Claves Fusión · En operación de alta potencia se protege con ladrillos de grafito ... B= 5.5 Tesla Weldestein 7-X from concept to reality. ... 1/5 del W7X bobina SC y sus puertos

Claves Fusión

Paloma Castro Lobera

27-3-2015

Índice

• Introducción• Algunas claves de física de fusión e ingeniería• Tipos de máquinas de fusión. Stellarators• Plasma e I+D para el control del plasma (para un heliac

flexible)• Campo magnético en la superficie del plasma (Ripple)• Campo magnético en el interior del plasma (judías y otras

configuraciones)• Componentes, sistemas y sistemas auxiliares del stellarator

(NBI, ECRH)• Diagnósticos mas importantes (Scattering Thompson, HPIB)• Productos de la fusión (en TJ-II vs en operación del ITER)

Fusión

D + T –> 4He + n + 17,6 MeV

Parámetros del TJ-II

• Radio mayor: 1,5 m

• Radio menor: 0,2 m

• Diámetro máximo: 5 m

• Campo magnético: 1 T

• Calentamiento: 2 girotrones (generadores de microondas)

• Calentamiento añadido:

2,6 MW= 600 KW (ECRH) + 2 MW (NBI)

Algunas claves de física de fusión e ingeniería

• Calentamiento hasta muy altas temperaturas• Confinamiento magnético• Plasma• Bovinas• Geometría de vasijas magnéticas• Vacío• Puertos• Diagnósticos• Torus Hall e infraestructuras• Microinestabilidades en stellarators (no disrupciones)

Tipos de máquinas de fusión(“reactores”)

• Stellarators: Diseño/Geometría compleja (no simetría toroidal)/Tamaño medio/ y tecnologías específicas para calentamiento y confinamiento del plasma. Campos magnéticos capaces de producir confinamiento (con ripple) sobre H, D, He, sin corriente conductora.

• Tokamaks: Diseño/Geometría torus-simetría toroidal/Gran tamaño/ tecnologías específicas para calentamiento y confinamiento del plasma (con neutrones y con tritio en la fase de operación). Campos magnéticos capaces de producir confinamiento sobre H-H, H-D, D-T pero necesitan una corriente conductora. La complejidad no solo está en las bobinas SC y en los componentes de la FW. Todo se prepara para que haya regeneración de tritio. Algún Impacto ambiental. (Distinguir operación normal/accidental)

Un gran stellarator: Large Helical Device (LHD)

Japón

Sistemas y especificaciones del LHD

Sección del LHD

Líneas de campo toroidales (camino largo); Líneas de campo poloidales (camino corto)

Cámara TJ-II

• Prototipo 2 sectores, 2 anillos• Integrado: 32 sectores, 32 anillos, 96

puertos• Geometria helicoidal• Hecha de acero 304 LN (no magnético),

espesor 10 mm• GROOVE HELICOIDAL dentro de la cámara

– Permite la posición de bobinas CC/HX. – Espesor: 7 mm.– Protegido a lo largo de la circunferencia

toroidal (por el daño x plasma interior (en forma de judía) por hojas de acero SS de 3mm. En operación de alta potencia se protege con ladrillos de grafito

– La cámara de vacío tiene protección térmica en las áreas donde los campos de neutrosdepositan un flujo de calor residual.

Cámara TJ-II

• Prototipo 2 sectores, 2 anillos• Integrado: 32 sectores, 32 anillos, 96 puertos• Geometria helicoidal• Hecha de acero 304 LN (no magnético), espesor 10 mm• GROOVE HELICOIDAL dentro de la cámara

– Permite la posición de bobinas CC/HX. – Espesor: 7 mm.– Protegido a lo largo de la circunferencia toroidal (por el daño x

plasma interior (en forma de judía) por hojas de acero SS de 3mm. En operación de alta potencia se protege con ladrillos de grafito

– La cámara de vacío tiene protección térmica en las áreas dondelos campos de neutros depositan un flujo de calor residual.

El conjunto de bobinas del TJ-II

PLASMA

• Plasma: Gas en el que las partículas cargadas son de importancia suficiente para que el gas sea un buen conductor eléctrico. Normalmente la materia se ioniza al alcanzar temperaturas por encima de 5000 K.

• La mayoría de la materia visible en el universo esta en estado de plasma.

• La alta conductividad eléctrica implica que las corrientes pueden fluir en el plasma. Estas corrientes pueden interaccionar con los campos magnéticos para producir fuerzas que se necesitan para el confinamiento.

I+D para Control del Plasma

• Control de la configuración del campo paraconfinamiento,

• Optimización del combustible,

• Control de impurezas en las periferias de los plasmas,

• Mantenimiento de los plasmas en estadoetacionario

• Interacción plasma-pared

Islas magnéticas

Campo magnético en la superficie del plasma (Ripple)

Simulación Matlab de Balduino Van Milligen para el TJ-II

Campos magnéticos en el interior del plasma

W7-XWeldestein 7-X from concept to reality. Max-Planck Intitute für PlasmaPhysik

Líneas de campo magnético dentro del plasma

Weldestein 7-X from concept to reality. Max-Planck Intitute für PlasmaPhysik

Componentes/Sistemas (por colores)


Interior del W7-X, la primera pared

B= 5.5 Tesla


1/5 del W7X bobina SC y sus puertos

Puertos para mantener el vacío y para los diagnósticos


Sistema eléctrico (amarillo) y sistema

refrigerante (helio en W7X. Agua en TJ-II, azul)


Estructura de soporte (de 100 ton)


Aislamiento térmico/Criostato

Al W7X se le pone aislamiento térmico (salvo en los puertos). Notar que la cámara de vacío del TJ-II tieneprotección térmica en las áreas donde los campos de neutros depositan un flujo de calor residual.


Integración x 5


Bobinas integradas


Bllindaje termico y criostato integrado


Sistema auxiliares para calentamiento (1/2)

sus puertosWeldestein 7-X from concept to reality. Max-Planck Intitute für PlasmaPhysik

Sistema auxiliares para calentamiento hasta 100.000.000 K

ECRH: Electron-ciclotron resonance heatingWeldestein 7-X from concept to reality. Max-Planck Intitute für PlasmaPhysik

Esquema del Inyector de pellets del TJ-II

www-fusión.ciemat.es

Inyector de pellets del TJ-II


Sistemas de refrigeracióndel TJ-II


Diagnósticos próximos

Scattering Thompson (densidad electronica), HBPI (densidad iónica)


Espectrómetro VIS_UV (VUV)

Microinestabilidades (no disrupciones)

• Disrupciones producen impurezas que paralizan el plasma

NSTX (TOKAMAK)

Cross Section

Máquinas Tokamaks

ITER Torus Hall extendido

Sistemas auxiliares: criogenia (con He), calentamiento, destritiación

Inyección de neutros en el plasma

Densificacióndel plasma con H

Calentamiento LHD

Para aumentar la densidad del plasma, se inyectan pellets de hidrogeno en el plasma a alta velocidad, generando un plasma confinadode alta densidad.

5 disparos consecutivos

Emisión de luz por las Hα producidas a partir

de pellet injectados ya quemados

En la bobina helicoidal se estudian los perfiles de iota

Calentamiento ECRH

Inyección de Deuterio sobre plasma denso

Inyección de D en del plasma denso (con H)

www.iter.org

Diagnósticos mas importantes

• Scattering Thompson: ne, Te (a partir de ellos se puede calcular el tiempo de confinamiento). Laser de alta potencia atraviesa el plasma (2 disparos por pulso). Los fotones dispersados por el plasma llegan al detector a través de una ventana óptica. general purpose interface bus

• GISMO: Ti, rotación iónica (espectroscopíaDoppler)/dos espectrómetros de alta resolución (sistema de incidencia grazing). Emisión por líneas de impureza en VIS y UV

• HPBI: Sonda de iones pesados Cs+, ni, Ti (en TJ-II se ha instalado el segundo)

Vista del TJ-II desde arriba

Scattering Tompson

• El Sistema Scattering Thomson de alta-resolución (localizado en el sector D2, φ = 14.5°) proporciona la Te, densidad electrónicay perfiles de presión en un momento de la descarga. [1] [2] [3] [4] [5] [6]

• La cuerda del laser esta inclinada 17° de la vertical.

http://fusionwiki.ciemat.es/wiki/TJ-II:Sectors

http://fusionwiki.ciemat.es/wiki/TJ-II:Thomson_Scattering






Scattering Thompson: mide temperatura electrónica y densidad electronica

Bolometríae incertidumbres en el plasma

Limitador de plasma en Tj-II

Hα disparo 18080

Parámetros de un Tokamak en operación

El divertor de los tokamak esta relacionado con la salida de los gases

quemados tritio incluido

Durante la operación del ITEREl He producido por la reacción de fusión forma parte de los gases quemados que también contienen combustible no quemado e impurezas. (T).Lo quemado se extrae continuamente de la cámara de vacío (o cámara de fusión) para que el plasma se mantenga siempre limpio y “a temperatura”. Un SOFISTICADO SISTEMA DE PROCESO DE GASES EN ITER separa los gases quemados en sus diferentes especies moleculares y recobra los combustibles de fusión para reinyectarlos de nuevo en el ciclo del combustible. Este CICLO CERRADO minimiza los efluentes.

Los SISTEMAS DE DESTRITIACIÓN se han diseñado para remover el tritio de los líquidos y de los gases para reinyectarlo en el CICLO DEL COMBUSTIBLE. Los efluentes que permanecen deberán estar bien debajo de los límites autorizados: las liberaciones de tritio liquidas y gaseosas desde ITER al ambiente están previstas que tengan una dosimetría menor de 10 µSv por año. (Objetivo de Seguridad General del ITER que es de 100 µSv por año; el límite de la regulación de Francia de 1000 µSv al año. (Se estima que la exposición a la radiación de fondo es aproximadamente de 2000 µSv al año)

Productos de la fusión)

Los productos de la fusión son He, que es inerte e inocuo y neutrones, que se acumularan en las paredes de la camara y produciran calor y activaran los materiales.

El calor evacuado por la reacción de fusión sera evacuada por agua en circulación a través de los componentes dentro de la cámara de vacío y por agua circulando en las paredes de la cámara de vacío.

En el ITER el agua de refrigeración ira en dos circuitos independientes que pasaran por los intercambiadores de calor primario y secundario para que se pueda bajar su temperaturaantes de ser almacenados en las torres de refrigeración donde la mayoría del agua se evaporará.

El agua que permanezca pasara por depósitos (piscinas) de refrigeración en ITER y alli se comprobaran sus parametros como temperatura máxima (30ºC). PH, hidrocarbonos, cloridricos, sulfatos y tritio. ITER chequeara esos resultados antes de liberar ese agua al rioDURANCE

Predicción de HT

Programa ITER a DEMO

ITER es unainstalaciónexperimental y no se haDiseñado paraque produzcaelectricidad

DEMO tiene que tenerun diseño final capazde producirelectricidad (recogeralos test de la operación del ITER )

Claves Fusión · En operación de alta potencia se protege con ladrillos de grafito ... B= 5.5 Tesla Weldestein 7-X from concept to reality. ... 1/5 del W7X bobina SC y sus puertos

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