Физика плазмы часть 11 v.2014

Новая тема
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Магнитное удержание плазмы. Токамак.
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Удержание плазмы в магнитном поле
ион
электрон
Открытые ловушки
магнитное поле
Замкнутые ловушки
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Элементы тороидальной геометрии
Тороидальные координаты
ϕ - тороидальный угол (обход по R)
θ - полоидальный угол (обход по a)
r - радиус (расстояние до оси тора)
Основные параметры
R - большой радиус (радиус тора)
a (b) - малый радиус (радиус плазмы),
иногда сечение некруглое (b)
B - магнитное поле на оси установки
I - плазменный ток
T - максимальная длительность разряда
А = R/a - аспектное отношение
Li - внутренняя индуктивность плазменного столба
r
ϕ
R
a
θ
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Роль магнитного поля
1. Подавление теплопроводности
поток энергии в плазме без магнитного поля
для Т = 108 К и переходной зоне х = 1 км
S = 1.2.10-6 T7/2/x
S ~ 107 кВт/см2
(мощность реакции ~1 Вт/см3 при плотности 1014 см-3)
Магнитное поле - простая оценка для rл << λ
→ подавление теплопроводности в (λ/rл)2 раз
→ для реактора достаточно поля масштаба 0.01 Тл
2. Удержание плазмы и параметр β
2nkT = βB2/8π, для β порядка нескольких процентов (при реакторных
параметрах плазмы) требуется поле B ~ 5 Тл
Первые предложения о магнитной изоляции плазмы
И. Е. Тамм, А. Д. Сахаров (1950) - разделение
функций удержания и подавления
теплопроводности (удержание стенкой камеры)
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
История работ по токамакам
● Идея магнитной изоляции - И.Е.Тамм, А.Д.Сахаров (1950 г.)
● Начало ~1955 г. в Институте Курчатова (лаб. Н.А.Явлинского),
с 1962 г. - Л.А.Арцимовича (до 1973), до 1998 - Б.Б.Кадомцев,
в 1998-2009 гг. – В.П.Смирнов, с 2009 г. – Э.А.Азизов
● Первая установка – Т-1 (1958)
R = 67 см
a = 17 см
В = 1.5 Тл
I = 100 кА
● Первые крупные достижения - Т-3 (1968)
R = 100 см, a = 15 см, B = 3.5 Тл
n = 1014 см-3, Т = 1 кэВ, τ = 10 мс
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
История работ по токамакам (2)
Новосибирская конференция МАГАТЭ – 1968
- представлены результаты токамака Т-3
- заключительная речь Г. И. Будкера: давайте строить реактор конкретно!
● 1969 год - признание успехов (группа Робинсона в Курчатовском институте,
перевод мировых программ УТС на это направление
● ~1975 год - следующее поколение токамаков (Т-10, PLT) шаг на порядок по параметрам плазмы
● крупнейшие установки для работы вблизи Q ~ 1
проектирование начато в середине 1970-х годов
научные задачи и конструкция различаются
TFTR (США, 1982, DT плазма), разобран в 1997
JET (Европа-UK, 1983, DT плазма), работает
JT-60 (Япония, 1987) → JT-60U → JT-60SA (~2016)
Tore-Supra (Франция, 1988, сверхпроводящий) → WEST
Т-15 (СССР-Россия, 1998, сверхпроводящий) → Т-15М (?)
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Элементы конструкции токамака
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Поддержание равновесия плазмы
● равновесие плазменного шнура в камере может обеспечиваться как
вмороженностью магнитного поля в проводящую камеру (случай А), так и
специальными катушками вертикального поля (случай В)
● оба случая приводят к появлению вертикального поля и возникновению
возвращающей силы Лоренца
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Управление формой плазмы
Токамак TCV
(Лозанна,
Швейцария)
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Параметр q: величина запаса устойчивости
q - отношение числа обходов по большому радиусу m к числу обходов
по малому радиусу n (обычно величина нецелая)
показан случай q = 4
Резонансная поверхность: если q = m/n – целое или простая дробь
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Понятие магнитной поверхности
и вращательного преобразования
● “вращательное преобразование“ - следствие наличия тока, текущего по плазме
● силовые линии образуют магнитную поверхность
● магнитные поверхности являются вложенными
● условие равновесия плазмы ∇p = [j×B] означает, что магнитные поверхности
есть поверхности постоянного давления (B·∇p = 0) и на них располагаются
линии тока (j·∇p = 0)
● через каждую точку проходит только одна поверхность (в вырожденных
системах без вращательного преобразования - множество)
● магнитные поверхности разрушаются турбулентностью
● величина q изменяется по малому радиусу, т.е. шаг “кручения” соседних
магнитных поверхностей разный
s = (1/q)·(dq/dr)
shear (шир)
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Магнитные поверхности токамаков
Частица летит с тепловой скоростью вдоль силовой линии магнитного поля и
за короткое время может оказаться в любой точке «своей» магнитной
поверхности. Переход на другую магнитную поверхность происходит за счёт
столкновений с другими частицами, т. е. медленно в горячей плазме.
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Пролётные и запертые частицы
пролетные частицы – угол вектора
скорости к магнитному полю
достаточно мал, частица может
оказаться в любой точке силовой
линии
запертые частицы - угол вектора
скорости к магнитному полю
достаточно велик, частица
оказывается запертой в области
минимума поля; проекция
траектории имеет форму
«банана» из-за дрейфа
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Неоклассическая диффузия в токамаках
● частицы с большой поперечной скоростью заперты в полоидальном
направлении и совершают дрейфовое движение по “банановым” траекториям
● при большой частоте столкновений коэффициент диффузии больше
классического в q2 раз (формула Пфирша-Шлютера)
● в редкой горячей плазме перенос осуществляется запертыми частицами “банановый” или бесстолкновительный режим (А. А. Галеев, Р. З. Сагдеев)
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
коэффициент диффузии
Коэффициент неоклассической диффузии
существующие тороидальные системы
токамак-реактор
открытые ловушки
частота столкновений
Работы по неоклассической диффузии - Государственная премия СССР,
позднее обнаружено, что потери по электронному каналу этой теорией не
объясняются.
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Реальность и неоклассическая теория
Электронная теплопроводность носит турбулентный характер.
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Универсальный профиль давления
* зависимости n, T, P по малому радиусу оказываются универсальными
(L-мода в современной классификации режимов работы токамаков)
Б.Б.Кадомцев:
идея самоорганизации плазмы
токамаков. Профиль теплопроводности
перестраивается таким образом, чтобы
изменение профиля вклада мощности
минимально влияло на профиль
температуры.
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Модель “кучи песка”
* универсальные (для разных установок) зависимости параметров плазмы
от малого радиуса можно объяснять на уровне простой механической
аналогии (куча песка, которая становится неустойчивой при появлении
сверхкритических градиентов)
* плазменные процессы более сложные (нелинейность, много параметров)
рисунок сделан командой токамака CASTOR
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Омический нагрев плазмы
● единственно доступный способ нагрева в ранних экспериментах
● удельная мощность нагрева падает с ростом температуры плазмы
● электроны нагреваются сильнее
● простой скейлинг ионной температуры - “формула Арцимовича”
(получается, если приравнять передачу энергии e → i и
неоклассический теплоперенос)
Ti ~ (I·B·R2·n)1/3
Скейлинг (масштабная
инвариантность) - свойство
неизменности уравнений,
описывающих некоторый процесс,
при изменении величин входящих в
эти уравнения переменных в
некоторое число раз.
II - если n, j однородны по r
I - если n, j парабола по r
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Предельный ток разряда
критерий Крускала-Шафранова: q > 1
где q - «запас устойчивости»
q = (2 π a / L) (Bz / Bθ )
q = (a / R) (Bϕ / Bθ)
- для линейной системы
- для тороидальной системы
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Неустойчивости – энергетический принцип
Возмущение не будет развиваться, если на его
образование затрачивается энергия
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Пилообразные колебания
● пилообразные колебания (sawtooth oscillations) замечены во всех токамаках
● проявление - резкое периодическое падение температуры в центре плазмы,
образование “полочки” температуры, видно на сигналах многих диагностик
● начинается при появлении поверхности с q = 1, область перемешивания
несколько больше (внутренний срыв)
● период колебаний увеличивается с размером установки
Рентгеновское излучение
Т-10
PLT
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Пилообразные колебания
- магнитные поверхности
● возникающее на поверхности q = 1 возмущение приводит к быстрому
развитию m = 1 / n = 1 тиринг-моды и перемешиванию плазмы в центре
● структура магнитных поверхностей в центре быстро восстанавливается,
периферия остается еще турбулентной, затем воссоздается ядро
● во время перемешивания параметры плазмы выравниваются, при этом
эффективные коэффициенты переноса очень велики
Кадомцев, 1975
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Пилообразные колебания - томография
Рентгеновское излучение - TCV (томография 200 каналов)
В этом месте на лекции демонстрировался видеоролик,
показывающий пилообразные колебания на токамаке
TCV – файл saw_anim_19090.avi
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Пересоединение силовых линий
Тиринг-мода (tearing mode): следствие конечной проводимости плазмы
грубая схема (идеальные токи без плазмы)
В
j
● при перезамыкании вблизи Х-точек происходит генерация быстрых частиц
(индуцирование большой локальной плотности тока)
● важна конечная проводимость плазмы
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
«Магнитные острова» в плазме
Магнитные острова могут появляться в плазме либо из-за особенностей
магнитной системы установки, либо в результате развития плазменных
неустойчивостей (особенно резонансных тиринг-мод - см. рисунок). Наличие в
плазме магнитных островов эффективно увеличивает коэффициенты переноса.
← Б.Б.Кадомцев,
1970е гг.
ITER Physics Basis,
1998
→
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Тиринг-моды на TCV
томографическая реконструкция по данным рентгеновских измерений
В этом месте на лекции демонстрировался видеоролик,
показывающий вращение тиринг-моды на токамаке TCV –
файл mode_anim_14386.avi
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Предельная плотность плазмы
● существует максимальная плотность плазмы, при которой разряд
горит устойчиво (предел Гринвальда)
nm ~ I[MA]/(π a2[м])
[1014 см-3]
при превышении предела периферия становится слишком холодной,
токовый канал сужается и при q = 2 начинается фатальный рост
тиринг-моды m/n = 2/1
● предел Мураками-Хагилла - ограничение из-за возникновения срыва
ne ~ 2/q·B/R
[1020 м-3, м, Т]
формула та же, если за ток принять его предел по Шафранову-Крускалу
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
МГД предел по давлению плазмы
Области стабильности (результаты разных установок)
● в идеальной МГД теории плазма стабильна, если ее давление
не превышает т.н. Troyon limit βN~ 3.5, где βN (“нормализованное бета”)
βN = β[%] / IN = β[%] / (I[МА] / (a[м] B[Tл])) ~ 3.5
● предельные значения βN достигаются в нестационарных условиях, т.е.
давление плазмы постоянно растет до появления МГД активности,
разрушающей плазму
● «мягкий» (ухудшение удержания) и «жесткий» (срыв) предел по давлению
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Ограничение рабочей области параметров
* стартовая фаза: обеспечение устойчивого роста до фазы постоянного тока
* фаза прекращения разряда: безопасное уменьшение энергии плазменного столба
* опасности: резистивные тиринг-моды на рациональных поверхностях m/n
* способ управления: контролируемая скорость нарастания/спада плазменного тока
(меньшие dI/dt приводят к увеличению внутренней индуктивности плазмы, т.е.
к пикированию тока в центре, большие dI/dt приводят к уменьшению индуктивности,
т.е. к протеканию тока по периферии)
JET - срывы на стадии подъема тока
Сценарий разряда в ITER
область безопасной работы
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Срывы в токамаках
• явления, по внешним проявлениям схожие с пилообразными колебаниями,
но гораздо более масштабные (до катастрофических);
• очень серьезная проблема для реактора и больших токамаков (при срыве
возникают большие механические нагрузки на камеру;
• генерируются мощные пучки релятивистских электронов.
1
2
JET
Фазы срыва:
1. сброс энергии на стенку;
2. коллапс тока и генерация
быстрых частиц
● Вероятность срыва от 1% в «надежных» режимах
до 100% в опасных (наиболее
физически интересных)
● Среднее для JET = 9.6%
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Финальная фаза срыва (Alcator-C)
стрелками показана проекция направления тока,
сам ток течёт вдоль силовых линий
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Современные токамаки
В крупных современных токамаках есть существенные физические и
технические отличия от первых поколений этих установок.
• снижение потока примесей со стенки (материалы, вакуум)
• активное управление формой и равновесием плазмы;
• диверторная конфигурация магнитного поля;
• системы дополнительного нагрева;
• режимы с неиндукционным поддержанием тока;
• режимы с улучшенным удержанием;
• работа с дейтерий-тритиевой плазмой (только токамаки JET и TFTR).
В результате токамаки первыми из систем с магнитным удержанием
плазмы подошли к получению термоядерной энергии
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Переход к плазме некруглого сечения
В современном токамаке плазма обычно D-образного сечения
TCV
Улучшенное удержание объясняется тем, что частица больше времени
проводит в области благоприятной кривизны силовых линий со стороны
сильного поля (стабилизирующий эффект). Впервые экспериментальные
результаты с плазмой вытянутого сечения получены на токамаке Т-8
(КИАЭ, теория предложена в 1972 г.).
Параметры:
● вытянутость
● треугольность
Дивертор
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
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
Вакуумная камера токамака JET – 1984 год
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Переизлучение энергии в диверторе
Основная проблема дивертора: очень большая мощность плазменного потока.
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
Методы дополнительного нагрева плазмы
1. Омический нагрев
η ~ 1000 Zeff f(Zeff) Te-3/2
[Ом, м], f(Zeff) = 1 для Z = 1, 0.8 для Z = 2… 0.6 для Z >> 1
2. Инжекция атомарных пучков (NBI)
λ = 5.5·1017 ne E0/A0
[м, кэВ/нуклон]
3. Нагрев на ионной циклотронной частоте (ICRH)
fci = 15 B Z/A
[МГц]
4. Нагрев на нижнегибридном резонансе (LHCD)
fiе = 0.65 B A1/2
[ГГц]
+ неиндуктивное поддержание тока
5. Нагрев на электронной 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
Режимы с улучшенным удержанием
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
Новый радиальный профиль параметров
Типичные профили давления – L-мода, Н-мода и режимы с ITB
в области транспортных
барьеров наблюдается
пониженный уровень
турбулентности
режим с ITB
давление плазмы
центр
Н-мода
внутренний транспортный
барьер (ITB)
пилообразные
колебания
L-мода
неустойчивости, локализованные на краю
(ELM)
краевой транспортный
барьер (ETB)
пьедестал
нормализованный радиус
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Эксперименты с D-T плазмой
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
Пора делать термоядерный реактор!
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Параметры плазмы в реакторе?
QDT = 5÷10
Нужно увеличить τE раз в 5
по сравнению с JET и JT-60U
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Скейлинг энергетического времени жизни
Н-мода
98( y ,2)
0.93
0.15
0.41
0.19
1.97
0.58
0.78
−0.69
τ EIPB
=
0.0562
⋅
I
⋅
B
⋅
P
⋅
n
⋅
M
⋅
R
⋅
ε
⋅
κ
p
T
e
x
,th
с
МА
Тл
МВт
1019 м-3 а.е.м.
м
← размерности
диапазон изменения параметров ограничивается неустойчивостями
Проект ИТЭР
Iter = путь (лат.)
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
International Tokamak Experimental Reactor
Европа, Япония, США, Россия, Китай, Юж.Корея, Индия
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Официальные цели проекта ИТЭР
• 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
Магнитное поле на оси, B
Плазменный ток, Ip
Средняя плотность, <ne>
Термоядерная мощность, P
Усиление мощности, Q
Энергетическое время жизни, τE
Длительность разряда
м/м
Тл
MA
м-3
MВт
с
с
6.2 / 2.0
5.3
15.0
1.0·1020
410
10
3.7
400
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
История работ по проекту
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%
поставки и персонал → 40%
10%
20%
10%
10%
10%
10%
10%
10%
10%
10%
10%
10%
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Отработка технологий
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
DIVERTOR CASSETTE
BLANKET MODULE
HIP Joining Tech
Size : 1.6 m x 0.93 m x 0.35 m
REMOTE MAINTENANCE OF BLANKET
Attachment Tolerance ± 2 mm
DIVERTOR CASSETTE
Heat Flux >15 MW/m2, CFC/W
TOROIDAL FIELD MODEL COIL
Height 4 m
Width 3 m
Bmax=7.8 T
Imax = 80kA
4 t Blanket Sector
Attachment Tolerance ± 0.25 mm
Masahiro SEKI. 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu, 2006
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Российский вклад в ИТЭР
http://www.iterrf.ru/
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
ИЯФ СО РАН для ИТЭР
26.08.2013
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Сверхпроводник для ИТЭР (Инст. Бочвара)
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
График строительства (версия окт. 2012)
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
Площадка ИТЭР – Кадараш (Франция)
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Площадка ИТЭР – общий вид
Площадь основной площадки 40 га (1000 × 400 м), удалено 2.3·106 м3 грунта
фото 04.2014
http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/4%20-%20Aerial/2014/Aerial_Engage_2.jpg
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
Площадка ИТЭР – строительство
Спецтранспорт и макет груза массой 800 т, 20.09.2013
Цех намотки полоидальных катушек
252 × 45 × 17 м, 05.2012
http://www.iter.org/
Производство элементов криостата и магнитной системы
O.Motojima @ FEC-2014
ИТЭР и другие
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
ИТЭР и …..
… топка 500 МВт угольной станции
…1 МВт ветровая станция
Что дальше?
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
European Fast Track Approach is the Basis for Fusion Development
Evgeny Velikhov. 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu, 2006
С приблизительно 2008 года снова стали популярны идеи создания
гибридного реактора (подкритический ядерный реактор с термоядерным
источником нейтронов) в качестве первого шага для создания «чистой»
термоядерной энергетики. Такой шаг требует развития некоторых технологий,
но при этом требуются токамаки с более умеренными параметрами.
Конец темы
В.В.Поступаев * Физика плазмы, тема 11
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.