Joint European Torus

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Joint European Torus
( JET )
Загальні відомості
Область дослідження Термоядерний синтез
Тип Токамак
Країна Європейський Союз Європейський Союз
Місто Великобританія Калем
Запуск 1983
Технічні характеристики
Тороїдальне магнітне поле 3,45 
Q 0,64
Потужність 16 МВт
Нагрів 38 МВт
Плазма
Зовнішній радіус 2,96 м
Внутрішній радіус 1,25 / 2,10 м
Струм плазми 4,8 МА
Об'єм плазми 100 м3
Інше
Веб-сторінка http://www.jet.efda.org


Joint European Torus (JET) — найбільший найпотужніший у світі діючий експериментальний токамак для дослідження процесів керованого термоядерного синтезу з утриманням плазми магнітним полем. Реактор JET розташовано у науковому центрі «Калемський центр термоядерної енергії» (англ. Culham Centre for Fusion Energy), який знаходиться у містечку Калем (Оксфордшир, Великобританія).

Проект JET було ухвалено в 1974 році, він розпочав свою роботу у 1983, і досяг своїх запланованих цілей за графіком у 1990 році.

На сьогоднішній день це єдиний механізм, що може працювати зі сумішшю дейтерій-тритій — пальним для майбутніх комерційних реакторів. JET було розроблено для вивчення поведінки плазми в умовах наближених до необхідних для термоядерного реактора майбутнього. Зараз, основним завданням JET є допомога у конструюванні та забезпеченні працездатності ITER, виступаючи у якості тестового стенду для технологій ITER та сценаріїв поведінки плазми. Дослідницький реактор JET став основним європейським кроком до термоядерної енергетики майбутнього, передуючи міжнародним проектам ITER та DEMO.

JET є спільним європейським підприємством і спільно використовується більш ніж 40 лабораторіями Асоціацій Євратом. EFDA (англ. European Fusion Development Agreement) надає робочу платформу для ефективного та ціленаправленого використання JET. В результаті більш ніж 350 вчених та інженерів зі всієї Європи зараз роблять свій внесок у програму JET.

Технічні характеристики[ред.ред. код]

В ядрі механізму знаходиться вакуумна камера, де утримується термоядерна плазма за допомогою сильного магнітного поля і струмів плазми (до 4 тесла і 5 мегаампер). Дивертор на дні вакуумної камери дозволяє парі та газу контрольовано виходити.

Це єдиний у світі токамак, що працює на тритієвому паливі, радіоактивному ізотопі водню, що складається з протону та двох нейтронів, і дейтерію, ізотопу водню, який складається з одного протону та одного нейтрону. Злиття цих двох форм водню виробляє величезну кількість енергії.

Після модернізації, яка тривала з 2009 до 2011 року, перша стінка вакуумної камери виготовлена з берилію та вольфраму, що відображає вибір матеріалів для ITER. Берилій, з якого виготовлене нове покриття, повинен краще витримувати екстремальні умови самопідтримуваної реакції синтезу ніж композитні карбонові плитки, що використовувались до того часу. Берилієва плитка також дозволить проводити експерименти з лазерним термоядерним синтезом, які сьогодні доступні тільки в американському центрі National Ignition Facility. [1]

Досягнення[ред.ред. код]

У 1997 році під час експерименту з реакцією D-T було встановлено світовий рекорд потужності керованого термоядерного синтезу. 31 жовтня під час розряду №42976 було досягнуто максимальної термоядерної потужності, що склала 16,1 МВт, а потужність більш ніж 10 МВт вдалось підтримати впродовж більше 0,5 сек.[2] Параметр Q, тобто співвідношення вихідної енергії до енергії, витраченої на розігрів, склав близько 0,7. Але слід зазначити, що цей параметр не враховує інші затрати енергії, зокрема дуже значні затрати на утримання плазми.

5 листопада 1997 року під час розряду №42982 було досягнуто рекордної енергії у 21,7 млн. джоулів. [2]

Впродовж більшої частини 2004 року реактор був зупинений для проведення базових вдосконалень для збільшення загальної потужності нагріву до більш ніж 40 МВт. Це дало можливість проводити подальші дослідження, що стосувалися розробки ITER.

В кінці вересня 2006 року розпочалася експериментальна кампанія C16, метою якої було дослідити сценарії роботи подібні ITER.

З жовтня 2009 по травень 2011 року відбувалась модернізація реактора, під час якої спеціалісти замінили близько 86 тисяч компонентів установки. В ході модернізації було проведено заміну матеріалів облицювання внутрішньої поверхні робочої камери реактора, що дало змогу підняти температуру плазми всередині реактора до більш високого значення. Також були встановлені додаткові системи діагностики та керування. Ще одним ключовим моментом проведеної модернізації стало 50-відсоткове збільшення потужності системи нагріву плазми. Таке підвищення потужності та використання високотемпературних вольфрамових щитів дасть змогу підняти температуру плазми до позначки, досягнення якої вимагають специфікації проекту ITER.

2 вересня 2011 року розпочалася перша експериментальна кампанія після відновлення роботи реактора. [3] Під час цієї кампанії вчені отримали плазму, яка утримувалась 15 секунд. [4]

Співпраця[ред.ред. код]

Починаючи з 2007 року проект Joint European Torus розпочав співпрацю із проектом КТМ (Казахстанського Токамака Матеріалознавчого). Співпраця намітилась у результаті спільних візитів фахівців та керівників обох проектів, які були організовані за підтримки CNCP. У результаті перемовин було намічено шляхи співпраці, серед результатів яких: подорож керівників проекту КТМ в Великобританію на установки JET та MAST у 2008 році, тематичні курси вивчення англійської мови групи спеціалістів КТМ, проведення семінару МАГАТЕ з питань токамаків у Курчатові в вересні 2009 року. Крім цього, між КТМ та JET ведуть переговори про участь експертів JET у пробному пуску КТМ в 2011 році.[5]

Співпрацю із проектом JET була налагоджена також і українськими вченими. [6] В період з 2007 по 2010 рік фахівці із Національного університету «Львівська політехніка» розробили магнітовимірювальну апаратуру для реактора JET в рамках проекту УНТЦ. [7]

Джерела[ред.ред. код]

Примітки[ред.ред. код]

Див. також[ред.ред. код]