Fusion nucléaire et Z-machine : compétition sur la striction axiale

[XK150]

J'ai une autre question, un peu marginale : pourquoi la France a abandonné la recherche concernant les centrales de 4e génération (ASTRID) ?

C'est hors sujet pour Geb ...
Mais les commentaires nombreux à l'époque , sont déjà de l'histoire ancienne .... Ici , par exemple :
https://forums.futura-sciences.com/c...eration-2.html
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[Geb]

Bonjour,

Rappelons, tout de même, qu'il y a 23 ans, 3 Tokamaks, dont le JET, ont réussi à allumer une réaction de fusion thermonucléaire D-T, certes déficitaire (65 % de rendement énergétique entre l'allumage et l'énergie délivrée). Mais 80% de l'énergie délivrée sont emportés par les neutrons de fusion, dont l'énergie moyenne est de 14,4 Mev, ce qui leur permettrait aisément d'entretenir la fission de masses non critiques de Thorium ou d'U238, libérant , à chaque fission 200 Mev. Ainsi: 0,8x0,65x14= 7 fois l'énergie investie pour allumer (200/14,4 = environ 14).

Même si j'avais mentionné les concepts hybrides fusion-fission auparavant, je rappelle que je ne souhaite pas aborder le sujet dans cette discussion.

J'ai une autre question, un peu marginale : pourquoi la France a abandonné la recherche concernant les centrales de 4e génération (ASTRID) ?

Puisque ça n'a rien de commun avec la fusion nucléaire ou la méthode de la striction axiale, je me permets de te suggérer de créer une autre discussion.

En cherchant des vidéos d'un bon niveau à propos de la Z-Machine, j'ai trouvé le site internet du Krell Institute, qui depuis 1997 soutient le Département de l'énergie des États-Unis à travers le financement d'une bourse d'études supérieures (Stewardship Science Graduate Fellowship).

Depuis 2007, l'Administration nationale de sécurité nucléaire (National Nuclear Security Administration), une agence fédérale des États-Unis créée en 2000 (pour "protéger la sécurité nationale grâce à l'application militaire de la science nucléaire"), organise chaque année, en partenariat avec le Krell Institute, une série de conférences pour ceux qui bénéficient de cette bourse d'études. En général, les vidéos des présentations (disponibles depuis 2010 seulement) durent 30 à 40 minutes environ, et celles concernant les travaux sur la Z-Machine sont reprises ci-dessous :

- High Energy Density Physics Research at Sandia National Laboratories (PDF uniquement, Ramon Leeper, 14 juillet 2009)
- Science Life at Sandia National Laboratories' Z Pulsed Power Facility (Mike Lopez, 21 juin 2010)
- Plasma Formation and the Correlation with Current Loss in Post-Hole Convolutes (Matthew Gomez, 21 juillet 2011)
- High Energy Density Physics Research at Sandia National Laboratories (Ramon Leeper, 27 juillet 2012)
- High Energy Density Science on the Z Facility at Sandia National Laboratories (Matthew Gomez, 25 juin 2013)
- Magnetized Liner Inertial Fusion and Cylindrical Dynamic Materials Properties Experiments on the Z Pulsed-Power Accelerator (Ryan McBride, 25 juin 2013)
- Experimental Verification of the Magnetized Liner Inertial Fusion (MagLIF) Concept (Matthew Gomez, 25 juin 2014)
- Magnetic Direct Drive Magneto-Inertial Fusion Efforts on the Z Machine (Matthew Gomez, 22 juin 2017)
- Exploring the Interplay Between Theory and Experiment in the Study of Materials Under Extreme Conditions (Luke Shulenburger, 20 juin 2018)

La présentation qui m'a semblé la plus intéressante est celle du 22 juin 2017 par Matthew Gomez, qui concerne la "fusion inertielle par ligne magnétisée" ("Magnetized Liner Inertial Fusion" ou MagLIF), un concept en trois étapes proposé en 2009 par Stephen Slutz, physicien de Sandia, pour améliorer les réactions de fusion au sein de la ZR-Machine et qui a commencé à être expérimenté en novembre 2013. Ce succès relatif lui avait valu un certain écho dans Nature News :

- Triple-threat method sparks hope for fusion (30 décembre 2013)

Tout cela devrait encore être grandement amélioré par un concept amélioré appelé AutoMag pour "Auto-Magnetizing liner"(Awe et al., 2016).

Des résultats de tests de l'AutoMag sur l'installation MYKONOS (performances maximales : 600 kiloampères en 125 nanosecondes) des laboratoires Sandia ont été publiés (Shipley et al., 2018). Avec seulement ~350 kA et des AutoMag au design assez "agressifs" (avec un angle de seulement ~12,5° par rapport à l'horizontale), ils montrent des champs magnétiques développés de 72, 81 et 92 Teslas respectivement. Puisque des champs magnétiques de 30 à 50 Teslas sont toujours considérés comme optimaux pour l'utilisation dans le cadre de la fusion nucléaire, ils doivent encore investiguer comment s'assurer que les champs magnétiques obtenus soient plus ou moins similaires à chaque tirs (et dans la fourchette de 30 à 50 Teslas).

L'AutoMag a ensuite été testé sur la Z-Machine. On a obtenu des champs magnétiques allant jusqu'à 152 Teslas ! Ces résultats ont été publiés en mai de l'année dernière (Shipley et al., 2019). C'est beaucoup plus qu'il n'en faut pour la fusion, mais l'utilisation de champs à 200 Teslas dès le départ du tir pourrait être intéressant pour mieux simuler (et donc potentiellement mieux comprendre) certains phénomènes astrophysiques.

En diapositive n° 6, on a un graphique représentant le programme pour l'année 2017. Matthew Gomez précise qu'il y a entre 160 et 200 "tirs" de Z Machine par an. Par un calcul de coin de table, on peut en déduire que chaque année, entre ~60 à ~70 tirs sont consacrés à l’étude de la fusion nucléaire par confinement inertiel avec la Z Machine, qu’on est capable d’opérer (de "tirer") une seule fois sur la journée. Aussi, outre la fusion nucléaire, on y étudie principalement la physique du comportement dynamique des matériaux (Dynamic Material Physics), la physique de la matière à haute densité d'énergie (High Energy Density Physics, en particulier les effets des rayonnements), et de manière plus anecdotique, la science fondamentale (par exemple, la compréhension de certains phénomènes astrophysiques).

Enfin, à la 49e et dernière diapositive, on trouve une sorte d'agenda préliminaire qui concerne le calendrier pour le projet Z 300, qui avec ses 35 mètres de diamètre pourrait être installée directement dans les locaux de Sandia en lieu et place de la ZR Machine (33 mètres de diamètre) :

• Design for a roughly 50 MA driver that would fit in the footprint of the existing facility
• 2017-2020: Demonstrate understanding and further improvement of ICF concept
• Early 2020s: Develop a reasonable path forward to 1-10 MJ on next facility
• Late 2020s: Detailed design of a new machine
• Circa 2030: Construction of new machine

Cordialement.

[invitedd63ac7a]

Désolé pour le hors sujet, @GEB.
Merci pour le lien @XK150

[Geb]

Bonjour,

Désolé pour le hors sujet, @GEB.
Merci pour le lien @XK150

Il n'y a pas de quoi s'excuser. Je te souhaite bien du courage pour explorer ce sujet tout aussi passionnant !

J'aimerais revenir sur la MagLIF mentionné auparavant dans cette discussion. La publication qui signe l'acte de naissance du concept de MagLIF pour la communauté scientifique est la suivante :

Pulsed-power-driven cylindrical liner implosions of laser preheated fuel magnetized with an axial field (Slutz et al., 2010)

Deux ans plus tard, Stephen Slutz, l'inventeur du concept de MagLIF, ainsi que son collègue Roger Vesey publient des simulations numériques qui essayent d'estimer le gain de fusion de dispositifs expérimentaux à striction axiale capables d'atteindre les 60 millions et 70 millions d'ampères. Ils notent à cette occasion que le gain devient absolument faramineux si on ajoute une couche de glace de deutérium-tritium à une "température cryogénique" ("[...] with the addition of a cryogenic layer of deuterium-tritium") :

High-Gain Magnetized Inertial Fusion (Slutz & Vesey, 2012)

Dans une publication un peu plus élaborée présentée la même année, on fait l'hypothèse que cette technique pourrait permettre d'atteindre une énergie de fusion de 100 kJ avec la Z Machine, ce qui correspondrait à un gain du combustible ("fuel gain") supérieur à 1 (on appelle aussi ça le "scientific breakeven") :

- Magnetically Driven Implosions for Inertial Confinement Fusion at Sandia National Laboratories (Cuneo et al., 2012)

Integrated MagLIF target designs predict that DT fusion yields of order 100 kJ may be possible on Z at peak drive currents of about 27 MA, reaching fuel pressures of a few GBar. This yield would represent scientific breakeven where the fusion energy output (E_fusion) equals the energy invested in heating the fuel (E_fuel).

Cet objectif de ~100 kJ d'énergie de fusion produite en équivalent deutérium-tritium est effectivement la principale préoccupation des présentations récentes à des conférences effectuées par des employés des laboratoires Sandia. Dans l'une de ces présentations, on déniche même une date probable (à quelques mois près) pour cet objectif : septembre 2020.

- Electromagnet Designs on Low-Inductance Power Flow Platforms for the Magnetized Liner Inertial Fusion (MagLIF) Concept at Sandia's Z Facility (voir la diapositive n° 16 de la présentation)

Il y a fort à parier que la crise du coronavirus devrait retarder d'un an ou deux l'objectif annoncé de septembre 2020. Et puisqu'à Sandia, ils mettent entre 6 mois et un an pour publier leurs résultats, rendez-vous en septembre 2023 !

En 2016, une autre publication reprend les calculs avec les nouveaux concepts de centrale à fusion, Z 300 (48 millions d'ampères) et Z 800 (65 millions d'ampères). L'énergie dégagée par l'implosion de bille contenant un mélange gazeux de deutérium et de tritium est estimée à 18 MJ pour la Z 300 et à 440 MJ pour la Z 800. Cependant, si on ajoute la fameuse couche de glace de deutérium-tritium à l'intérieur du "liner", on obtient, dans le cas de la Z 800, une énergie dégagée de 7 GJ !

Scaling magnetized liner inertial fusion on Z and future pulsed-power accelerators (Slutz et al., 2016)

The Z300 design would provide 48 MA to a MagLIF load, while Z800 would provide 65 MA. Parameterized Thevenin-equivalent circuits were used to drive a series of 1D and 2D numerical MagLIF simulations with currents ranging from what Z can deliver now to what could be achieved by these conceptual future pulsed-power accelerators. 2D simulations of simple MagLIF targets containing just gaseous DT have yields of 18 MJ for Z300 and 440 MJ for Z800. The 2D simulated yield for Z800 is increased to 7 GJ by adding a layer of frozen DT ice to the inside of the liner.

Évidemment, des simulations numériques en 2D ne veulent rien dire de concret quant à la confrontation à la réalité (surtout pour une technique qui n'a pas encore atteint un "gain du combustible" supérieur à l'unité) et les auteurs de la publication en sont bien conscients :

[...] The 2D simulations presented in this paper capture most of the physics important to MagLIF implosions. However, comparison of experiment with 2D and 3D simulations [9] indicates that the magneto-Rayleigh-Taylor MRT instability cannot be modeled adequately in 2D. Furthermore, we have not attempted to simulate the complex process of liner (or electrode) material mixing into the fuel. Both of these effects will tend to degrade yields. Consequently, the simulations presented here are an estimate of what might be possible if these two effects can be controlled. Indeed, this may be possible since as discussed previously experiments [9] indicate that thick liners with AR=6 should be robust to MRT. In addition, a layer of DT ice on the inside of the liner should help mitigate radiative losses due to mix. The simulations presented here can be thought of as “clean 1D or 2D simulations” and probably represent an upper bound on MagLIF performance. [...]

L'incertitude la plus évidente dans les simulations numériques semble être l'instabilité de Rayleigh-Taylor magnétique ("magneto-Rayleigh-Taylor instability" ou "MRTI"). J'ignore quand ce problème particulier est apparu, mais Paul Schmit des laboratoires Sandia semble avoir trouvé une solution, baptisé "Solid Liner Dynamic Screw Pinch" (SLDSP), susceptible de réduire ces instabilités d'un facteur 10 à 100 en ajoutant un objet spécialement conçu autour de la chambre de réaction. Paul Schmit a présenté le concept lors d'une conférence en novembre 2016 :

- Controlling Rayleigh-Taylor instabilities in solid liner implosions with rotating magnetic fields (Paul Schmit, 1er novembre 2016)

Une publication scientifique est parue dans Physical Review Letters quelques jours après cette conférence :

- Controlling Rayleigh-Taylor instabilities in magnetically driven solid metal shells by means of a dynamic screw pinch (Schmit et al., 2016)

Aujourd'hui, l'enjeu est apparemment de combiner toutes les nouvelles innovations de ces 5 dernières années en un seul tir pour étudier la fusion. Paul Schmit et ses collègues essayent par exemple de combiner le dispositif "AutoMag" que j'ai déjà mentionné dans cette discussion avec le nouveau SLDSP, comme le prouve au moins un papier publié l'année dernière :

Design of dynamic screw pinch experiments for magnetized liner inertial fusion (Shipley et al., 2019)

Quoi qu'il en soit, avec une énergie produite de ~7GJ et une énergie stockée de 141 MJ, j'imagine que les concepteurs de la Z 800 feraient bien de réfléchir à une façon de produire de l'énergie électrique avec ce dispositif parce que si le gain se confirmait (même si c'est très peu probable, il faut bien l'avouer), un gain de fusion de 50 (7000 MJ pour 141 MJ) en ferait sans doute une véritable centrale électrique de grande puissance tout à fait viable économiquement, si on trouvait un moyen de répéter l'opération suffisamment vite d'une part, et de transformer l'énergie produite à chaque tir en électricité d'autre part.

Cordialement.

[Kiraxel]

Bonjour,

Désolé de poser une question peut être un peu hors sujet ou un peu naïve, mais vous avez l'air vachement bien renseigné sur le domaine.
Dans le cadre de la fusion nucléaire par confinement magnétique, à l'heure actuelle, le break-even n'a toujours pas été atteint n'est-ce pas ?

Est ce que vous connaîtriez le record du monde de rendement énergétique pour un rush d'expérience de fusion par confinement magnétique ?

[XK150]

Bonjour ,

Juste en passant ...
Non , le " break even " n'est pas atteint .
Le record est toujours tenu ( à ma connaissance ) par le JET ( GB ) avec un Q = 0.64 , 16 MW de puissance de fusion pendant 1 s , avec 25 MW de chauffage en D - T ( deutérium - tritium ).
C'est important de le préciser , car beaucoup de machines fonctionnent en, D-D , moins performant , aucune chance de break even ( mais qui ne rend pas les structures de la machine radioactives car cette réaction ne produit pas de neutrons ).

Peut être pour ITER , où l'on espère 400 MW de fusion avec 40 MW de chauffage ( Q = 10 ) pendant 400 s , quand on sera en D - T à partir de 2035 ( prévisions ...) .

[Kiraxel]

2035... juste pour la preuve de faisabilité...

J'ai toujours eu d'immenses espoirs dans la fusion nucléaire, depuis que je suis tout petit, mais c'est tellement long...

Quand je vois que la suprématie quantique a été atteinte, et l'idée de faire un ordinateur quantique universel ne semble plus de l'ordre de l'utopie (même si cela reste encore très très très dur) alors que la science de l'information quantique n'est pas si vieille, tandis que la fusion nucléaire j'en entend parler depuis que j'ai 8-9 ans... et on est pas prêt d'avoir des centrales dans chaque pays.


C'est loong...

[XK150]

J'ai toujours eu d'immenses espoirs dans la fusion nucléaire, depuis que je suis tout petit, mais c'est tellement long...

Il ne faut pas dire cela : il a fallu 100 ans pour avoir des panneaux solaires , des piles à combustible ou des avions ligne corrects .
Là , on est au niveau 1930 - 1940 ....

[Geb]

Bonsoir,

Désolé de poser une question peut être un peu hors sujet ou un peu naïve, mais vous avez l'air vachement bien renseigné sur le domaine.

Je tiens à préciser que tout ce que je fais, c'est trouver et parcourir en diagonale les publications des laboratoires qui ont l'avantage d'être disponibles gratuitement à la lecture. C'est quelque chose que tout le monde peut faire et que plusieurs personnes sur Futura font régulièrement à propos de beaucoup de sujets très différents.

Cela dit, je ne fais que reproduire ici les choses que je lis qui me paraissent importantes, parmi une grande quantité d'informations peut-être importantes, mais qui m'échappent complètement (je n'ai malheureusement pas du tout le niveau en maths requis pour comprendre tout ça de façon détaillée).

Dans le cadre de la fusion nucléaire par confinement magnétique, à l'heure actuelle, le break-even n'a toujours pas été atteint n'est-ce pas ?

Apparemment, d'après Park (2017), il y aurait au moins 2 types de "breakeven" :

1) Le "breakeven scientifique" ("scientific breakeven") qu'on atteint lorsque le "gain du combustible" ("fuel gain") est supérieur à 1 (c'est-à-dire lorsqu'on parvient à générer autant d'énergie grâce à des réactions de fusion nucléaire, que d'énergie qui atteint effectivement la cible à imploser). Pour prendre l'exemple de la Z Machine, le "breakeven scientifique" serait atteint si on parvenait à dégager ~100 kJ avec des réactions de fusion.

2) Le "breakeven électrique" ("electrical breakeven") qu'on atteint lorsque le "gain de fusion" ("fusion gain") est supérieur à 1 (c'est-à-dire lorsqu'on parvient à générer autant d'énergie grâce à des réactions de fusion nucléaire, que le total de l'énergie dépensée pour atteindre les conditions de fusion). Avec l'exemple de la Z Machine, on apprend que les scientifiques de Sandia doivent stocker jusqu'à 22 MJ dans ses condensateurs avant chaque tir. Donc, l'objectif (pas encore atteint) de ~100 kJ produit par des réactions de fusion nucléaire correspond (au maximum) a un gain de fusion de 0,1 sur 22, soit environ 4 pour mille (autrement dit pratiquement rien du tout).

Est ce que vous connaîtriez le record du monde de rendement énergétique pour un rush d'expérience de fusion par confinement magnétique ?

Je remercie XK150 d'avoir déjà répondu à cette question.

Ce serait intéressant d'essayer de trouver une comparaison des trois méthodes (tokamak avec ITER, laser avec NIF ou Laser Mégajoule et striction axiale avec la Z-Machine) en fonction de leurs "critères de Lawson" respectifs. Je vais essayer de dénicher ça.

Cordialement.

[XK150]

re ,

La fusion laser est particulièrement inefficace , d'ailleurs , ce n'est pas le but premier recherché .
Le record du NIF est de 14 kJ de fusion avec une énergie laser fournit de 1.8 MJ , soit un facteur Q calculé de façon classique de 0.0077 .
Il existe une autre formulation de Q pour rendre les choses plus présentables ...

[Geb]

Bonjour,

J'ai enfin trouvé une comparaison tokamak / laser / striction axiale, plus ou moins en termes de critères de Lawson dans une présentation d'un employé des laboratoires Sandia datée de 2018 (voir diapositive n° 7) :

ITER

Density: 1 × 10¹⁴ cm^-3
Volume: 8 × 10⁸ cm³
Duration: 300 – 500 s
Magnetic field: 100 kG

MagLIF stagnation

Density: 1 × 10²³ cm^-3
Volume: 8 × 10^-5 cm³
Duration: 1 – 2 × 10^-9 s
Magnetic field: 50 – 100 MG

NIF hohlraum

Density: 2 – 20 × 10²⁵ cm^-3
Volume: 6 × 10^-8 cm³
Duration: 5 – 10 × 10^-11 s
Magnetic field: 0 kG

Je ne savais pas comment faire des tableaux donc j'ai dû faire une sorte de liste.

Malheureusement, la température des ions, qui fait pourtant partie des critères de Lawson, n'y figure pas (cela dit ça ne doit pas être trop difficile à trouver). Aussi, à ma connaissance, le "champ magnétique" ("magnetic field") ne fait pas partie des critères de Lawson. J'imagine qu'on l'a mis dans la liste parce que la striction axiale l'emportait sur les autres méthodes...

Je trouve ce genre de comparaison assez intéressante. Cela dit, j'ignore d'où sortent exactement ces chiffres et à quel point ils ont pu changer dans les derniers résultats de ces trois méthodes depuis 2018. Surtout qu'étant donné que cette comparaison est faite par un employé des labos Sandia, il est possible qu'on ne prenne pas les résultats les plus favorables des méthodes concurrentes. Évidemment, ITER n'est pas encore opérationnel donc certains de ces chiffres sont peut-être issus de résultats d'autres tokamaks.

Dans une autre présentation également datée de 2018, on trouve une autre information intéressante (voir diapositive n°35) : les meilleurs résultats obtenus en avril et en août 2018 avec la Z-machine (avec deux séries de paramètres différents) font état d'une production de ~2,4 kJ d'énergie de fusion en équivalent D-T.

Le record du NIF est de 14 kJ de fusion avec une énergie laser fournit de 1.8 MJ , soit un facteur Q calculé de façon classique de 0.0077 .
Il existe une autre formulation de Q pour rendre les choses plus présentables ...

Apparemment, dans la publication concernant le NIF déjà mentionnée dans cette discussion au message #15 (Hurricane et al., 2014), en même temps que les auteurs annoncent un "gain du combustible supérieur à l'unité", ils annoncent une énergie de fusion obtenue d'environ 17 kJ, comme on peut le lire dans un autre article paru dans la même édition de la revue Nature (Herrmann, 2014) :

[…] The best high-foot experiment produced 17 kJ of fusion yield, which is greater than the energy invested in the fusion fuel during the implosion, and has Pτ larger than 50% of what is needed for ignition. […]

Dans une autre présentation PowerPoint d'un employé des laboratoires Sandia datée de 2014 (voir diapositive n° 9), j'ai trouvé ça à propos du NIF :

• Initial stored energy 422 MJ
• 192 frequency-tripled laser beams 1.9 MJ
• Hohlraum radiates soft x-rays 1.6 MJ
• Capsule absorbs 150 kJ
• Fuel absorbs 10 kJ

• 0.002% efficient

Note that DPSS lasers are more efficient
Order of 10% as opposed to 1%

Le caveat au bas de cette diapositive sur les lasers à solides pompés par diode (Diode-Pumped Solid-State lasers) me laisse perplexe parce que je n'ai pas trouvé de laser de ce type capable de développer une puissance instantanée vraiment utile pour la fusion (a priori de l'ordre du pétawatt).

En tenant évidemment compte du fait que le NIF n'est pas optimisé pour l'efficacité énergétique, grâce aux données rapportées ci-dessus, on peut essayer de comparer le NIF et la striction axiale sur la même base, partant du fait que la Z-machine aurait obtenu 2,4 kJ d'énergie de fusion en 2018. Pour l'instant on a donc :

- NIF : 422 MJ stockés au départ pour 17 kJ produits à l'arrivée (soit un gain de fusion de 0,004 %),
- Z-Machine : 22 MJ stockés au départ pour 2,4 kJ produits à l'arrivée (soit un gain de fusion de 0,01 %).

Cela peut paraître extrêmement modeste comparé aux 64% obtenus avec les tokamaks, mais maintenant, je m'interroge sur ce qui est pris en compte dans l'annonce du record de "gain" obtenu par le tokamak JET en 1997 : était-ce un "gain de fusion" ("fusion gain") ou un "gain du combustible" ("fuel gain") ?

Cela me semble une question d'autant plus importante que dans une conférence sur la fusion nucléaire datée de 2017, on compare les 65% des tokamaks avec le NIF en prenant (à 29′01″ dans la vidéo) les valeurs de ~17 kJ de fusion et ~150 kJ d'énergie injectée (soit un gain de plus de 10% pour le NIF) ! Du coup, je m'interroge vraiment sur les 64 ou 65% qu'on attribue aux tokamaks.

Cordialement.

[XK150]

Re ,

Pour les tokamaks , le calcul est simple et sans ambiguïté :

Supposons un hypothétique réacteur tokamak fonctionnant à 20 MW avec une puissance de chauffe injectée de 10 MW : le facteur Q = 20 / 10 = 2
Mais à cause des pertes , il n'a pas atteint un break even pratique qui permet d'extraire une puissance supplémentaire : il tourne juste sur lui-même dans ces conditions .
En clair , on perd 10 MW pour faire tourner la machine à vide ...
Il faut un facteur Q d'environ 5 pour commencer à pouvoir extraire une puissance hors de la machine .

Dans le même ordre d'idée , un éventuel réacteur tokamak de production ne fonctionnera pas à l'ignition : il y aura toujours une puissance de chauffe apportée .
Mais , avec un facteur Q de 30 à 40 , le réacteur est rentable .

[Geb]

Bonjour,

Supposons un hypothétique réacteur tokamak fonctionnant à 20 MW avec une puissance de chauffe injectée de 10 MW : le facteur Q = 20 / 10 = 2
Mais à cause des pertes , il n'a pas atteint un break even pratique qui permet d'extraire une puissance supplémentaire : il tourne juste sur lui-même dans ces conditions .
En clair , on perd 10 MW pour faire tourner la machine à vide ...
Il faut un facteur Q d'environ 5 pour commencer à pouvoir extraire une puissance hors de la machine .

Dans le même ordre d'idée , un éventuel réacteur tokamak de production ne fonctionnera pas à l'ignition : il y aura toujours une puissance de chauffe apportée .
Mais , avec un facteur Q de 30 à 40 , le réacteur est rentable .

Je ne suis pas sûr de bien comprendre, mais ce que tu nous expliques ne me semble vérifié que si on imagine un fonctionnement continu du tokamak. Or, dans le cas d'ITER, il fonctionnera par "pulses" de 300 à 500 secondes. C'était aussi le cas des tokamaks sur lesquels un gain de fusion de ~0,65 a été mesuré. D'autres tokamaks (notamment au Japon) devraient se charger de démontrer un fonctionnement plus ou moins continu (avec des durées de fonctionnement de plusieurs mois à la fois).

Mais en tout cas, je viens de me rendre compte grâce à toi qu'il est assez difficile de comparer objectivement un tokamak avec des dispositifs "pulsés", lasers ou striction axiale.

Cordialement.

[Geb]

J'ai regardé la vidéo de la conférence de Ramon Leeper datée de juillet 2012 qu'on peut voir au message #32 de cette discussion. Je voulais y revenir parce qu'à 4′58″ dans la vidéo de sa conférence, il évoque les circonstances qui ont mené à l'abandon de la méthode de la striction axiale pour la fusion :

[...] Z-pinches are a classic plasma physics system. Z-pinches was the first magnetic fusion programme, and just for fun, it is interesting: the first z-pinches in the US were at Los Alamos, it was called "Project Sherwood". It happened in the early 1950s, and it was a classified project, and the reason was proliferation: it was a cheap source of 14 MeV neutrons, if it had worked. So they classified it on that basis. And you might wonder where the word "Sherwood" came from? Well, James Tuck, he is not exactly Friar Tuck but, he was the head of the group at the time. And so, there is the history, the Project Sherwood and the James Tuck; it is sort of interesting. In some sense, with modern pulsed power technology, we are revisiting all of this Physics once again. And so, it is sort of an interesting thing. [...]

Un peu plus tard, à 27′15″ dans la vidéo de sa conférence, il explique comment le potentiel de la striction axiale a été "redécouvert", en quelque sorte, à la fin des années 1990 :

[...] I'm gonna talk about z-pinches and neutron production. And this is a subject that has a lot of history to it, and to appreciate it, I need to tell you a few things. In the 1950s, people put z-pinches on facilities at Los Alamos. They saw neutrons immediately, they classified the programme, they found neutrons. And also, people in the UK, were doing it, at Hartwell. Chadwick who discovered the neutron himself, was a participant. They announced, and the Queen came, and there was a big article in the London Sunday paper of the era: “Got neutrons”, “Fusion power is around the corner”. Kurchatov came to England and says: “Hold on, we are doing the same thing.” Remember this is all classified, so what they could say to each other was sort of interesting. And they decided to have the Atoms for Peace conference in 1958 in Geneva, and they all compared notes. And they said: “We are long ways away”, because what's happening in these systems is that it's easy to get neutrons because there are beams in these systems. It is not all from a hot thermonuclear plasma. Because there are instabilities, and you get inductive electric fields and you get beamlets that are formed in this thing. And so, people said: “Well, that's not an interesting physics,” you know, “It's never gonna scale right.” So people said: “We are not gonna do it with z-pinches.” And then, there is people like us that come along 50 years later saying: “Well, we should be reexamining this.” So, the interesting thing is that we have done experiments where we produced about 4 × 10¹³ D-D [neutrons]. Now, remember that's D-D, you have to multiply, roughly, by a factor of a hundred to get the D-T equivalent. So, you know, we are talking about yields, already, of 10¹⁵. We don't put tritium in there because it's an environmental mess if we did. We have got ideas on doing it later, but the yields follows I⁴. And it has agreed with previous assessments of neutron from pinches systems. Origin of these neutrons has been assessed. And we finally have the computing capability now, using the Particle in Cell techniques, where we can actually do 3D calculations. And the Physics is there, it's the natural Physics, and I'm going to talk about it. I think it's pretty exciting. Before, everybody used hydrocodes, wheter they made any sense or not. And we knew there were beams in there. So you have to have kinetics in the code inherently to do this problem. And so, we are doing this Particle in Cell calculations, and these are the two experimental references using MHD codes:

C. A. Coverdale, C. Deeney et al., Phys. Plasmas 14, 022706 (2007)
A. L. Velikovich et al., Phys. Plasmas 14, 022701 (2007)

[...]

En effet, dans la première publication citée (Coverdale et al., 2007), on peut lire ceci à propos des tentatives expérimentales de fusion nucléaire par la méthode de la striction axiale des années 1980 :

[...] Most of the experiments at lower currents produced neutron yields that were significantly higher than anticipated from thermal heating of the bulk plasma, as shown in Table I. The deuterium fiber experiments, for example, produced many orders of magnitude higher neutron outputs than would be expected from thermal processes. The neutrons from these sources appear to be produced from small quantities ( <1%) of deuterium ions accelerated to sufficient energies whereby collisions with plasma ions create fusion neutrons. Consequently, these experiments provided interesting research opportunities but an unlikely scalable path to practical fusion.
The current available at the Z facility (>15 MA), as well as work in the last few years with large diameter gas-puff-driven Z pinches,^12,13 encouraged experiments to revisit neutron production from a direct current-driven deuterium Z-pinch. [...]

Quant à la deuxième publication, on peut y lire :

The idea of using deuterium Z-pinch plasmas to generate fusion neutrons is not new. In fact, the quest for controlled thermonuclear fusion started in the early 1950s from experiments with deuterium Z-pinches. [...] It was soon understood that the observed fusion neutrons were not thermonuclear. Rather, the neutrons were produced in Z-pinch plasmas by relatively small quantities of “beam” deuterium ions accelerated in the direction of the current, in the strong electric fields accompanying the development of the “sausage” m = 0 instability of the pinch, to energies of 50-200 keV. Colliding with the deuterium plasma ions, whose temperature was much lower, the beam ions produced fusion neutrons, which were thereby not thermonuclear [6, 7]. [...] The next time nuclear fusion reactions in Z-pinches attracted attention was in the late 1980s, when substantial neutron yields were observed from frozen deuterium fiber pinches heated by sub-microsecond long, 1-MA-range current pulses [8-10]. These findings at the time gave rise to some new optimism about the prospects of a linear Z-pinch as an inertial (rather than magnetic) confinement thermonuclear reactor operating at about the 1 MA current level [11-13]. Again, this did not work out as hoped because the neutrons produced in deuterium fiber pinches turned out to be of beam rather than thermonuclear origin [9]. After this fact had been established, all efforts to develop a nuclear fusion device based on the direct heating of a Z-pinch plasma were abandoned. [...]

Je poursuis sur ce que dit Ramon Leeper tout de suite après (à 30′08″ dans la vidéo) :

[...] So, PIC calculations provide insight into a 50-year-old physics problem. So, if you come to Sandia, you are really working on current stuff [laugh], of the neutron production mechanism and z-pinch plasmas. And, again, there is a I⁴ scaling. Deuterium z-pinches have been examined experimentally, I told you that, all the way for 50 years. And, although there has been significant neutron production, early conclusions had been the majority of the neutron yield is from non-thermal deuterium population and that it does not scale favorably. So people just sort of gave up on it, moved in the airs and did tokamaks. But fully kinetic electromagnetic modeling is now possible that includes both nonthermal and thermal processes to address this fundamental issue. And recent PIC calculations of this fundamental plasma are providing new understanding in how neutrons are produced in these systems. One of the experts in the world in PIC calculations is Dale Welch. He doesn't directly work at Sandia. He is with a company in Albuquerque. He has got a commercial code. And we went to him, Bill Stygar and I went to him and said: “We want you to do this problem. We want it gas puffed, we want it ionized, you put 20 megamps through it, and we want your code to sell.” And he says: “You gonna get a beam.” We said : “We know that.” I mean, it was his first comment, you know, and so, basically, what we are finding is sure, there are instabilities, there are beams, but there is also the thermal plasma there too. So, it is sort of interesting. So, any of you that are interested, here are like the three publications that are on that:

D. R. Welch et al., Phys. Rev. Lett. 103, 255002 (2009)
D. R. Welch et al., Phys. Plasmas 17, 072702 (2010)
D. R. Welch et al., Phys. Plasmas 18, 056303 (2011)

[...]

Ce qui est assez drôle c'est que lorsqu'en juin 2009 Dale Welch a présenté ses premiers résultats à la 36^e Conférence internationale de la science des plasmas au meeting de la division de physique des plasmas, Ramon Leeper dit que le physicien américain Stirling Colgate (1925-2013), qui était l'un des pionniers à avoir travailler sur la fusion nucléaire avec la méthode de la striction axiale (parmi ses publications de l'époque voir par exemple Anderson et al., 1957, 1958a, 1958b) était dans la salle et est venu les trouver après la présentation.

Cordialement.

[XK150]

re ,

J'ai donné le raisonnement en W , il s'applique quelque soit le temps de fonctionnement .

Le record de durée appartient toujours à Tore Supra ( CEA Cadarache ) , spécialisé dans les décharges " longues " : 1100 MJ produits en 400 s avec un chauffage de 3 MW ( Décembre 2003 ) .

Il y a une erreur quelque part ! Il est impossible d'envisager un fonctionnement continu de plusieurs mois : la physique des plasmas reste mal connue ( instabilités , turbulences , disruptions ) et ce , malgré les travaux internationaux de scientifiques de plus haut niveau , des milliers d'heures de calculs sur les ordinateurs les plus puissants et ce , depuis le début de l'utilisation des tokamaks , et ceci reste le problème numéro 1 à régler ...Il y en a d'autres ...

Il est sûr que les grosses machines sont plus stables que les petites , mais les grosses machines coûtent cher ...

" Maintenir un plasma chaud avec des champs magnétiques , c'est comme vouloir faire un tore de confiture tenu avec des bandes de scotch "
J'aime bien l'image , dommage , elle n'est pas de moi !

Aujourd'hui , beaucoup de machines travaillent en support pour ITER en essayant de valider les options au fur et à mesure de la construction .
Pour moi , il n'y aura pas d'avancées majeures avant 2035 , tout le monde étant focalisé sur ITER .
Encore que la Chine , tout en étant partie prenante sur ITER , continue à oeuvrer dans son coin sur le sujet , avec énormément de moyens ...

[Geb]

J'ai donné le raisonnement en W , il s'applique quelque soit le temps de fonctionnement .

Certes, j'attirais juste l'attention sur le fait qu'il faut faire très attention avec ce genre de chiffres. J'observe par exemple que, dans l'article Wikipedia qui lui est consacré, le tokamak japonais JT-60 est censé avoir atteint un gain de 1,25.

Comparer cette assertion de 1,25 avec ce que tu disais dans un message précédent n'est donc pas trivial :

Le record est toujours tenu ( à ma connaissance ) par le JET ( GB ) avec un Q = 0.64 , 16 MW de puissance de fusion pendant 1 s , avec 25 MW de chauffage en D - T ( deutérium - tritium ).

Quand on connaît le gain de 0,64 du Joint European Torus, on se pose évidemment la question : "Qu'est-ce que les chercheurs japonais ont bien pu vouloir dire exactement par 1,25 ?" :

Je me permets de rebondir sur ce que tu disais dans la suite du message ci-dessus :

C'est important de le préciser , car beaucoup de machines fonctionnent en, D-D , moins performant , aucune chance de break even ( mais qui ne rend pas les structures de la machine radioactives car cette réaction ne produit pas de neutrons ).

Les chercheurs de Sandia, lorsqu'ils imaginent une centrale pulsée à partir du version musclée de la Z-Machine, donne une grande place à la robotique et à l'automatique. En effet, dans leur modèle, on tire sur une capsule contenant un mélange de deutérium et de tritium 6 à 20 fois par minute, en fonction de l'énergie dégagée à chaque tir. Sachant que l'énergie dégagée à chaque tir serait idéalement compris entre 5 et 7 gigajoules pour Z 800, on imagine les doses terribles de radiation qui seraient dégagées au plus près du dispositif. Pour vous donner une petite idée, 1 tonne de TNT c'est 4 gigajoules.

Le record de durée appartient toujours à Tore Supra ( CEA Cadarache ) , spécialisé dans les décharges " longues " : 1100 MJ produits en 400 s avec un chauffage de 3 MW ( Décembre 2003 ) .

Il y a une erreur quelque part ! Il est impossible d'envisager un fonctionnement continu de plusieurs mois : la physique des plasmas reste mal connue ( instabilités , turbulences , disruptions ) et ce , malgré les travaux internationaux de scientifiques de plus haut niveau , des milliers d'heures de calculs sur les ordinateurs les plus puissants et ce , depuis le début de l'utilisation des tokamaks , et ceci reste le problème numéro 1 à régler ...Il y en a d'autres ...

Lorsque j'ai écrit ça, je pensais au tokamak japonais JT60SA et surtout, au tokamak sud-coréen Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR). J'ai pioché ça dans un documentaire d'une heure sur la fusion nucléaire intitulé : "Can We Make a Star on Earth", diffusé en 2009 et tourné par la BBC avec le physicien britannique Brian Cox, qui visite le KSTAR à la fin du documentaire. Brian Cox discute avec un certain Kyung Soo Lee, qui lui fait visiter l'installation et déclare que ce qu'ils veulent apprendre avec ce tokamak, c'est comment parvenir à maintenir un plasma stable pendant 9 à 10 mois en continu.

Je réalise maintenant, en lisant ton message, que sa remarque était plutôt rhétorique.

Cordialement.

[XK150]

Re ,

JT - 60U ( Japon ) , ne fonctionnait qu'en D - D : en 1998 , aurait atteint un facteur Q extrapolé = 1.25 , s'il avait été utilisé en D - T .

Seul , le JET fonctionne en D - T .

JT - 60SA : c'est l'ancien JT - 60U remis au niveau , notamment avec des bobines supraconductrices françaises .
Sera la plus puissante machine en fonctionnement avant ITER , mais toujours en D - D . Premier plasma prévu : Septembre 2020 .

[Geb]

Il y a apparemment un tout dernier concept de central qui a suivi les concepts Z 300 et Z 800 basé sur les LTDs russes. Ce dernier concept de dispositif à striction axiale, baptisé "Jupiter", est né d'une sorte de "fusion" des concepts de Linear Transformer Driver et de générateur de Marx, appelé un "Impedance-matched Marx Generator" (IMG) :

- Conceptual Design of a 960-TW Accelerator Powered by Impedance-matched Marx Generators (Stygar et al., 2017)

Ce dernier concept en date (à ma connaissance), de 72 mètres de diamètre, est censée atteindre 67 millions d'ampères. Il a été présenté en juin 2017 au Royaume-Uni à l'occasion d'une conférence :

- Conceptual design of a 900-TW pulsed-power accelerator driven by impedance-matched Marx generators

Le véritable acte de naissance du générateur de Marx hybride dit IMG (Impedance-matched Marx Generator) a été publié un peu plus tôt dans la même année, en avril 2017 :

- Impedance-matched Marx generators (Stygar et al., 2017)

Cordialement.

[Geb]

Bonjour,

Déjà en 1996, on annonçait un dispositif plus grand que la Z-Machine, prévu pour 2003 et baptisé X-1 Advanced Radiation Source (ou X-1 ARS), suivie d'un autre prototype encore plus ambitieux baptisé Jupiter, prévu à l'époque pour entrer en service autour de 2015 :

- Pulsed Power Accelerator Achieves Record-Breaking X-ray Outputs (24 avril 1996)

In coming months, as Labs researchers achieve those output levels on PBFA II, Sandia will begin preparations to build its next-generation X-ray source, the X-1 Advanced Radiation Source (ARS). The X-1 ARS would provide four times the peak X-ray output of PBFA II, quadrupling Sandia’s X-ray-generation capabilities from 2 million joules per shot (PBFA II’s peak output) to 8 million joules (megajoules). "Until recently, our objective with the X-1 was to produce up to 200 trillion watts in a lab here at Sandia," Cook says. "But the recent breakthrough on Saturn suggests that the X-1 might go even higher, possibly to 400 trillion watts."

X-1 an intermediate step

By continuing to scale up Sandia's accelerator capabilities, he says, researchers in the "laboratory" can continue to close in on approximating the extreme conditions found inside a weapon as it detonates. Future accelerators also will help validate three-dimensional computational models that simulate nuclear detonations.

Construction of the X-1 ARS would begin in 2000 and be completed by 2003. The pulsed power team hopes to reach the accelerator's maximum output levels by about 2005. Then, if results on the X-1 warrant scaling up further, construction of a new super accelerator currently known as Jupiter would produce as much as 32 megajoules of energy by around 2015.

Because of the amount of X-ray energy it would produce, 16 times that of the building-booming PBFA II, Jupiter would likely be located at the Nevada Test Site (NTS). "Not because of the boom, though," says Cook.

New accelerator switch technologies are being developed that are more efficient and produce less of a boom than previous versions. Jupiter might be located at NTS to explore the possibility of "high gain" with Inertial Confinement Fusion (ICF) at the level of 100 to 1,000 megajoules of fusion energy, the output level needed to make fusion energy sources practical in a power plant.

Originally Sandia had planned to complete scale-up tests on PBFA II this summer, then skip right to Jupiter. "We have good theory and good experimental data now on Saturn, and we're eagerly looking forward to additional PBFA II experiments later this year," he says. "But a series of technical steps is required before we get to Jupiter. The X-1 represents an additional step."

No formal decision has been made to build the X-1. Sandia has begun setting technical specifications and performing feasibility studies and cost determinations.

C'était déjà le Z 300 (X-1) et le Z 800 (Jupiter) de l'époque !

En 1998, le service de presse de Sandia annonçait fièrement dans les actualités du laboratoire d'Albuquerque (où la majorité des 12.500 employés travaillent aujourd'hui) que X-1 avait été "proposé formellement" :

Sandia formally proposes to design accelerator expected to produce high-yield fusion (8 avril 1998)

On sait tous que X-1 n'a jamais vu le jour, mais on peut trouver quelques détails sur la bête dans la littérature scientifique :

The X-1 Z-pinch driver (Ramirez, 1997)

Concernant Jupiter, les travaux conceptuels ont commencés dès 1995, au sein de l'équipe d'étude des options de conception de Jupiter ("Jupiter design options study team"), avec une intensité de courant comprise entre 50 et 60 millions d'ampères et une puissance instantanée de 450 à 500 TW :

- The Jupiter Programme (Ramirez, 1995)

- Design and Power Flow Studies of a 500-TW Inductive Voltage Adder (IVA) Accelerator (Mazarakis et al., 1995)

- Design of the Jupiter Accelerator for Large X-ray Yields (Ramirez, 1995)

- Component Design, Development, and Testing of an Inductive Voltage Adder (IVA) System for Jupiter (Corley et al., 1995)

- Design and code validation of the Jupiter inductive voltage adder (IVA) PRS driver (Mazarakis et al., 1995)

- Progress in the pulsed power Inertial Confinement Fusion program (Quintenz et al., 1996)

- Z-pinches as intense x-ray sources for high energy density physics applications (Matzen, 1996)

Aujourd'hui, la "boucle est bouclée", en quelque sorte puisque le nom "Jupiter" a été repris pour qualifier ce dernier concept de dispositif à striction axiale, né peu de temps après le travail autour de Z 300 et Z 800, et construit autour d'une cavité hybride entre le LTD russe et le générateur de Marx.

Au sujet de toutes les évolutions techniques qui ont progressivement évoluée vers la technologie disponible aujourd'hui, il existe une publication extrêmement intéressante (même si je suis loin de tout comprendre), publiée elle aussi en 2017 :

- A Primer on Pulsed Power and Linear Transformer Drivers for High Energy Density Physics Applications (McBride et al., 2017)

Cordialement.

[Geb]

Bonjour,

Une des dernières difficultés que les chercheurs des laboratoires Sandia ont regardé de près, c'est la "pollution" d'éléments étrangers qui viennent contaminer les réactions nucléaires :

- Origins and effects of mix on magnetized liner inertial fusion target performance (Knapp et al., 2019)

En remplaçant une partie du matériel en aluminium malmené pendant l'implosion, et en utilisant non plus de l'aluminium mais du béryllium, le nombre de neutrons détectés a été multiplié par 10 et la température des ions a augmenté de 60%.

Une autre difficulté concerne la phase de préchauffage du combustible par une impulsion laser qui traverse une feuille métallique ("foil") qui constitue le trou d'entrée du laser ("laser entrance hole") et qui, là aussi, contamine la chambre de réaction où se trouve la bille de combustible à imploser :

Constraining preheat energy deposition in MagLIF experiments with multi-frame shadowgraphy (Harvey-Thompson et al., 2019)

Des détails sur ces derniers développements peuvent être trouvés dans trois présentations parmi les plus récentes qu'on puisse trouver sur le net à propos de la striction axiale :

- Pulsed Power (Daniel Sinars, janvier 2018)

- Pulsed Power Science and Applications on Sandia's Z Machine (Daniel Sinars, septembre 2018)

- Magneto-inertial fusion:Relaxing the requirements forefficient fusion on the Z machine (Matthew Gomez, octobre 2018)

Cordialement.

[Geb]

J'aimerais revenir à nouveau sur l'histoire assez mouvementée de l'étude scientifique de la fusion nucléaire par striction magnétique axiale.

J'ai lu dans le détail une des publications de Dale Welch et collaborateurs, déjà citée auparavant dans cette discussion (Welch et al., 2010).

Les auteurs partent du principe que les neutrons thermonucléaires ne sont "visibles" dans les expériences que lorsque la moitié des neutrons observés sont de ce type. Or, selon les simulations qu'ils ont mené, la part 50/50 est plus ou moins atteinte entre 7,5 et 15 millions d'ampères, là où les premières expériences menées dans les années 1950 utilisaient des courants à 150.000 ampères (ce qui n'est déjà pas si mal) :

For the past 50 years, the origin of neutrons emitted from ionized deuterium pinches has been debated. At 150-kA pinch current, Anderson et al.¹ clearly showed that essentially all of the neutrons produced by a deuterium pinch are not thermonuclear, but are initiated by an instability that creates beam-target neutrons. [...] In kinetic simulation, we can differentiate thermonuclear from beam-target neutrons through examination of the deuterium-ion energy distribution. [...] We find that at 10⁶ -A pinch currents, most of the neutrons are, indeed, beam-target in origin. From 7.5- to 15-MA pinch current, though, roughly half of the neutrons are thermonuclear, with the remaining half being beam-target neutrons [...] At these higher currents, the LSP simulation results suggest that the fraction of thermonuclear neutrons is not sensitive to current and that thestrong dependence of neutron yield on current will likelycontinue at currents greater than 15 MA. [...]

Aussi, l'intensité de courant n'était pas suffisante puisque, apparemment, il a fallu attendre que les décharges soient suffisamment rapides (autour de 100 nanosecondes) pour en avoir le cœur net.

En essayant d'en apprendre davantage, je suis tombé récemment sur une vieille présentation PowerPoint (datée de novembre 2007) d'une employée de Sandia, la physicienne Christine Coverdale.

À la deuxième diapositive, on trouve la référence à un rapport interne aux laboratoires Sandia, datée de mars 1998, qui pour la première fois semble suggérer qu'une part importante des neutrons produits avec Saturn (~10 millions d'ampères) sont vraiment d'origine thermonucléaire :

- D-D Fusion Experiments Using Fast Z Pinches (Spielman et al., 1998)

Sur la même diapositive de la présentation de Christine Coverdale, on trouve aussi une référence à une étude russe, rendue publique en 2004. Les Russes avaient à leur disposition Angara 5-1, capable d'atteindre "seulement" ~6,5 millions d'ampères au grand maximum, en 90 nanosecondes, et installé en 1983. La publication des Russes faisait, elle, l'hypothèse que les neutrons produits n'étaient pas d'origine thermonucléaire.

J'étais intrigué par la question de savoir ce qu'il aurait fallu pour que cette voie potentielle vers la fusion nucléaire, que l'on a "redécouvert" à la fin des années 1990, ne soit pas abandonnée dès la fin des années 1950.

S'il fallait vraiment atteindre des courants de ~7,5 millions d'ampères et des décharges de ~100 nanosecondes pour être en mesure de remarquer quelque chose d'intéressant, on a un peu l'impression qu'on s'est remis à la striction axiale dès qu'on a eu, sinon la technologie (qui était sans doute disponible quelques décennies plus tôt, à vérifier), au moins les dispositifs pour le faire (notamment Saturn dès 1987 qui est à ma connaissance, le premier dispositif au monde à dépasser le seuil des 7,5 millions d'ampères, avec une décharge de 40 nanosecondes).

Du coup je me suis demandé quelles circonstances nous ont valu la mise en service de tels instruments ? Aux États-Unis, ça a été concomitant au développement, à partir du début des années 1980, du Simulation Technology Laboratory aux laboratoires Sandia (on trouve aussi, plus rarement, le nom de Simulation Test Laboratory dans la littérature sur le sujet).

Ce faisant, je suis tombé sur plusieurs publications, dont deux de Dan Fenstermacher, qui sont assez similaires dans leur contenu :

- Phasing Out Nuclear Weapons Tests - The Belmont Conference on Nuclear Test Ban Policy (Koplow & Schrag, 1989)

- The effects of nuclear test‐ban regimes on third‐generation‐weapon innovation (Fenstermacher, 1990)

- Arms Race: The Next Generation (Fenstermacher, 1991)

Seule la deuxième publication (voir Fenstermacher, 1990) est disponible à la lecture :

[...] For third-generation design, effects-simulation is probably the most significant activity in this category. One facility for this purpose, called the Simulation Test Laboratory (STL) at Sandia National Laboratory, was completed in late 1987 at a cost of over $40 million after four years of development. It includes nuclear reactors run in neutron-burst mode, x-ray and gamma-ray sources produced by high-energy electron beam accelerators, electromagnetic-pulse (EMP) simulators, and continuous radiation sources that utilize vast reservoirs of highly radioactive isotopes. The STL has the capability to permit “more cost-effective weapon development than if only underground nuclear weapon testing in Nevada were used.”‡
The next regime, containing the four orders of magnitude between 100 kilograms and 1 kiloton, could be described as potentially militarily significant, but also potentially “quiet.” One activity within this range is Inertial Confinement Fusion (ICF), whose microexplosion yields up to about 300 kilograms high-explosive equivalent could be contained in above-ground reactor vessels. In the event of a test ban, ICF would provide an experimental base for extensive studies of materials effects and would be a key factor in maintaining a cadre of experts in fusion physics and diagnostics — the basis for weapon design and certification.

‡ Sandia National Laboratory News Release, 21 April 1983; and “Sandia National Laboratory Radiation Facilities,” third edition, SAND83-0598, December 1985. At the STL, the Hermes III electron accelerator and the Saturn accelerator (which is a direct offshoot of the first Particle Beam Fusion Accelerator, PBFA-I, which previously had been used for ICF experiments), each produce 20-terawatt beams (2 × 10¹³ watts) for a duration of 30 nanoseconds — more than half a megajoule per shot, and can fire several shots a day. They generate gamma and x-ray spectra, respectively. In addition, more than 100 kilocuries each of cesium-137 and cobalt-60 are stored for gamma irradiation tests at mega-electron-volt (MeV) energies.

Cordialement.

[Geb]

Bonjour,

Le véritable acte de naissance du générateur de Marx hybride dit IMG (Impedance-matched Marx Generator) a été publié un peu plus tôt dans la même année, en avril 2017 :

- Impedance-matched Marx generators (Stygar et al., 2017)

Apparemment, il y a eu récemment une nouvelle amélioration sur cet sorte d'hybride entre un générateur de Marx et un Linear Transformer Driver que je citais dans le message ci-dessus. Cette nouvelle mouture a été présentée à une conférence fin août 2019 :

- Fast Pulsed Power Generation With a Solid-State Impedance-Matched Marx Generator: Concept, Design, and First Implementation (Huiskamp & Van Oorschot, 2019)

Huiskamp a aussi publié une publication (en open access) qui devrait au moins compter une deuxième partie dans les mois qui viennent :

- Nanosecond pulsed streamer discharges Part I: Generation, source-plasma interaction and energy-efficiency optimization (Huiskamp, 2020)

Cela dit, j'aurais besoin de vos lumières parce que je ne comprends pas en quoi le générateur de Marx hybride présenté dans Stygar et al. (2017) est différent de celui présenté dans Huiskamp & Van Oorschot (2019) et Huiskamp (2020).

Ce dispositif ne devrait pas être utilisé par les laboratoires Sandia pour faire de la fusion si d'autres machines plus performantes que la Z-machine devaient être construites dans ce but (ce qui n'est pas encore à l'ordre du jour), mais j'aimerais juste comprendre.

Cordialement.

[jacquolintégrateur]

Il y a une erreur quelque part ! Il est impossible d'envisager un fonctionnement continu de plusieurs mois : la physique des plasmas reste mal connue ( instabilités , turbulences , disruptions ) et ce , malgré les travaux internationaux de scientifiques de plus haut niveau , des milliers d'heures de calculs sur les ordinateurs les plus puissants et ce , depuis le début de l'utilisation des tokamaks , et ceci reste le problème numéro 1 à régler ...Il y en a d'autres ...

Il est sûr que les grosses machines sont plus stables que les petites , mais les grosses machines coûtent cher ...

" Maintenir un plasma chaud avec des champs magnétiques , c'est comme vouloir faire un tore de confiture tenu avec des bandes de scotch "
J'aime bien l'image , dommage , elle n'est pas de moi !

Bonjour
On peut dire aussi:"forcer des anguilles vivantes à rester dans le panier du pêcheur qui les a attrapées!! En fait, c'est encore pire: il n'existe, probablement aucune configuration stable de champ magnétiques associée aux courants qui les supportent, bien, qu'à ma connaissance, on n'ait pas démontré formellement de théorème. On démontre, cependant, qu'il n'existe aucune configuration finie de courants libres de force: c'est une conséquence du théorème du Viriel. On a réalisé, ou, en tout cas défini, des configurations de courants de forces réduites, de volume fini mais, puisque les forces sont réduites, l'énergie magnétique est presque entièrement localisée à l'extérieur de la bobine!! Notons qu'on a fini par réaliser que les phénomènes si controversés de "foudre en boule" se produisaient (très rarement) au voisinage du sol, en présence de poussières: il ne semble, effectivement, pas y avoir d'éclairs en boule stable, dumment constaté. Dans la nature, c'est la gravitation qui contient les plasmas.

[Geb]

Bonjour,

À propos de l'histoire de l'électronique de haute puissance en lien avec la simulations du nucléaire militaire, j'ai trouvé un article intéressant qui mentionne le rôle de John Christopher "Charlie" Martin (1926-1999), un physicien britannique qui a été un des premiers à travailler sur ce sujet d'abord au Royaume-Uni autour de 1960, puis aux États-Unis dans les années 1970.

- Pulsed power for EMP simulators (Smith & Aslin, 1978)

[...] The history of modern pulsed power in the United States is that it grew up almost entirely as a result of the need to simulate nuclear weapons effects in the laboratory and in the field. The large simulation effort that began about 1960 took an early impetus by exploiting the pioneering work of Martin's group at the Atomic Weapons Reasearch Establishment in the United Kingdom, which had begun in the late fifties with flash X-radiography as its objective; but this apart, simulation has remained the major driving force to this date [...]

Cordialement.

[Geb]

Bonjour,

Pour l'anecdote, en marge de ces études, un autre chercheur des laboratoires Sandia, Benjamin Cipiti, avait publié en juillet 2006 son concept baptisé "In-Zinerator", qui proposait de se servir des neutrons produits par une centrale à fusion utilisant la striction axiale pour transmuter les déchets radioactifs (Cipiti, 2006). Ce concept, qu'il a analysé avec d'autres de ces collègues dans les mois qui ont suivi (Cipiti et al., 2006), n'a pas été poursuivi par la suite et je ne souhaite pas me concentrer là-dessus dans cette discussion.

J'aimerais revenir sur ma décision de ne pas discuter des dispositifs à striction axiale hybrides fusion-fission, puisque un chercheur chinois, Peng Xianjue, a annoncé le 9 septembre 2022 que la Chine avait pour projet de construire un tel dispositif pour 2025 :

- China Aims to Have Nuclear Fusion Energy in Six Years With New ‘Mega Lab’

China's reactor, known as Z-FFR, will be based in a "mega lab" according to the South China Morning Post. It's due to be built by 2025 in Chengdu, the capital of the southwestern province of Sichuan. It may then produce power as soon as 2028 before becoming commercially operational by 2035, according to a reported estimate by Peng's team.

De fait, plus tôt dans cette discussion j'avais déjà trouvé quelques publications sur ce projet Z-FFR (pour Z-driven Fusion-Fission hybrid power Reactor) :

En 2014, une équipe basée à l'Institut de physique des fluides de Mianyang c'était elle aussi intéressée à un concept de réacteur électrique hybride fusion-fission par striction axiale (Z-pinch driven fusion-fission hybrid power reactor ou Z-FFR) :

- Conceptual design of Z-pinch driven fusion-fission hybrid power reactor (Li et al., 2014)

- Super-power repetitive Z-pinch driver for fusion-fission reactor (Deng et al., 2014)

En fait, en cherchant d'autres papiers de Peng Xianjue, j'ai découvert que le projet existe depuis fin juin 2010 :

- Nuclear energy and fusion-fission hybrid reactor for pure energy production (Xianjue & Xueming, 2010)

Bien que la majorité de la littérature soit en mandarin, j'aimerais si possible trouver un maximum d'infos sur les choix techniques privilégiés par les Chinois pour le Z-FFR.

Cordialement.

[Geb]

Bonsoir,

Je me demande s’il n’y a pas eu deux concepts évalués en parallèle, l’un basé sur un tokamak (FFHER), et l’autre basé sur la striction axiale (Z-FFR) ?

En août 2012, le projet était encore appelé "fusion–fission hybrid energy reactor" (FFHER) :

- Preliminary design of hybrid energy reactor and integral neutron experiments (Maosheng et al., 2012)

Cinq ans plus tard, en août 2017, la même équipe révélait que le FFHER avait été démarré en mai 2010 (Maosheng et al., 2017) dans le cadre du programme national chinois de recherche et développement pour ITER, démarré en 2008 (National Magnetic Confinement Fusion Science Program, aussi connu sous le nom de ITER Chinese Research).

En février 2014, il est révélé que l’alliage U-10Zr serait utilisé comme combustible, avec la fission d’U²³⁸ comme principale source d’énergie thermique :

- Thermal-Hydraulic Conceptual Design of Water-Cooled Blanket of a Fusion-Fission Hybrid Reactor for Energy Production (Haibing et al., 2014)

C’est entre août et septembre 2014, qu’une version basée cette fois ouvertement sur la striction axiale (Z-FFR) apparaît pour la première fois dans la littérature scientifique :

- Conceptual research on Z-pinch driven fusion-fission hybrid reactor (Xianjue & Zhen, 2014)

- Conceptual design of Z-pinch driven fusion-fission hybrid power reactor (Zhenghong et al., 2014)

- Super-power repetitive Z-pinch driver for fusion-fission reactor (Jianjun et al., 2014)

Concernant la 3^e publication de la série, je me demande si cette solution baptisée "mixed-mode LTD" est à rapprocher des "Impedance-matched Marx Generator" (IMG) développés à Sandia, que nous avions évoqué précédemment dans cette discussion.

Le site Google Patents contient également deux brevets (en mandarin) déposés en 2014, concernant le réacteur à striction axiale hybride chinois :

- Z-pinch driven fusion-fission hybrid energy reactor (CN104240772A)

- For the fusion products integrated protection device of Z constriction Fusion-fission energy mix heap (CN204087814U)

Malheureusement, même la traduction des résumés en anglais semble plus qu’approximative…

En juillet 2015, on trouve davantage de détail sur les LTD envisagés pour le projet chinois :

- A repetitive 800 kA linear transformer drivers stage for Z-pinch driven fusion-fission hybrid reactor (Chuan et al., 2015)

Parmi ces quelques détails, un pulse d’une durée de 100 nanosecondes (comme pour la ZR-machine) et une fréquence de répétition des tirs toutes les 10 secondes, avec une puissance thermique produite espérée par la fusion à chaque tir de 1,5 gigajoule pour un total de 3000 MW_th produits en combinaison avec la fission.

En 2018, on trouve deux papiers qui sont publiés en anglais et disponibles gratuitement à la lecture, avec quelques informations intéressantes :

- Research on Technology Directions and Development Roadmap of Nuclear Energy (Xiangwan et al., 2018)

Tokamak research is the leading research entity in the field of MCF. In addition, China has officially participated in the construction and research of the ITER project and is independently designing and developing the China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR). In the field of ICF, Z-pinch has greater potential, and is likely to become a competitive fusion-fission hybrid energy source.

Ce premier papier comporte également une ligne du temps en page 7 du PDF où on envisageait plutôt une construction de la partie striction axiale du Z-FFR entre 2019 et 2030. Avec l’annonce du 9 septembre 2022, il se pourrait que le gouvernement chinois ait décidé d’accélérer un peu ses plans ces 4 dernières années.

Le deuxième papier indique que le projet qui a mené aujourd’hui au Z-FFR aurait commencé dès 2006 et qu’un réacteur de 1 GW_e basé sur le principe de la striction axiale hybride coûterait au gouvernement chinois 3 milliards de dollars US :

- Frontier Issues and Progress of Controlled Nuclear Fusion Science and Technology (Xiang et al., 2018)

Since 2006, the research team from CAEP proposed and developed the concept of a Z-pinch-driven fusion-fission hybrid reactor (Z-FFR) [8]. A Z-FFR consists of a Z-pinch driver, energy target, and subcritical blanket for energy. It is estimated that the construction cost for a 1-GWe Z-FFR power plant is about 3 billion US dollars, which is only one-third that of a pure fusion reactor.

La dernière publication de Peng Xianjue que j’ai pu trouver date de cette année, est également en anglais et gratuite :

- Important issues in the science of nuclear energy (Xianjue, 2022)

Elle ne donne pas beaucoup plus d’infos, mise à part la conviction de l’auteur qu’il s’agit d’un concept prometteur :

The most vital problem with pure Z-pinch fusion is its cost since each driver can only drive one target at a time, releasing 2–3 GJ of energy every 10 s. There must be 10–12 drivers, 10–12 implosion chambers, and corresponding tritium-producing blankets and steam circuits to achieve a continuous 1 GW power output. These would cost more than 15 billion USD, and with the plant’s Q value of only about 7 as well as the challenges in operation and maintenance, they are completely uncompetitive in terms of cost. If we adopt the hybrid reactor, i.e., Z-FFR, the energy gain of a deep subcritical power reactor could reach 20–30, the electric power output could reach 1–2 GW with only one driver at a cost of about 3 billion USD, and it could also achieve other impressive results; it is currently the most competitive future energy source in theory.

Après, j’imagine que tous les ingénieurs sont convaincus que le concept qu’ils étudient est prometteur, voire même le plus prometteur.

Cordialement.