 1 ° 13′35 ″ W / 51,65917 ° N 1,22639 ° W / 51.65917; -1.22639