В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Дивертор

divertor - диверторный, дивертор (из словаря)

Дивертор = элемент токамака со специальной магнитной конфигурацией, предназначенный для поглощения потока плазмы из области удержания и для снижения потока примесей со стенки в горячую плазму.

Дивертор чётко отделяет область удержания горячей плазмы от стенки. Плазма медленно диффундирует по радиусу в области удержания, а потом быстро уходит по сепаратрисе на специальные приёмники плазмы.

область

удержания

последняя замкнутая поверхность сепаратриса и SOL (scrape-off layer)

Х-точка (ноль полоидального поля)

диверторный объем и диверторная плазма

приемные (диверторные) пластины, пиковая тепловая нагрузка

dome - центральный элемент дивертора

конфигурация имеет симметрию по тороидальному углу катушки «диверторного» магнитного поля условно не показаны тёмные стрелки - потоки плазмы, светлые стрелки - потоки газа

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Вакуумнаякамератокамака JET –– 19841984 годгод

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Переизлучениеэнергиив дивертореерторе

Управляя плотностью и элементным составом диверторной плазмы, можно получить переизлучение до 80-90% мощности падающего плазменного потока и тем самым снизить нагрузку на приёмные пластины дивертора.

JET

Бутстрэп-ток В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Bootstrap - шнурок от ботинка

●градиент плотности приводит в асимметрии функции распределения запертых ионов

●асимметрия функции распределения запертых ионов приводит к появлению неиндукционного тока (bootstrap current) в результате трения электронов об ионы

●эффект имеет порог (т.е. бутстрэп-ток возникает в областях плазмы с достаточно большими градиентами)

●обязательно нужен «затравочный» внешний ток на оси

!!!бутстрэп-ток зависит от параметров разряда, его оптимизация есть один из способов увеличения длительности разряда (неиндукционное поддержание тока)

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Методыдополнительного нагреваа плазмыплазмы

1.	Омический нагрев
	η ~ 1000 Z f(Z				eff	) T -3/2	[Ом, м], f(Z	) = 1 для Z = 1, 0.8 для Z = 2… 0.6 для Z >> 1
		eff				e		eff
2.	Инжекция атомарных пучков (NBI)
	λ = 5.5·1017 n		e	E /A			[м, кэВ/нуклон]
					0	0
3.	Нагрев на ионной циклотронной частоте (ICRH)
	fci = 15 B Z/A						[МГц]
4.	Нагрев на нижнегибридном резонансе (LHCD)
	f	= 0.65 B A1/2					[ГГц]	+ неиндуктивное поддержание тока
	iе
5.	Нагрев на ионной циклотронной частоте (ЕCRH)
	fce = 28 B						[ГГц]

6.Нагрев альфвеновскими волнами

-низкая эффективность, неконтролируемый рост плотности и срыв

7.Адиабатическое сжатие

-токамаки ATC (Princeton, сжатие по R) и Туман-3 (СПб, сжатие по R и a)

8.Нагрев α-частицами

-для этого нужна DT реакция

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Режимысулучшенным удержаниеманием

Открыт в 1982 г. на токамаке ASDEX (дивертор, дополнительный нагрев)

F.Wagner et al, PRL 49(1982) 1408

← плотность плазмы

← давление плазмы

← Hα из дивертора ← мощность нагрева

Характеризуется:

•~ двукратным ростом энергетического времени жизни и ростом плотности;

•имеется порог по мощности дополнительного нагрева;

•появляются резкие пики на сигналах Нα из дивертора (пульсирующий сброс энергии из плазмы в дивертор);

•изменяется радиальный профиль температуры (появляется пьедестал);

•позднее найдены ещё более интересные режимы.

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Новыйрадиальныйпрофиль параметровраметров

давление плазмы

Типичные профили давления – L-мода, Н-мода и режимы с ITB

					в области транспортных
		режим с ITB
					барьеров наблюдается
					пониженный уровень
					турбулентности
центр

Н-мода

внутренний транспортный барьер (ITB)

пилообразные

неустойчивости, локализованные на краю

колебания

(ELM)

L-мода

краевой транспортный

барьер (ETB)

пьедестал

нормализованный радиус

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Экспериментыс D-T плазмойой

Проводились только на токамаках JET и TFTR

•отработка технологий работы с тритием;

•изучение удержания трёхкомпонентной плазмы;

•изучение удержания быстрых альфа-частиц и подогрева плазмы;

•получение заметной мощности реакции.

Р, МВт

t, с

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Пораделатьтермоядерный реактореактор!!

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Параметры плазмыв реактореоре??

QDT = 5÷10

Нужно увеличить τE раз в 5 по сравнению с JET и JT-60U

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Скейлингэнергетического временини жизнижизни

Н-мода

τEIPB,th98( y,2) = 0.0562 I 0.93p		BT0.15 P−0.69 ne0.41 M 0.19 R1.97 ε0.58 κx0.78
с	МА	Тл МВт 1019 м-3 а.е.м. м	← размерности

диапазон изменения параметров ограничивается неустойчивостями

ПроектИТЭР В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Iter = путь (лат.)

International Tokamak Experimental Reactor

Европа, Япония, США, Россия, Китай, Юж.Корея, Индия

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Официальныецелипроекта ИТЭРИТЭР

•продемонстрировать длительное квазистационарное горение с Q = 10;

•продемонстрировать стационарное горение с Q = 5;

•отработка термоядерных технологий и систем;

•испытание материалов для будущего реактора (нейтронный поток 0.5 МВт/м2);

•испытание систем наработки трития в бланкете;

•срок службы 20 лет, >10000 импульсов.

Технические и физические параметры (основной сценарий)

Размеры, R/a	м/м	6.2 / 2.0
Магнитное поле на оси, B	Тл	5.3
Плазменный ток, Ip	MA	15.0
Средняя плотность, <n >	м-3	1.0·1020
e
Термоядерная мощность, P	MВт	410
Усиление мощности, Q		10
Энергетическое время жизни, τE	с	3.7
Длительность разряда	с	400

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Историяработпо проектуту

ноябрь 1985 - предложение СССР о создании международного токамака-реактора на встрече Горбачев-Рейган

апрель 1988 - формальное начало Conceptual Design Activity (до декабря 1990 г.)

страны-участники: СССР, США, ЕС, Япония

21 июля 1992 - подписание Соглашения по Engineering Design Activity (срок - 6 лет)

июнь 1998 - публикация ITER Final Design Report, Cost Review and Safety Analysis

1998 - решение о выходе США из проекта

2000 - доработка проекта ITER-FEAT, промышленная оценка стоимости июль 2001 - формальное одобрение проекта ITER-FEAT советом ИТЭР

24 октября 2007 – подписание соглашения о создании «Организации ИТЭР» страны-участники: ЕС, Япония, США, Россия, Китай, Южная Корея, Индия

доля финансирования → 50%	10%	10%	10%	10%	10%	10%
поставки и персонал → 40%	20%	10%	10%	10%	10%	10%

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Отработкатехнологий

CENTRAL SOLENOID MODEL COIL	VACUUM VESSEL SECTOR

Radius 3.5 m

Height 2.8m

Bmax=13 T

W = 640 MJ

0.6 T/sec

	Double-Wall, Tolerance ±5 mm
REMOTE MAINTENANCE OF	BLANKET MODULE
DIVERTOR CASSETTE

	HIP Joining Tech
	Size : 1.6 m x 0.93 m x 0.35 m
Attachment Tolerance ± 2 mm	REMOTE MAINTENANCE OF BLANKET
DIVERTOR CASSETTE	TOROIDAL FIELD MODEL COIL

Height 4 m
Width 3 m
Bmax=7.8 T
Imax = 80kA	4 t Blanket Sector
Heat Flux >15 MW/m2, CFC/W	Attachment Tolerance ± 0.25 mm

Masahiro SEKI. 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu, 2006

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Российскийвкладв ИТЭРР

http://www.iterrf.ru/

зелёным исправлено по состоянию на март 2009

100%

9 диагн.

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

ИЯФСОРАНдляИТЭР

26.08.2013

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

СверхпроводникдляИТЭР (Инст.. БочвараБочвара))

Общая длина проводника 820 м. Соединение Nb3Sn хрупкое. Nb и Sn вступают в реакцию при 200-часовом спекании при 650°C. Эта процедура должна проводиться после намотки и укладки кабеля в катушку, но до укладки межвитковой изоляции. После спекания и обмотки стеклотканью обмотки заливаются эпоксидным компаундом. Затем катушка помещается в стальной каркас, принимающий механические нагрузки.

0.8 мм

Из такого проводника + трубки охлаждения делается кабель диаметром ~43 мм.

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Графикстроительства (версия октокт.. 2020112)2)

на графике красным цветом выделен критический путь (то, что определяет время строительства) всего в детальном графике около 150 тысяч позиций

Первая плазма: конец 2020	D-T плазма: 2027
↓	→

O. Motojima, IAEA Fusion Energy Conference, San Diego, 8-13 October 2012

на 22.06.2012 есть контракты на 80% оборудования

The ITER Newsline #228

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

ПлощадкаИТЭР – Кадараш (Францияранция))

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

ПлощадкаИТЭР – общий видвид

Площадь 40 га (1000 × 400 м), удалено 2.3·106 м3 грунта ,

фото 23.08.2013

http://www.iter.org/doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1681/Aerial_Iris_2.jpg

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

ПлощадкаИТЭР – строительствоство

Спецтранспорт и макет груза массой 800 т, 20.09.2013	Цех намотки полоидальных катушек
	252 × 45 × 17 м, фото 05.2012

Котлован противосейсмического фундамента, &0 × 90 × 17 м	http://www.iter.org/img/sq-640-85/www/content/com/Lists/
	WebsiteText/Attachments/134/pf%20may.jpg
	фото 01.2013

http://www.iter.org/img/sq-640-85/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/137/from_above_1.jpg

http://www.iter.org/album/construction/pf#2083

ИТЭРидругие В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

ИТЭР	и …..
… топка 500 МВт угольной станции	…1 МВт ветровая станция

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Чтодальше?

European Fast Track Approach is the Basis for Fusion Development

Evgeny Velikhov. 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu, 2006

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11

Конецтемы

Токамак. Структура магнитного поля. Устройство токамака. Магнитные поверхности. Пролётные и запертые частицы. Неоклассическая диффузия. МГД-неустойчивости. Предельный ток в токамаке. Тирингнеустойчивость. Пилообразные колебания. Канонические профили. Ограничения области параметров. Срывы в токамаках. Современные токамаки. Диверторы. Системы дополнительного нагрева. Режимы с улучшенным удержанием. Сферические токамаки. Эксперименты с D-T плазмой. Перспективы развития токамаков. Проект ИТЭР.

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 12

Новаятема 12

Стеллараторыидругиесхемы удержаниядержания стороидальной плазмойй

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 12

Схемыудержания тороидальнойй плазмыплазмы

степень изученности

токамаки

сферические

токамаки

стеллараторы

пинчи с	сферомаки
обращённым полем
(RFP)

конфигурации с обращением поля

(FRC)

синтез с замагниченной мишенью

(MTF)

		плазма управляется извне	плазма самоорганизуется
сильное поле, q > 1			слабое поле, q < 1

Snowmass 1999

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 12

Обычныеисферические токамакиамаки

A = 3÷4

A = 1.2÷2

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 12

Почемусферические токамакиаки??

или токамаки с малым аспектным отношением (A = R/a < 2)

обычный ← токамак → сферический	Преимущества СТ:
	• сильная тороидальность;
	• естественные треуголь-
	ность и вытянутость;
	• длина силовой линии в
	области «хорошей»
	кривизны максимальна;
	• область удержания с
	абсолютным минимумом B;
	• сильный магнитный шир
	• большая доля запертых
	частиц.
	Недостаток СТ:
	• инженерные проблемы с
	центральной колонной.

В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 12

Сферическиетокамаки

За последние годы в мире построено несколько сферических токамаков.

токамак Глобус (ФТИ им. Иоффе, СПб)

токамак START (Culham, UK)