Claves Fusión. Paloma Castro Lobera

57 

Loading.... (view fulltext now)

Loading....

Loading....

Loading....

Loading....

Texto completo

(1)

Claves Fusión

Paloma Castro Lobera

27-3-2015

(2)

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)

(3)

Fusión

(4)

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:

(5)

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

(6)

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)

(7)

Un gran stellarator:

Large Helical Device (LHD)

(8)
(9)

Sección del LHD

Líneas de campo toroidales (camino largo);

Líneas de campo poloidales (camino corto)

(10)

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 neutros

(11)

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 neutros depositan un flujo de calor residual.

(12)
(13)

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.

(14)

I+D para Control del Plasma

• Control de la configuración del campo para

confinamiento,

• Optimización del combustible,

• Control de impurezas en las periferias de los

plasmas,

• Mantenimiento de los plasmas en estado

etacionario

(15)
(16)

Campo magnético en la superficie del

plasma (Ripple)

(17)

Campos magnéticos en el interior del

plasma

W7-X

(18)

Líneas de campo magnético dentro del

plasma

(19)

Componentes/Sistemas (por colores)

(20)

Interior del W7-X, la primera pared

B= 5.5 Tesla

(21)

1/5 del W7X bobina SC y sus puertos

Puertos para mantener el vacío

y para los diagnósticos

(22)

Sistema eléctrico (amarillo) y sistema

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

)

(23)

Estructura de soporte (de 100 ton)

(24)

Aislamiento térmico/Criostato

Al W7X se le pone aislamiento térmico (salvo en los

puertos). Notar que la cámara de vacío del TJ-II tiene

protección térmica en las áreas donde los campos de

neutros depositan un flujo de calor residual.

(25)

Integración x 5

(26)

Bobinas integradas

(27)

Bllindaje termico y criostato integrado

(28)

Sistema auxiliares para calentamiento

(1/2)

sus puertos

(29)

Sistema auxiliares para calentamiento

hasta 100.000.000 K

ECRH: Electron-ciclotron resonance heating

(30)

Esquema del

Inyector de pellets del TJ-II

(31)

Inyector de pellets del TJ-II

(32)

Sistemas de refrigeración

del TJ-II

(33)

Diagnósticos próximos

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

(34)
(35)

Microinestabilidades (no disrupciones)

• Disrupciones producen impurezas que

paralizan el plasma

(36)

NSTX

(TOKAMAK)

Cross

Section

(37)
(38)

Sistemas auxiliares: criogenia

(39)

Inyección de neutros en el plasma

Densificación

del plasma con H

(40)

Calentamiento LHD

Para aumentar la densidad del plasma, se

inyectan pellets de hidrogeno en el plasma a

alta velocidad, generando un plasma confinado

de alta densidad.

5 disparos consecutivos

Emisión de luz por las Hα producidas a partir

de pellet injectados ya quemados

(41)

En la bobina helicoidal se estudian los

perfiles de iota

(42)
(43)

Inyección de Deuterio

sobre plasma denso

Inyección de D en

del plasma denso (con H)

(44)

Diagnósticos mas importantes

• Scattering Thompson

: n

e

, T

e

(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 (espectroscopía

Doppler)/dos espectrómetros de alta resolución

(sistema de incidencia grazing). Emisión por líneas de

impureza en VIS y UV

• HPBI

: Sonda de iones pesados Cs+, n

i

, T

i

(en TJ-II se ha

instalado el segundo)

(45)
(46)

Scattering Tompson

• El Sistema Scattering Thomson de

alta-resolución (localizado en el

sector

D2

, φ =

14.5°) proporciona la Te, densidad electrónica

y 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.

(47)

Scattering Thompson: mide temperatura

electrónica y densidad electronica

(48)
(49)

Bolometría

(50)
(51)
(52)

Parámetros de un Tokamak en

operación

(53)

El divertor de los tokamak esta

relacionado con la salida de los gases

quemados tritio incluido

(54)

Durante la operación del ITER

El 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)

(55)

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 temperatura

antes 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 rio

DURANCE

(56)
(57)

Programa ITER a DEMO

ITER es una

instalación

experimental y

no se ha

Diseñado para

que produzca

electricidad

DEMO tiene que tener

un diseño final capaz

de producir

electricidad (recogera

los test de la

Figure

Actualización...

Related subjects :