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ITER PROYECTO LLEVADO A CABO EN EL SUR DE FRANCIA, FUSIÓN NUCLEARTRANSCRIPT
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSM
ITER: el más grande del mundo Tokamak Del ITER se basa en el concepto de "tokamak" de confinamiento magnético, en el que el plasma está contenido en una cámara de vacío con forma de rosquilla. El combustible-una mezcla de deuterio y tritio, dos isótopos de hidrógeno se calienta a temperaturas de más de 150 millones ° C, formando un plasma caliente. Los campos magnéticos fuertes se utilizan para mantener el plasma lejos de las paredes; estos son producidos por bobinas superconductoras que rodean el recipiente, y por una corriente eléctrica impulsada a través del plasma.Desplazarse por la máquina con el cursor para identificar las diferentes partes de la máquina.
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSM“PARTES QUE INTEGRAN EL Tokamak”Cryostat-Criostato
Toda la cámara de vacío está encerrado dentro de un criostato o caja fría, que es, literalmente, una nevera tamaño gigante. El criostato forma una envoltura física que rodea la cámara de vacío, proporcionando aislamiento térmico para el sistema de imán superconductor y otros componentes.
La cámara de vacío todo está encerrado dentro de un criostato, o caja fría, que proporciona aislamiento para el sistema de imán superconductor y otros componentes.
El ITER criostato será de 31 metros de altura y casi 37 metros de ancho.
El criostato es una gran estructura de acero, el acero que rodea lacámara de vacío y superconductores m Agnets , proporcionando un ambiente super-cool, vacío. Se compone de una sola construcción de pared cilíndrica, reforzada por nervaduras horizontales y verticales. El criostato es de 29,3 metros de altura y 28,6 metros de ancho.
El criostato tiene muchas aberturas, algunas tan grandes como cuatro metros de diámetro, que proporcionan acceso a la cámara de vacío para refrigeración , sistemas alimentadores imán, auxiliar de calefacción ,diagnósticos , y la eliminación de manta y desviador partes. Grande fuelle se utilizan entre el criostato y la cámara de vacío para permitir la contracción y la expansión térmica en las estructuras. El criostato está completamente rodeada por una capa de hormigón conocida como la BioShield. Por encima del criostato, el BioShield es de dos metros de espesor.
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Magnets-Imanes
Diez mil toneladas de imanes trabajarán juntos para confinar y dar forma al plasma en el interior del recipiente vacío ITER. Los elementos 48 van a generar un campo magnético alrededor de 200 000 veces mayor que la de la Tierra.
Los 48 elementos del sistema de imán ITER generar un campo magnético alrededor de 200.000 veces mayor que la de la Tierra.
El ITER sistema de imán superconductor 18 comprende campo toroidal y 6 bobinas de campo poloidales, un solenoide central, y un conjunto de bobinas de corrección que confinan magnéticamente, forma y control del plasma dentro de la cámara de vacío . Bobinas adicionales se llevarán a cabo para mitigar los modos localizados Edge (ELM), que son explosiones de alta energía cerca del borde del plasma que, si se deja sin control, hacen que el plasma de perder parte de su energía.
Cable superconductor que se pone en cola después de la producción ASIPP, Instituto de Física del Plasma, Hefei, China. Foto: Peter Ginter
El poder de los campos magnéticos necesarios para confinar el plasma en la cámara de vacío ITER es extrema. Para obtener la máxima eficiencia y para limitar el consumo de energía, el ITER utiliza imanes superconductores que pierden su resistencia cuando se enfría a temperaturas muy bajas. Las bobinas de campo toroidal y poloidal se encuentran entre la cámara de vacío y el criostato , donde se enfrían y protegidos de los neutrones generadoras de calor de la reacción de fusión.
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMEl material superconductor, tanto para el solenoide central y las bobinas de campo toroidal está diseñado para lograr un funcionamiento a alta campo magnético (13 Tesla), y es una aleación especial hecha de niobio y estaño (Nb3Sn). Las bobinas de campo poloidal y las bobinas de corrección utilizan una, aleación de niobio-titanio diferente (NbTi). Con el fin de lograr la superconductividad, todas las bobinas se enfrían con helio supercrítico en el intervalo de 4 grados Kelvin (-269 ° C). Superconductividad ofrece una atractiva relación de consumo de energía a un costo para los impulsos de plasma de larga duración previstos para la máquina del ITER.
Sistema de campo toroidal
Una de las 18 bobinas de campo toroidal.
Los 18 de campo (TF) imanes toroidales producen un campo magnético alrededor del toroide, cuya función principal es la de confinar las partículas de plasma. Las bobinas de campo toroidal ITER están diseñados para tener una energía magnética total de 41 gigajulios y un campo magnético máximo de 11,8 tesla. Las bobinas se pesan 6.540 toneladas totales, además de la cámara de vacío, que son los componentes principales de la máquina del ITER.
Las bobinas se pueden hacer de los superconductores de cable-en-conducto, en el que un haz de hilos superconductores está cableado juntos y se enfría por el flujo de helio, y contenida en una chaqueta estructural. Las hebras necesarias para las bobinas de campo toroidal ITER tienen una longitud total de 80.000 kilómetros.
Sistema campo poloidales
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El sistema de bobina de campo poloidal consta de seis bobinas independientes situados fuera de la estructura de imán toroidal.
Los campos (PF) imanes poloidales pellizcan el plasma de las paredes y contribuyen de esta manera a mantener la forma y la estabilidad del plasma. El campo poloidal es inducida tanto por los imanes y por la unidad actual en el propio plasma.
El sistema de bobina de campo poloidal consta de seis bobinas horizontales colocados fuera de la estructura de imán toroidal. Debido a su tamaño, el bobinado reales de cinco de las seis bobinas de campo poloidales se llevarán a cabo en un 257 metros de largo edificio dedicado, bobina en la sede del ITER en Cadarache. La más pequeña de las bobinas de campo poloidales serán fabricados fuera de la oficina y se entregan acabados.
Las bobinas de campo poloidales ITER también están hechos de conductores cable en conducto. Dos diferentes tipos de hilos se utilizan de acuerdo a los requisitos de funcionamiento, cada uno mostrando las diferencias en el comportamiento de alta corriente y alta temperatura.
Solenoide central
El solenoide de-la columna vertebral del imán central de sistema es esencialmente un transformador grande.
La corriente de plasma principal es inducido por la corriente cambiante en el solenoide central que es esencialmente un gran transformador, y la "columna vertebral" del sistema de imán. Contribuye al flujo de inducción que impulsa el plasma, a la configuración de las líneas de campo del desviador región, y para el control de estabilidad vertical. El solenoide central es de seis paquetes independientes de bobinas que utilizan un niobio-estaño (Nb3Sn) Cable en conducto superconductor conductor, unidos por una estructura pre-compresión vertical. Este diseño permite ITER para acceder a una ventana de operación amplia de los parámetros del plasma, lo que permite la comprobación de los diferentes escenarios de operación de hasta 17 MA y cubriendo operación inductiva y no inductiva.
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Cada bobina se basa en una pila de múltiples puestos de bobinado crepe que minimiza las articulaciones. Un vaso-poliimida aislamiento eléctrico, impregnado con resina epoxi, da una capacidad de funcionamiento de alta tensión, probado hasta 29 kV. El material de la camisa conductor tiene que resistir las grandes fuerzas electromagnéticas que surgen durante el funcionamiento y ser capaz de demostrar un buen comportamiento a la fatiga. El conductor se produce en longitudes unitarias de hasta 910 metros.
Blanket-Manta La superficie interior del recipiente vacío ITER será cubierto con 440 módulos Manta cada medición de 1x1, 5 metros y un peso de hasta 4 toneladas. La manta módulos proteger la cámara de vacío de neutrones de alta energía producidos durante la reacción de fusión.
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Manta módulos proporcionan protección de las altas cargas térmicas dentro de la cámara de vacío y de los neutrones de alta energía producidos por las reacciones de fusión. En experimentos posteriores algunos módulos pueden ser usados para poner a prueba conceptos de reproducción de tritio.
La manta cubre las superficies interiores de la cámara de vacío , proporcionando protección para el buque y los superconductores imanes del fuego y de los flujos de neutrones de la reacción de fusión. Los neutrones se retrasan en la manta en que su energía cinética se transforma en energías térmicas y recogidas por los refrigerantes.En una planta de energía de fusión, esta energía se utiliza para la producción de energía eléctrica.
Este bloque de acero inoxidable masiva fuera de la sede de ITER representa la manta Pantalla Módulo BM 11 que formarán parte de la pared del vaso vacío de ITER.
Para los fines de mantenimiento en el interior de la cámara de vacío, la pared manta es modular. Se compone de 440 segmentos individuales, cada una mide 1x1.5 metros y un peso máximo de 4,6 toneladas. Cada segmento tiene una primera pared desmontable que se enfrenta directamente el plasma y elimina la carga de calor de plasma, y un escudo manta semi-permanente dedicada a la de blindaje contra neutrones.
La manta ITER es uno de los componentes más importantes y técnicamente difíciles en ITER: junto con el desviador se enfrenta directamente el plasma caliente. Debido a sus propiedades físicas únicas, berilio ha sido elegido como el elemento para cubrir la primera pared. El resto de la manta escudo será hecha de cobre de alta resistencia y acero inoxidable.
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMEn una fase posterior del proyecto ITER, módulos de reproducción de prueba se utiliza para probar los materiales dereproducción de tritio conceptos. Será necesaria una futura central de fusión producir grandes cantidades de energía para reproducirse de todos los suyos tritio. ITER pondrá a prueba este concepto esencial de tritio autosuficiencia.
External Heating Systems-Sistemas de Calefaccion Externos. Para iniciar la fusión nuclear, el plasma de hidrógeno que sirve como el combustible de la fusión debe ser calentado a 150 millones de grados Celsius. En ITER, esto se logra a través de los sistemas de calefacción exteriores: inyecciones. Haz neutros y ondas electromagnéticas de radiofrecuencia.
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El ITER Tokamak se basará en tres fuentes de calentamiento externo para llevar el plasma a la temperatura necesaria para la fusión.
Las temperaturas en el interior del ITER Tokamak deben llegar a 150 millones de ° Celsius-o diez veces la temperatura en el núcleo del Sol-para que el gas en la cámara de vacío para alcanzar el estado de plasma y para que se produzca la reacción de fusión. El plasma caliente debe entonces ser sostenida a estas temperaturas extremas de una manera controlada con el fin de extraer la energía.
Un inyector de haces neutros y dos tipos de ondas electromagnéticas de alta frecuencia ayudará a traer el plasma a temperaturas superiores a 150 millones de ° C.
El ITER Tokamak se basará en tres fuentes decalentamiento externo que trabajan en concierto para proporcionar la potencia de calefacción de entrada de 50 MW necesaria para que el plasma a la temperatura necesaria para la fusión. Estos son la inyección de haces neutros y dos fuentes de ondas electromagnéticas de alta frecuencia.
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMEn última instancia, los investigadores esperan para lograr una "combustión de plasma"-uno en el que la energía de los núcleos de helio producido por la reacción de fusión es suficiente para mantener la temperatura del plasma. El calentamiento externo puede entonces ser fuertemente reducido o apagado por completo. Un plasma quema en el que al menos el 50 por ciento de la energía necesaria para conducir la reacción de fusión se genera internamente es un paso esencial para alcanzar el objetivo de la generación de la energía de fusión.
Inyección haz Neutral
Con la inyección para calentar el combustible en el ITER Tokamak es muy parecido a el uso de vapor en la máquina de capuchino hogar para calentar la leche. Inyectores de haces neutros se utilizan para disparar partículas de alta energía no cargadas en el plasma, donde, a modo de colisión, que transfieren su energía a las partículas del plasma.
Antes de la inyección, átomos de deuterio deben acelerarse fuera de la tokamak a una energía cinética de 1 Mega electrón voltios (MeV). Sólo los átomos con un positivo o una carga negativa pueden ser acelerados por el campo eléctrico; para este, los electrones deben ser removidos de átomos neutros para crear un ion cargado positivamente. El proceso debe entonces ser invertida antes de la inyección en el plasma de fusión, de lo contrario el ion cargado eléctricamente sería desviado por el campo magnético de la jaula de plasma. En los sistemas de inyección de haces neutros, los iones pasan a través de una celda que contiene el gas cuando se recuperan su electrón que falta y se pueden inyectar como neutrales rápidas en el plasma.
Es todo acerca de la energía cinética - el neutro inyector haz acelera partículas de deuterio neutralizados rápidamente en el plasma.
El gran volumen de plasma en el ITER impondrá nuevos requisitos de este método probado de inyección: las partículas tendrán que pasar tres o cuatro veces más rápido que en los sistemas anteriores con el fin de penetrar lo suficiente en el plasma, y en estos precios más altos de la positiva- iones cargados se vuelven difíciles de neutralizar. En el ITER, por primera vez, una fuente de iones con carga negativa ha sido seleccionado para eludir este problema. Aunque los iones negativos serán más fáciles de neutralizar, también serán más difíciles de crear y de manejar que los iones positivos. El electrón adicional que da el ion su carga negativa es sólo débilmente ligado, y por lo tanto pierde fácilmente.
Dos potentes inyectores de haces neutros están previstos para el ITER. Un tercer haz de neutro se puede utilizar con fines de diagnóstico.
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Ion ciclotrón Calefacción
Parte del experimento VE-ion de la India en el ITER. © Peter Ginter
Iones y electrones métodos de calentamiento ciclotrón utilizan ondas de radio a diferentes frecuencias para llevar el calor adicional para el plasma, mucho de la misma manera que un horno de microondas transfiere el calor a los alimentos a través de microondas. En resonancia ciclotrón de iones Calefacción (ICRH), se transfiere la energía a los iones en el plasma por un haz de alta intensidad de la radiación electromagnética con una frecuencia de 40 a 55 MHz.
Un generador de líneas de transmisión y una antena son necesarias para el ion ciclotrón calefacción. Un generador produce ondas de radiofrecuencia de alta potencia que se llevan a lo largo de una línea de transmisión a una antena situada en la cámara de vacío , el envío de las ondas en el plasma.
Ciclotrón de electrones Calefacción resonancia ciclotrónica de electrones Calefacción (ECRH) calienta los electrones en el plasma con un haz de alta intensidad de la radiación electromagnética a una frecuencia de 170 GHz, la frecuencia de resonancia de los electrones. Los electrones, a su vez transfieren la energía absorbida a los iones por colisión. El sistema de calefacción ciclotrón de electrones también se utiliza para depositar el calor en lugares muy específicos en el plasma, como un mecanismo para reducir al mínimo la acumulación de ciertas inestabilidades que conducen a la refrigeración de el plasma. En comparación con el sistema ICRH, la ECRH tiene la ventaja de que el haz de luz puede ser transmitida a través del aire que simplifica el diseño y permite que la fuente sea el momento a partir del plasma, lo que simplifica el mantenimiento. Energía será proporcionada por poderosos girotrones, de alta frecuencia como fuentes de energía. El diseño del ITER incluye el desarrollo de un MW girotrón operativo 1 a 170 GHz, con una duración de pulso de más de 500 s.
Divertor-Divertor El Divertor se coloca en la parte inferior de la cámara de vacío. Es la principal interfaz entre el plasma caliente y las superficies de los materiales. El Divertor controla el escape de gas residual y las impurezas procedentes del reactor y debe ser capaz de soportar las cargas de calor muy elevadas de la superficie.
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El desviador es uno de los componentes clave de la máquina ITER. Situado a lo largo de la parte inferior de la cámara de vacío, su función es la de extraer el calor y cenizas de helio - ambos productos de la reacción de fusión - y otras impurezas a partir del plasma, en efecto actúa como un sistema de escape gigante. Se comprenderá dos partes principales: una estructura de soporte hecho principalmente de acero inoxidable, y el plasma orientada componentes, pesa alrededor de 700 toneladas. Los componentes del plasma que enfrenta serán hechos de tungsteno, un material de alta refractario.
Los tres de plasma frente a los componentes de la ITER desviador: el interior y los objetivos verticales exteriores, y la cúpula.
Situado en la parte inferior de la cámara de vacío, el ITER desviador se compone de 54 cassettes remota-extraíbles, cada uno sosteniendo tres componentes del plasma se enfrentan, o metas. Estos son el interior y los objetivos verticales exteriores, y la cúpula. Los objetivos se sitúan en la intersección de las líneas de campo magnético donde las partículas de plasma de alta energía chocan con los componentes. Su energía cinética se transforma en calor, el flujo de calor que reciben estos componentes es muy intenso y requiere agua de refrigeración activa. La elección del material de la superficie para el desviador es importante. Sólo muy pocos materiales son capaces de soportar temperaturas de hasta 3000 ° C durante la vida útil proyectada de 20 años de la máquina ITER; estos se les examinarán en el ITER.
ITER previsto para comenzar las operaciones con un objetivo desviador hecho de material compuesto de carbono reforzado con fibra de carbono (CFC)-un material que presenta la ventaja de una alta conductividad térmica a ser seguido por un segundo desviador con objetivos de tungsteno que ofrecen la ventaja de una tasa más baja de la erosión y la vida útil más larga.
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Actualmente, debido a consideraciones de costo de corte, la gestión ITER está investigando la viabilidad de la aplicación de tungsteno desde el comienzo de las operaciones.
Diagnostics-Diagnostico. Con el fin de medir, observar y controlar el rendimiento de plasma en el recipiente de vacío ITER, se utilizarán aproximadamente 50 sistemas de diagnóstico, incluyendo calibradores de presión, bolómetros, cámaras, monitores de neutrones de impurezas, y dispersión de láser, que es una técnica para medir la temperatura de los electrones.
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Alrededor de 50 sistemas de medición individuales ayudarán a controlar, evaluar y optimizar el rendimiento del plasma en el ITER y para una mayor comprensión de la física del plasma.
Un amplio sistema de diagnóstico se puede instalar en la máquina del ITER para proporcionar las medidas necesarias para controlar, evaluar y optimizar el rendimiento del plasma en el ITER y para fomentar la comprensión de la física de plasma. Estos incluyen las mediciones de temperatura, densidad, concentración de impurezas, y las partículas y tiempos de confinamiento de energía.
Inspeccionar el prototipo de vacío del espectrómetro buque en mayo de 2010, Corea del ITER. © Peter Ginter
El sistema estará compuesto por cerca de 50 sistemas de medición individuales procedentes de toda la gama de técnicas de diagnóstico de plasma modernas, como láseres, rayos X, cámaras, monitores de neutrones impureza, spectrometres bolómetros partículas, radiación, presión y análisis de gas, y las fibras ópticas.
Debido a las duras condiciones ambientales dentro de lacámara de vacío , estos sistemas tendrán que hacer frente a una serie de fenómenos que no se encuentran previamente en la aplicación de diagnóstico, mientras que al mismo tiempo llevar a cabo con gran exactitud y precisión. Los niveles de flujo de partículas neutro, flujo de neutrones y fluencia serán respectivamente alrededor de 5, 10 y 10.000 veces mayor que el más duro con experiencia en
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMmáquinas de hoy en día. La longitud del impulso de la reacción de fusión-o la cantidad de tiempo la reacción se sustenta-será de alrededor de 100 veces más.
Vacuum Vessel-Camara de Vacio. La cámara de vacío es un recipiente de acero inoxidable de doble pared, que albergará la reacción de fusión. Vacuum Vessel del ITER será dos veces más grande y dieciséis veces más pesado que
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMcualquier cámara de vacío fabricados previamente.Construido en nueve secciones y soldadas entre sí, que proporcionará un contenedor de plasma herméticamente cerrado.
La cámara de vacío de acero inoxidable grande proporciona un entorno cerrado, vacío durante la reacción de fusión.
Un corte transversal de la cámara de vacío del ITER que muestra la manta módulos unido a su pared interior y el desviador en la parte inferior.
La cámara de vacío es un recipiente de acero herméticamente cerrado en el interior delcriostato que alberga la reacción de fusión y actúa como una primera barrera de contención de seguridad. En su cámara en forma de anillo, o un toroide, el plasma partículas de espiral alrededor continuamente sin tocar las paredes.
El tamaño de la cámara de vacío dicta el volumen del plasma de fusión; cuanto mayor sea el recipiente, mayor es la cantidad de energía que puede ser producida.La cámara de vacío del ITER será dos veces más grande y dieciséis veces más pesado que cualquier tokamak anterior, con un diámetro interior de 6 metros. Se medirá un poco más de 19 metros de ancho por 11 metros de alto, y pesa más de 5.000 toneladas.
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La cámara de vacío del ITER con sus puertos 44. En 8000 toneladas, la cámara de vacío de acero inoxidable pesa un poco más que la Torre Eiffel.
La cámara de vacío tendrá paredes de acero doble, con pasajes deenfriamiento de agua para hacer circular entre ellos. Las superficies internas del recipiente serán cubiertos con mantamódulos que proporcionarán blindaje de los neutrones de alta energía producidos por las reacciones de fusión. Algunos de los módulos manta también se utilizará en fases posteriores para probar materiales parareproducción de tritio conceptos.
Cuarenta y cuatro puertos proporcionan acceso a la cámara de vacío para el manejo a distancia de operaciones, de diagnóstico , sistemas decalefacción y vacío de los sistemas: 18 puertos, 17 puertos superiores ecuatoriales y 9 puertos inferiores.
“SISTEMAS EXTERNOS DEL Tokamak”
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1.-Aspiración-Vacuum System
Ilustración de la salida del toro de bombeo geometría del sistema, mostrando los cuatro puertos de bombeo con dos bombas criogénicas cada uno.
Con un volumen de 1.400 m³ y 8.500 m³ respectivamente, la cámara de vacío del ITER y el rango criostato entre los más grandes sistemas de vacío jamás construido. Las técnicas sofisticadas serán necesarias para la vigilancia y el mantenimiento de estos sistemas: una vez en funcionamiento, ya no va a ser el acceso a la máquina. vacío de bombeo se requiere antes de comenzar la reacción de fusión para eliminar todas las fuentes de moléculas orgánicas que de otra manera se rompen en el plasma caliente. También se requiere de bombeo de vacío para crear baja densidad-aproximadamente un millón de veces menor que la densidad del aire. Las bombas mecánicas y potentes bombas criogénicas evacuar el aire fuera del recipiente y el criostato hasta que la presión en el interior se ha reducido a una millonésima parte de la presión atmosférica normal . Teniendo en cuenta el volumen de ITER, esta operación se llevará de 24 a 48 horas.
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El modelo criobomba ITER probado en el laboratorio TIMO en Karlsruhe, Alemania.Foto: Forschungszentrum Karlsruhe (FZK).
Los principales sistemas de bombeo son las ocho bombas de toro de escape, los cuatro criostáticas para los sistemas de inyección de haces neutros utilizados en el calentamiento del plasma, y los dos criostáticas para el ITER criostato y los imanes superconductores contenidas. Ellos serán enfriados con helio supercrítico. Las bombas complejos se han adaptado para las aplicaciones y requisitos muy específicos en el ITER.
2.-Criogenia- Cryogenics
El sistema criogénico ITER: 50 cajas frías, de 3 kilómetros de cryolines y 4.500 componentes. Potencia de enfriamiento se distribuye a través de un complejo sistema de líneas de transferencia de múltiples tubos criogénicos y cajas de distribución criogénica.
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMTecnología criogénica se utiliza ampliamente en el ITER para crear y mantener las condiciones de baja temperatura para el imán de vacío de bombeo y algunos sistemas de diagnóstico.
El ITER imanes se enfriará con helio supercrítico a 4 K (-269 ° C) con el fin de operar en los altos campos magnéticos necesarios para el confinamiento y la estabilización del plasma. Ellos estarán rodeados por un gran criostato y un escudo térmico refrigerado activamente con un flujo forzado de helio a 80 K. Además, grandes paneles refrigerados por cryoabsorption 4 K helio supercrítico se utilizarán para lograr las altas tasas de bombeo y los niveles de vacío en la criostato y el toro.
Un cryoplant en la plataforma de ITER producirá la potencia de refrigeración necesaria, y distribuirlo a través de un complejo sistema de cryolines y cajas frías que componen el cryodistribution sistema.
Criogenia: la rama de la física y la ingeniería que se ocupa de muy bajas temperaturas que no se producen naturalmente en la Tierra. [La palabra crio o Cryos (κρύο) es griego y significa "helada"].
El cryoplant se compone de helio y nitrógeno refrigeradores combinados con una K helio bucle 80. Almacenamiento y recuperación de las existencias de helio (25 toneladas) se proporciona en tanques de helio gaseosos calientes y frías (4 K y 80 K). Tres refrigeradores helio suministran la potencia de refrigeración necesaria a través de una caja de interconexión que proporciona la interfaz para el sistema de cryodistribution. Dos refrigeradores de nitrógeno proporcionan potencia de refrigeración de los escudos térmicos y la 80 K de pre-enfriamiento de los refrigeradores de helio. El sistema criogénico ITER será capaz de proporcionar energía de refrigeración a tres niveles de temperatura diferentes: 4 K, 50K y 80K.
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El helio existe en una forma líquida sólo a temperaturas extremadamente bajas. Un baño con helio líquido hirviendo 4,2 K a presión ambiente inferior y en la disminución de las presiones-proporciona la fuente de frío para extraer y transferir calor desde los componentes a la cryoplant. De flujo forzado helio supercrítico circula a través de los componentes del ITER para eliminar el calor y proporciona el entorno de baja temperatura requerida.
La distribución de la potencia de refrigeración se lleva a cabo a través de cajas de cryodistribution con bombas de circulación de helio para el enfriamiento de los imanes y las bombas criogénicas, y un sistema complejo de transferencia criogénica líneas-encuentra tanto dentro de la construcción de Tokamak, dentro de los edificios Cryoplant, y entre los dos.
El sistema criogénico ha sido diseñado para garantizar la operación de enfriamiento y estable para el ITER imanes, bombas criogénicas y escudos térmicos sin precedentes a pesar de las cargas de calor dinámicas debidas a las variaciones del campo magnético y de la producción de neutrones a partir de las reacciones de fusión pulsadas.Puede funcionar en un amplio rango de escenarios de plasma del ITER, de impulsos de plasma cortos (unos pocos cientos de segundas) con la energía de fusión ampliada (700 MW) a impulsos de plasma de larga duración de 3000 s con 365 MW de energía de fusión.Antes de la operación, el sistema criogénico ITER proporcionará el tiempo de reutilización gradual y llenar de los imanes y los escudos térmicos y el tiempo de reutilización de las bombas criogénicas que se utilizan para lograr vacío en el criostato y recipiente de vacío.
El sistema criogénico ITER será el mayor sistema criogénico concentrado en el mundo, con una potencia frigorífica instalada de 65 kW a 4.5K (helio) y 1.300 kW a 80 K (nitrógeno).
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMDespués de que el Gran Colisionador de Hadrones del CERN, es el sistema criogénico más grande jamás construido. El diseño del sistema criogénico ITER fue validado durante las pruebas en las instalaciones existentes en todo el mundo.
3.-Manejo remoto- Remote Handling
El buen funcionamiento de la máquina ITER se basa en gran medida en el sistema de manipulación remota. Aquí, uno de los módulos manta 440 se intercambian.
Manejo remoto tendrá un importante papel que desempeñar en el ITER Tokamak. Cuando entre en operación será imposible de realizar cambios, llevar a cabo inspecciones, o reparar ninguno de los componentes del Tokamak en las áreas activadas que no sean por la manipulación a distancia. Técnicas de manipulación a distancia muy fiable y robusta será necesario manipular y cambiar los componentes que pesan hasta 50 toneladas. La fiabilidad de estas técnicas también tendrá un impacto en la duración de las fases de parada de la máquina. Todas las técnicas de manipulación a distancia desarrollados para el ITER operan en el mismo principio. Un manipulador remoto se utiliza para separar el componente, el componente se elimina a través de un puerto y se coloca en el contenedor de transporte atracado; una puerta temporal se coloca sobre elrecipiente de vacío del puerto de acceso, y el barril está cerrado para evitar la contaminación. El barril se desplaza sobre cojinetes de aire a lo largo de la instalación celular caliente . Un soporte similar se produce en la instalación de la célula caliente y se retira el componente de ser reparado o reemplazado. El proceso se invierte para que ese componente nuevo a la cámara de vacío.
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4.-Fuente de alimentación- Power Supply
El prototipo de convertidor de potencia ITER a prueba en 1998.
Necesidades de electricidad de la planta y las instalaciones de ITER se extenderán de 110 MW a 620 MW hasta por períodos de 30 segundos durante el funcionamiento plasma. La energía será proporcionada a través del circuito de 400 kV que ya suministra la extensión del sitio a un kilómetro cercano CEA Cadarache será suficiente para vincular la planta de ITER en la red. ITER tendrá un sistema de distribución en estado estacionario para suministrar la electricidad necesaria para operar toda la planta, incluidas las oficinas y las instalaciones operativas. El agua de refrigeración y criogénicossistemas juntos absorber alrededor de 80% de este suministro. Un segundo sistema de potencia de impulsos se utiliza durante la operación de plasma para proporcionar los superconductores de imán y las bobinas de la calefacción y sistemas de transmisión de corriente con la gran cantidad de energía que necesitan.Electricidad del circuito de 400 kV se transformará en un nivel intermedio (69 kV) a través de 3 transformadores de bajada. Energía de reserva de emergencia de la planta y las instalaciones ITER será cubierto por dos generadores diesel.
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5.-Ciclo del Combustible-Fuel Cycle
Una interrupción jumbo mitigación de pellet (16 mm) golpea la placa de desviación y se rompe. Los científicos están trabajando en la orientación de la placa para optimizar la distribución espacial de los desechos.
Los combustibles utilizados en el ITER serán tratados en un ciclo cerrado. La reacción de fusión del ITER Tokamak se alimenta con deuterio y tritio, dos isótopos del hidrógeno. ITER será la primera máquina de fusión diseñado completamente para el funcionamiento de deuterio-tritio. Puesta sucederá en tres fases: la operación de hidrógeno, seguido por la operación de deuterio, y la operación finalmente se llena de deuterio-tritio. Como primer paso para iniciar la reacción de fusión, todo el aire y las impurezas deben ser evacuados de la cámara de vacío . Los potentes imanes que ayuden a limitar y controlar el plasma son luego encendidos y que el combustible gaseoso de baja densidad se introduce en la cámara de vacío por un sistema de inyección de gas. Una vez que el combustible ha sido introducido en la cámara de vacío, una corriente eléctrica se aplica al sistema que hace que el gas se descomponga eléctricamente, se convierten en ionizados, y formar un plasma. Potentes bombas fueron desarrollados para el ITER para inyectar los combustibles gaseosos de fusión en el cámara de vacío. Con un rendimiento de 200 Pa m3/seg en promedio y 400 Pa m3/seg en el pico, la potencia de los sistemas de inyección desarrollados para el ITER será casi un orden mayor que la de cualquier tokamak existente.
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El ciclo "closed loop DT" repostaje de ITER. Deuterio y tritio almacenado se introducen en la cámara de vacío donde se consume sólo un pequeño porcentaje del combustible. El escape de plasma se retira y se procesa a través de un sistema de separación de isótopos que extrae los combustibles de fusión para reinyección en el ciclo de alimentación de combustible.
Un segundo sistema de alimentación de combustible, un inyector de pellets, también se utilizará en el ITER. El pellet inyector es principalmente un fabricante de hielo de alta eficiencia. Un extrusor golpea a varios gránulos de hielo deuterio y tritio de tamaño milimétrico que son impulsados por una pistola de gas hasta 3600 kmh-rápido y lo suficientemente frío como para penetrar profundamente en el núcleo de plasma. Los gránulos congelados se inyectan a través de un tubo de guía situado en la pared interior de la cámara de vacío y otro tubo de guía para inyección pared exterior. inyección de pellets es la herramienta principal utilizada para controlar la densidad del plasma y también es eficaz en el control de modos localizados Edge, o ELMs . Estos estallidos energéticos escapar del campo magnético que rodea el plasma y provoca la pérdida de energía. Al rodar las pastillas de combustible congelados donde se necesitan, la inyección de pellets se ha demostrado ser eficaz en la gestión de ELM. La tecnología especial está siendo desarrollado para permitir que estos gránulos para volar a lo largo de trayectorias curvas, logrando así zonas específicas dentro de los plasmas donde ELM son particularmente perjudicial. Menos de 1 g de combustible de fusión está presente en la cámara de vacío en cualquier momento. El desviador situado en la parte inferior de la cámara de vacío permite el reciclaje de cualquier combustible que no se consume: combustible no quemado fluye hacia el desviador, se bombea hacia fuera y separada de helio producido durante la reacción de fusión, mezclado con tritio y deuterio fresco, y reinyectado en la cámara de vacío.
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6.-Telefono Caliente-Hot Cell
El diseño actual de la Línea de teléfono caliente. El edificio de 130.000 metros cúbicos es una estructura sólida, independiente que consta de cuatro plantas sobre rasante y un sótano lleno.
El Fondo para el teléfono caliente será necesario en el ITER para proporcionar un entorno seguro para la transformación, reparación o renovación, pruebas, y la eliminación de los componentes que se han activado por la exposición a neutrones. Aunque no hay productos radiactivos se producen por la reacción de fusión en sí, neutrones energéticos interactúan con las paredes de la cámara de vacío se 'activar' estos materiales con el tiempo. Además, los materiales pueden ser contaminados por el berilio y el polvo de tungsteno, y el tritio.
Operaciones de remodelación pesados dentro de la instalación celular caliente serán realizados por manipulación a distancia de sistemas capaces de manipular los componentes hasta el tamaño de un autobús escolar. El Fondo para el teléfono caliente también contará con el equipo de manejo a distancia para la simulación y el ensayo de las operaciones.
Además, la instalación de pilas de caliente llevará a cabo la eliminación de tritio a partir de los componentes y materiales tritiados. Esta operación se encuentra en una zona segura, confinado, y blindado que contiene sistemas analíticos para la medición de tritio, y un sistema de detritiation para los flujos gaseosos con el fin de minimizar las emisiones y residuos.
Se tratarán todos los materiales de desecho, envasados y almacenados temporalmente en el Fondo para el teléfono caliente antes de ser entregado a las autoridades francesas.
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7.-Agua de refrigeración-Cooling Water
ITER estará equipado con un sistema de agua de refrigeración para gestionar el calor generado durante el funcionamiento del tokamak. Las superficies internas de la cámara de vacío (primera capa de la pared y desviador) deben enfriarse a aproximadamente 240 ° C a pocos metros del plasma de 150 millones de grados.
El agua se utiliza para eliminar el calor de la cámara de vacío y sus componentes, y para enfriar los sistemas auxiliares, tales como calefacción de radio frecuencia de los sistemas de transmisión de corriente y, el sistema de agua refrigerada (CHWS), la criogénico sistema, y la fuente de alimentación de bobina sistema de distribución y . El sistema de agua de refrigeración incorpora múltiples bucles cerrados de transferencia de calor, además de un sistema de eliminación de calor de bucle abierto (HRS). El calor generado en el plasma durante la reacción deuterio-tritio se transfiere a través del sistema de agua de refrigeración tokamak (TCWS) al sistema de agua de refrigeración de componentes intermedia (CCWS), y para el HRS, que rechaza el calor al medio ambiente.
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La arquitectura del sistema de agua de refrigeración del ITER tiene en cuenta los criterios de seguridad y está diseñado para respetar el medio ambiente.
El ITER Tokamak y sistemas auxiliares de la planta va a producir un promedio de 500 MW de calor durante un ciclo de impulso de plasma típico, con un pico de más de 1.100 MW durante la fase de plasma quemadura; todo de este calor tiene que ser disipado para el medio ambiente. Esto se logra mediante la evaporación del agua HRS a medida que pasa a través de los de tiro inducido torres de refrigeración. La alta tasa de evaporación se concentra minerales en el agua HRS, y como resultado, parte del agua se descarga de forma continua desde el sistema y se sustituye por agua del Canal de Provenza. El agua descargada (purga) pasa a través de una serie de cuencas de control donde el agua se pone a prueba por diversos parámetros como la temperatura (máximo 30 ° C), el pH y la presencia de hidrocarburos, cloruros, sulfatos y tritio. Sólo el agua que cumple con los criterios de liberación ambientales estrictos establecidos por las autoridades locales es liberado en el río Durance.
Durante las operaciones de plasma, el caudal combinado de toda el agua en circulación en los circuitos del sistema de agua de enfriamiento es de aproximadamente 33 m³ / s, que fluye a través de tuberías con diámetros nominales de hasta 1,6 metros.
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8.-Cría Tritium-Tritium Breeding
Vista de un diseñador de una de las células del puerto tres TBM.
El tritio y deuterio son dos isótopos de hidrógeno que se utilizarán para alimentar la reacción de fusión en el ITER. Mientras que el deuterio se puede extraer del agua de mar en cantidades virtualmente ilimitadas, el suministro de tritio se limita, estima actualmente en veinte kilos. Una segunda fuente de tritio por suerte existe: el tritio puede ser producido dentro del tokamak cuando los neutrones que escapan del plasma interactúa con un elemento específico-litio contenido en la manta . Este concepto de tritio 'cría' durante la reacción de fusión es muy importante para las necesidades futuras de una central de fusión a gran escala.
ITER permitirá alcanzar el tritio "combustible" necesario para su vida esperada de 20 años en el inventario global. Pero para DEMO, se requerirá que el siguiente paso en el camino a la energía de fusión comercial, sobre 300 g de tritio por día para producir 800 MW de energía eléctrica. No existe suficiente fuente externa de tritio para el desarrollo de la energía de fusión ITER allá, haciendo que el éxito del desarrollo de la cría de tritio esencial para el futuro de la energía de fusión.
ITER será una ocasión única para probar maquetas de capas fértiles de reproducción, llamados Módulos de Manta prueba (TBM), en un ambiente de fusión real. Dentro de estas mantas de prueba, se estudiarán técnicas viables para disponer de tritio cría la autosuficiencia.
PROYECTO LA MAQUINA“El Tokamak” KSMVIDEOS: http://www.youtube.com/watch?v=ncqhKwUY7ns . http://www.youtube.com/watch?v=47HbIJoJSMI&list=UUqyj8E3b0gh9Rk2b5RnGYzg&index=9 http://www.youtube.com/watch?v=wKrcws5lY78
GLOSARIO DEL ITER
Calefacción adicional: La aplicación de haces de partículas neutras y / o la radiación de microondas de alta frecuencia para el plasma a partir de fuentes externas a fin de proporcionar la potencia de calefacción de entrada necesario para alcanzar las temperaturas requeridas para la fusión. Puentes de calefacción adicionales la brecha entre calentamiento resistivo, o óhmica debido al plasma de corriente toroidal (que se vuelve más débil con el aumento de la temperatura) y el calentamiento de partículas alfa debido a la desaceleración del producto de reacción de helio en el plasma (que se hace más fuerte con la temperatura más alta) .
Alcator C-Mod: Un experimento tokamak dirigido por el Instituto de Tecnología de Massachusetts (MIT) de Boston, EE.UU.. Una ot las tres principales tokamaks estadounidenses (junto con DIII-D y NSTX). Ver www.psfc.mit.edu .
Antena: Calefacción proporcionar antenas de potencia de radiofrecuencia en el ciclotrón de electrones (CE) y ciclotrón de iones (IC) a frecuencias el plasma.
ASDEX actualización: El ASDEX Upgrade divertor tokamak en Garching es dispositivo de fusión más grande de Alemania. Ver:www.ipp.mpg.de .
Líneas de luz: El tubo de vuelo que conecta la caja de haces neutros para el toro de plasma. A veces, coloquialmente, el sistema de vigas completa incluyendo la caja viga.
Bioshield: Una pared gruesa de hormigón que rodea el principal Criostato tokamak y destinado a absorber la mayor parte de la radiación de neutrones restante del plasma. Esto protege a la región exterior de modo que se puede acceder, como máximo un par de semanas después de la parada, para mayor práctica en reparaciones.
Manta: La manta cubre las superficies interiores de la cámara de vacío, proporcionando protección a los buques y los imanes superconductores del
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calor y flujos de neutrones de la reacción de fusión. Los neutrones se retrasan en el Manta, donde su energía cinética se transforma en energía térmica y recogidos por los refrigerantes. En una planta de energía de fusión, esta energía se utiliza para la producción de energía eléctrica. En ITER, algunos de los módulos individuales Manta 440 se utilizará para probar los materiales para los conceptos de reproducción de tritio.
Módulo de Manta: En el ITER, la manta se subdivide en módulos para permitir que sea reemplazado con relativa facilidad a través de los puertos de acceso ecuatoriales. Hay 440 segmentos individuales, cada una mide 1x1.5 metros y un peso aproximado de 4,5 toneladas. Cada segmento tiene una primera pared desmontable que se enfrenta directamente el plasma y elimina la carga de calor de plasma, y un escudo Manta semi-permanente dedicada a la de blindaje contra neutrones.
Manta Escudo: El primer componente hacia el plasma, sino que elimina el calor y protege la cámara de vacío e imanes de daño por radiación.
Punto de equilibrio: El punto de equilibrio de la energía del plasma se describe el momento en que plasmas en un comunicado de dispositivo de fusión, al menos, la misma energía que se requiere para producirlos. Rendimiento de fusión se mide por P. Plasma de energía del punto de equilibrio, o Q = 1, no se ha logrado: el registro actual para la liberación de energía está en manos de JET, que tuvo éxito en la generación de 70% de la potencia de entrada. ITER ha sido diseñado para producir más energía de la que consume, porque se producirá 50 MW de potencia de entrada, de 500 MW de potencia de salida (Q = 10).
Cría Manta: Si los módulos Manta contienen litio, se produce una reacción: el neutrón entrante es absorbida por el átomo de litio, que recombina en un átomo de tritio y un átomo de helio. El tritio se puede quitar de la manta y se recicla en el plasma como combustible. Mantas contengan litio son así considerados "Blankets" Cría de tritio. Dentro de la reacción de fusión, el tritio puede ser "criados" por tiempo indefinido.
Cría Tecnologías: Una serie de diferentes combinaciones de material de reproducción de tritio, multiplicador de neutrones, material estructural, y el refrigerante se probará el ITER para determinar la mejor combinación de tritio y la producción de energía. Cada una de estas soluciones se conoce como una "tecnología de cultivo". Se requerirá una planta de fusión futura producción de grandes cantidades de energía para reproducirse de todos los suyos tritio; ITER pondrá a prueba este concepto esencial de tritio autosuficiencia.
Planteamiento más amplio: Un " planteamiento más amplio , se firmó un acuerdo "para la investigación y el desarrollo complementario en febrero de 2007 entre la Comunidad Europea de la Energía Atómica (conocido por sus siglas EURATOM) y el
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Gobierno japonés. Se estableció un marco para Japón para llevar a cabo la investigación y el desarrollo en apoyo de ITER en un período de diez años.
Burn: El período de la energía de fusión más o menos constante y máxima durante el impulso de plasma.
Burning Plasma: Un plasma en el que la energía de los núcleos de helio producido por la reacción de fusión es suficiente para mantener la temperatura del plasma. Los métodos de calentamiento externos pueden entonces ser fuertemente reducidas o desconectados por completo. Un plasma ardiente en la que al menos el 50 por ciento de la energía para conducir la reacción de fusión se genera internamente es un paso esencial para alcanzar la meta de generación de energía de fusión.
Solenoide central: Parte del sistema de imán en el ITER, el solenoide central actúa como un transformador grande, la producción y el mantenimiento de la corriente de plasma que calienta y da forma a la del plasma.
Puesta en marcha: El proceso durante el cual los componentes y sistemas de plantas o reactor, después de la construcción, sean operativos y verificados para estar de acuerdo con las hipótesis de diseño y criterios de rendimiento.
Confinamiento: Restricción de un plasma caliente para un volumen dado el mayor tiempo posible por los imanes y los efectos de arrastre.
Tiempo confinamiento: El tiempo que el plasma se mantiene a una temperatura por encima de la temperatura crítica de encendido. Para obtener más energía de fusión que se ha invertido para calentar el plasma, el plasma debe mantenerse hasta esta temperatura durante algún período de tiempo mínimo, calculado a partir de leyes de escala.
Tiempo de reutilización: Por lo general, se refiere al período de enfriamiento necesario para eliminar el calor de un gran sistema de imán superconductor para bajar la temperatura para el punto de funcionamiento.
Sistema de enfriamiento de agua: El sistema de agua de refrigeración proporciona para el rechazo de calor a partir de una variedad de sistemas de ITER y consiste en el sistema de refrigeración por agua tokamak, el sistema de agua de refrigeración de componentes, el sistema de agua helada, y el sistema de rechazo de calor.
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Bobinas de corrección: Bobinas, cuyo propósito es compensar pequeños errores en el campo magnético de confinamiento derivados de desajustes fabricar.
Criogénico: Término que se aplica a sustancias y materiales a muy bajas temperaturas (por debajo de -150 ° C).
Cryoplant: La planta que se utiliza para licuar helio y nitrógeno para enfriar los imanes, los paneles de bombeo de vacío, etc
Criobomba: Un sistema de bomba de vacío utilizando paneles refrigerados por helio líquido.
Cryostat: Un buque capaz de ser evacuado a temperatura ambiente en torno a un tokamak superconductor, que proporciona aislamiento térmico para mantener los imanes a baja temperatura al vacío.
Corriente de impulsión: Un medio para producir la corriente de plasma toroidal.
Puesta fuera de servicio: El proceso por el cual la instalación se toma definitiva el funcionamiento al final del ciclo de vida de la planta con respecto adecuado para la salud y seguridad de los trabajadores y del público, y la protección del medio ambiente.
DEMO: Reactor de fusión de demostración. El siguiente dispositivo experimental para seguir ITER y predecesor de un reactor de fusión de tamaño comercial. DEMO sería generar electricidad a nivel de unos pocos cientos de MW y utilizar todas las tecnologías necesarias para un dispositivo comercial.
Deuterio: Un isótopo de hidrógeno. Su núcleo contiene un neutrón y un protón.
Deuterio-Tritio Plasma: Un plasma obtenido mediante el uso de deuterio y tritio como los combustibles de fusión. También se llama un plasma DT.
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Reacciones Deuteurium-tritio: Las reacciones entre los núcleos de dos isótopos de hidrógeno, deuterio y tritio, para liberar la energía por la fusión nuclear, durante el cual se producen núcleos de helio y neutrones.
Diagnóstico: Equipo para la determinación / seguimiento de las propiedades y el comportamiento de un plasma durante un experimento.
DIII-D: El tokamak DIII-D fue desarrollado en la década de 1980 por General Atomics en San Diego, EE.UU., como parte del esfuerzo continuo para lograr la fusión magnéticamente confinado. Ver: www.ga.com / energía .
Divertor: El componente del dispositivo ITER que elimina "cenizas" helio y el calor de plasma durante el funcionamiento del tokamak. Situado en la parte inferior de la cámara de vacío, el Divertor ITER se compone de 54 cassettes remota-extraíbles, cada uno sosteniendo tres componentes del plasma se enfrentan, o metas. Estos son el interior y los objetivos verticales exteriores, y la cúpula.
Divertor Canal: La región de la Divertor en el que se llevan a cabo las líneas de campo en la capa de rascado-Se retira el plasma.
ESTE: El Tokamak Superconductor Experimental Avanzado (EAST) es un reactor de energía superconductor experimental Tokamak magnético de fusión en Hefei, capital de la provincia de Anhui, en el este de China.
EFDA: European Fusion Development Agreement. Ver www.efda.org .
Electron Beam: Una corriente de electrones que se mueven con la misma velocidad y la dirección en la vecina caminos y por lo general emitida desde una única fuente, tal como un cátodo.
Electron resonancia ciclotrón de calefacción:
(ECRH) Un modo externo de calentar el plasma a través de la absorción de resonancia de la energía mediante la introducción de las ondas electromagnéticas en el plasma a la frecuencia de ciclotrón de electrones.
ELM: Modo localizada Edge. Regular, explosiones energéticas de la energía y las partículas que se escapan del campo magnético que rodea el plasma y causa la pérdida de la energía. La mitigación de este fenómeno es una preocupación importante de la física tokamak.
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Tiempo confinamiento de la energía: La relación instantánea de contenido de energía de plasma para el flujo de potencia neta en el plasma necesario para mantener que el contenido de energía.
Puerto Ecuatorial: Entradas de nivel medio en el Vacuum Vessel ITER. Los 17 puertos ecuatoriales proporcionará acceso al interior del recipiente para el manejo a distancia, diagnóstico, calefacción y sistemas de vacío.
En primer pared: La superficie interior de la tokamak más cercana a la del plasma.
Fisión: El proceso por el cual un neutrón golpea un núcleo y lo divide en fragmentos, durante el proceso de la fisión nuclear, los neutrones son liberados a alta velocidad, y el calor y la radiación son liberados.
Sistema de ciclo de combustible: El sistema que extrae deuterio, tritio y las impurezas de la corriente de escape de plasma y se prepara deuterio y tritio para la re-inyección en el plasma.
Pellets de combustible: Las pequeñas babosas de deuterio congelado y el combustible de tritio en el rango de 3-6 mm de diámetro dispararon con frecuencia (hasta 20 pastillas por segundo) en el plasma para mantener la suficiente densidad de combustible en el núcleo de plasma. Pellet inyección también es eficaz en el control de modos localizados Edge o ELMs. La tecnología especial se está desarrollando para permitir que estas pastillas para volar a lo largo de trayectorias curvas, logrando así zonas específicas dentro de los plasmas en ELM son particularmente perjudiciales.
Fusión: La fusión de dos núcleos atómicos ligeros en un núcleo más pesado, con una pérdida resultante en la masa combinada y una liberación masiva de energía.
Rendimiento de Fusión: El nivel de amplificación de potencia, Q, o el tiempo de confinamiento de la energía en una reacción de fusión.
Fusión triple del producto: El "producto triple" de la densidad, temperatura y tiempo de confinamiento de plasma se utiliza por los investigadores para medir el rendimiento de un plasma de fusión. El triple producto ha sido testigo de un aumento de un factor de 10.000 en los últimos treinta años de experimentación de fusión, y se necesita un factor de seis años para llegar al nivel de rendimiento
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requerido para una planta de energía.
Gas sopla: Por la liberación de bocanadas de combustible o la impureza de gas de las válvulas en la cámara de plasma es posible alimentar las regiones exteriores del plasma. Pastillas de combustible se utilizan para alimentar más profundamente en el plasma.
Girotrón: Un tipo de tubo de transmisión de potencia de radiofrecuencia (válvula) que se utiliza para producir las ondas electromagnéticas en el rango de GHz para calentamiento del plasma en el rango de la resonancia de ciclotrón de electrones de plasma.
Teléfono caliente: Una cámara de hormigón apantallado con una atmósfera controlada que se puede utilizar para trabajar en materiales y componentes radiactivos con miras a su reparación y restauración de ellos para la reutilización en el futuro, o desmantelamiento de ellos para su eliminación. La cámara está equipada con manipuladores remotos o dispositivos robóticos para este propósito. No se prevé el acceso humano.
OIEA: Agencia Internacional de Energía Atómica, Viena, Austria. www.iaea.org .
IFMIF: Materiales de Fusión Instalación Internacional de Irradiación, Naka, Japón. Parte del acuerdo del planteamiento más amplio, la IFMIF es un programa internacional de investigación científica destinado a probar los materiales para la idoneidad para su uso en un reactor de fusión. El IFMIF, previsto por el Japón, la Unión Europea, Estados Unidos y Rusia, y está gestionado por la Agencia Internacional de la Energía, utilizará una fuente de neutrones basadas en aceleradores de partículas para producir un gran flujo de neutrones, en una cantidad adecuada y el periodo de tiempo para probar el comportamiento a largo plazo de los materiales bajo condiciones similares a las que se espera en la pared interior de un reactor de fusión.
Ignición: El punto en el que una reacción de fusión se vuelve autosostenible. En la ignición, fusión autocalentamiento es suficiente para compensar todas las pérdidas de energía, fuentes externas de energía de la calefacción ya no son necesarios para mantener la reacción.
Las impurezas: Los átomos de elementos no deseados en el plasma por lo general procedentes de las paredes circundantes.
Bobina de inducción: Un transformador para la producción de pulsos de alto voltaje en el devanado secundario, obtenidos a partir de corriente continua interrumpida
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en la primaria, como para un motor de gas.
Componentes en los vasos: Los componentes en los vasos comprenden la manta, la Divertor, la alimentación de combustible y sistemas de bombeo internos, los tapones de puerto, y sensores de diagnóstico montados directamente en el recipiente.
Ion: Un átomo que se ha convertido acusado como un resultado de ganar o perder uno o más electrones en órbita. Un átomo de completamente ionizado es uno despojado de todos sus electrones.
Resonancia ciclotrón de iones de calefacción:
(ICRH) Un modo externo de calentar el plasma a través de la absorción de resonancia de la energía mediante la introducción de las ondas electromagnéticas en el plasma a la frecuencia de ciclotrón de iones.
Ionización: La eliminación o la adición de un electrón a un átomo neutro, creando de ese modo un ion.
Isótopos: Una de las varias versiones de un mismo elemento, que poseen diferentes números de neutrones pero el mismo número de protones en sus núcleos.
ITPA: Internacional Tokamak Actividad Física. ITPA apunta a la cooperación en el desarrollo de los fundamentos de la física para quemar la física del plasma tokamak, que abarcan diseños y temas más amplios que los representados por ITER. Ver: www.itpa.ipp.de .
y la página ITPA en el sitio web del ITER.
IUA: Las estimaciones de costos para la construcción y operación de las fases del proyecto ITER se han cuantificado usando una moneda interna llamada "Unidad de cuenta ITER" o en pocas palabras "UIA", establecida en 1989. La base de la conversión de la UIA a la Eurocopa ha sido acordado entre los Miembros y se actualiza cada año.
Porque siete ITER miembros están colaborando para construir el ITER, cada uno con la responsabilidad de la adquisición de hardware en especie en su propio territorio con su propia moneda, el IUA se diseñó para medir el valor de las contribuciones en especie consistente en el tiempo, y para neutralizar las fluctuaciones del mercado.
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JET: Joint European Torus, Culham, Reino Unido. Ver www.jet.efda.org .
JT 60SA: Japonesa JT-60 Tokamak actualmente en fase de actualización (JT-60SA). Ver http://www.jt60sa.org/ .
KSTAR: El KSTAR, o Corea del Tokamak Superconductor Avanzado de Investigación, es un dispositivo de fusión magnética se está construyendo en el Instituto Nacional de Investigación de Fusión en Daejeon, Corea del Sur. Verhttp://www.nfri.re.kr/english/
Litio: Presente en minerales y la sal en la corteza terrestre, el litio es el metal más liviano.
Puertos Menores: Entradas de bajo nivel en el recipiente vacío ITER. Los 9 puertos inferiores proporcionará acceso al interior del recipiente para el manejo a distancia, diagnóstico, calefacción y sistemas de vacío.
Confinamiento Magnético: El confinamiento de un plasma durante los experimentos de fusión mediante la aplicación de un patrón específico de campos magnéticos. También se conoce como una botella magnética.
Fusión Magnética: El uso de campos magnéticos para confinar un plasma que está experimentando la fusión.
Major Radio Plasma: El centro de la última superficie cerrada de flujo a la altura de la anchura máxima del plasma. El radio mayor del toro.
MAST: Mega Amp Tokamak Esférico, Culham, Reino Unido. Ver www.ccfe.ac.uk .
NbTi Conductor: Superconductor flexible de compuesto de titanio, niobio adecuado para utilizar hasta 10T con helio líquido refrigerante en el 4,5 K.
Beam Neutral: Rayos de alta energía de los átomos neutros, por lo general un isótopo de hidrógeno, como el deuterio, que se inyectan en el núcleo del plasma a través de NBI (inyección de haces neutros). Estos átomos energéticos transfieren su energía al plasma, el aumento de la temperatura global.
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Neutron Tablón Loading: Flujo de energía transportada por neutrones de fusión en el primer límite físico que rodea el plasma.
NSTX: El Experimento Nacional toro esférico es un tokamak esférico que se ha operado desde 1999 por el Laboratorio de Física de Plasma de Princeton (PPPL), EE.UU.. Ver www.pppl.gov .
Calefacción óhmica: El efecto de calentamiento resultante de la resistencia ofrece un medio para el flujo de la corriente eléctrica. En un plasma sometido a calentamiento óhmico, los iones se calientan casi en su totalidad por la transferencia de energía de los electrones calientes. También conocido como calentamiento resistivo.
Pellet inyector: Un dispositivo que dispara pequeñas cantidades congeladas de isótopos de hidrógeno a alta velocidad en las regiones interiores de un plasma caliente. Este método tiene algunas ventajas más de la penetración de inyección de gas convencional.
Plasma: El cuarto estado de la materia. A temperaturas extremas, los electrones se separan de núcleos y un gas se convierte en un plasma - un gas caliente, cargado eléctricamente. En una estrella como en un dispositivo de fusión, los plasmas proporcionan el entorno en el que los elementos de luz pueden fusionarse y producir energía. Algunos 99% del universo es conocido en el estado de plasma. Los ejemplos de plasmas son el sol, las lámparas fluorescentes, y otros tubos de descarga de gas.
Plasma actual: La corriente eléctrica pasa por el camino largo alrededor del toro.
La interrupción de plasma: Una rápida deposición de energía de plasma resultante de la pérdida de confinamiento del plasma a una parte de la estructura de revestimiento de plasma como resultado de inestabilidades.
Plasma Facing Componentes: Tokamak componentes que interactúan directamente con el plasma, y están sujetos a altos flujos de calor. Plasma típico frente componentes incluyen la primera pared y la Divertor.
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Apagar Plasma: El proceso ordenado de extinguir el plasma en el extremo de una quemadura impulso de plasma, que implica la reducción de la energía térmica de plasma, y la reducción de corriente de plasma a cero.
Plasma Temperatura: Temperatura expresada en grados Kelvin (temperatura termodinámica) o electrón-voltios (temperatura cinética). Una medida de la energía cinética al azar (energía de movimiento) de los iones o electrones presentes.
Dirección poloidales: Movimiento en el plano vertical que intersecta el toro de plasma a lo largo de las proyecciones en ese plano de cualquiera de las superficies de flujo toroidal anidados del tokamak.
Campo poloidales: El campo magnético generado por una corriente eléctrica que fluye en un anillo. En los dispositivos toroidales, el campo magnético que rodea el eje de plasma. (Es decir, un bucle alrededor del toro el camino más corto.)
Poloidales bobinas de campo: Los componentes de un Tokamak que ayudan a estabilizar el plasma. En el ITER, el sistema de bobinas de campo poloidales consta de seis bobinas horizontales colocados fuera de la estructura de imán toroidal.
Acuerdo sobre Contratación: Mecanismos de adquisiciones son una invención única ITER. Cada uno de estos documentos regula la adquisición de sistemas de plantas, componentes, o la construcción del sitio, detallando todas las especificaciones técnicas y los requisitos de gestión. El valor de cada acuerdo de contratación se expresa en unidades de cuenta ITER (IUAS). Cerca de 140 mecanismos de adquisiciones individuales están previstas actualmente para implementar los paquetes de trabajo para la construcción de ITER.
Q: Amplificación de potencia de plasma; la relación de entrada de la energía de fusión para el plasma dividida por la energía externa suministrada al plasma. En el ITER, la meta programática - Q ≥ 10 - significa la entrega de diez veces más energía que consume.
Quench: Un enfriamiento rápido es una terminación anormal de funcionamiento imán que se produce cuando parte de la bobina superconductora pierde su estado superconductor, y vuelve a entrar en el, estado de resistencia normal.Resultados de la Resistencia en el calentamiento óhmico en un área específica, este calor se provoca rápidamente otras áreas del imán de
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saciar. ITER estará equipado con sistemas de detección de enfriamiento y unidades de descarga rápida para disipar el exceso de energía del imán durante un enfriamiento.
Tiempo de aceleración: El tiempo necesario para iniciar el plasma y se calienta hasta la temperatura para quemar, que implica una fase de aumento (aceleración) de la corriente de plasma, seguido de un aumento (aceleración) de la temperatura del plasma.
Manejo remoto: La manipulación de herramientas o componentes de máquinas con los controles en una ubicación remota.
Mantenimiento remoto: Mantenimiento y modificación de los elementos radiactivos, y los componentes de la tokamak uso de máquinas y herramientas controlados a distancia para evitar la exposición humana a la radiactividad.
Calefacción resistiva: Ver óhmico calefacción.
Escudo: El componente tokamak que absorbe neutrones y las transferencias de calor, la protección de la cámara de vacío e imanes.
Apagar Hora: El lapso de tiempo entre el final de la quemadura y el final del estado de plasma; parte del tiempo de funcionamiento.
Sievert: Símbolo Sv. Una unidad internacional para medir la dosis de radiación biológica. Una radiografía de tórax, por ejemplo, ofrece una dosis de 150μSv.
Steady Operación Estado: En una aplicación particular en el ITER, la operación del plasma de una manera en la que la terminación del pulso no se determina por el comportamiento de plasma, pero es más bien una opción del operador. Operación que, en principio, puede continuar indefinidamente.
Steady Tokamak Estado: Un tokamak en el que las condiciones tales como la temperatura, la velocidad de reacción, y el flujo de neutrones no cambian apreciablemente
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con el tiempo.
Stellarator: Un dispositivo inventado por Lyman Spitzer (EE.UU.) para el confinamiento de un plasma en el interior de un tubo en forma de pista de carreras. El dispositivo produce un campo toroidal poloidal en un plasma con el uso de bobinas de campo magnético externo.
Superconductor bobina: Bobinas magnéticas que utilizan superconductores que tienen resistividad cero cuando se enfría por debajo de la temperatura crítica.
Imanes superconductores: Superconductor bobinas magnéticas que circunscriben el toroide para confinar el plasma dentro y fuera de su superficie interior.
Superconductividad: El flujo de corriente eléctrica sin resistencia en ciertos metales y aleaciones a temperaturas cercanas al cero absoluto.
Superconductor: Un tipo de conductor eléctrico que permite que una corriente fluya con resistencia cero.
Supercrítica Helium: El helio líquido permanecerá en un baño a 1 atmósfera de presión siempre que la temperatura no suba por encima 4.2K. Si las bobinas del ITER se colocan en un baño de tal líquido refrigerante y un alto pulso de calor sobreviene en su operación, la mayor parte del helio debe ser ventilado para evitar grandes sobrepresiones. Para evitar esto, las bobinas del ITER operan con bombeado helio supercrítico, justo por encima de la temperatura crítica, que retiene una gran medida de las propiedades de transferencia de calor de helio líquido, sin el riesgo de sobrepresión.
T-15: Tokamak-15, un experimento en el Instituto Kurchatov de Moscú. Fue la primera tokamak utilizar imanes superconductores para controlar el plasma.
TFTR: El Reactor de Fusión Tokamak prueba (TFTR) fue un tokamak experimental construida en Princeton Plasma Physics Laboratory (Nueva Jersey, EE.UU.), y está operado 1982-1997. Ver: www.pppl.gov .
Tokamak: Un dispositivo de fusión para contener un plasma dentro de una cámara toroidal mediante el uso de dos campos magnéticos - uno creado por
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bobinas eléctricas alrededor del toroide, el otro creado por la intensa corriente eléctrica en el propio plasma. El tokamak fue inventado en la década de 1950 por los físicos soviéticos Igor Yevgenyevich Tamm y Andréi Sájarov. El término tokamak es una transcripción de una expresión rusa (toroidalnaya Kamera + magnitnaya Katushka) significa cámara toroidal con bobinas magnéticas.
Tore Supra: Un experimento de fusión en Cadarache, Francia, utilizando bobinas superconductoras y dirigido especialmente a demostrar operación larga tokamak pulso.
Toroidal actual: El medio fundamental de la conducción de corriente toroidal en el tokamak plasma utiliza el hecho de que la mayoría de las líneas del campo creado por el solenoide central pasan por su ánima y no vuelven sobre sí mismos hasta que pasan por fuera de (es decir, radialmente más allá) del plasma. Este "vínculo inductivo" entre el solenoide y el plasma permite un cambio en la corriente en el solenoide para conducir corriente en el plasma (Leyes de Maxwell).
Dirección Toroidal: En un toro con forma de rosquilla, la dirección paralela a la gran circunferencia.
Campo Toroidal: El campo magnético generado por un currrent eléctrica que fluye alrededor de un toro.
Toroidal bobinas de campo: Los componentes de un tokamak que ayudan a estabilizar el plasma, mediante la creación de una "botella magnética" de confinamiento. En el ITER, el sistema de bobinas de campo toroidal consta de 18 bobinas verticales en forma de D colocados alrededor de la cámara de vacío.
Torus: Una superficie de revolución generada por un círculo que gira en el espacio de tres dimensiones alrededor de un eje coplanar con y sin tocar el círculo. Ejemplos de tori incluyen las superficies de donas y cámaras de aire. El sólido contenida por la superficie se conoce como un toroide.
Tritium: La tercera isótopo del hidrógeno, que contiene un protón y dos neutrones en el núcleo.
Tritium dirección: Los procesos de eliminación de tritio a partir de corrientes de gas de escape, incluyendo plasma y la atmósfera de la planta, y regresan a usar como combustible en el plasma o de almacenamiento, de una manera segura.
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Puertos superiores: Entradas de nivel superior en el Vacuum Vessel ITER. Los 18 puertos superiores proporcionará acceso al interior del recipiente para el manejo a distancia, diagnóstico, calefacción y sistemas de vacío.
Bombas de vacío: Las bombas que extraen gas, normalmente aire, desde una cámara, dejando al vacío. Una variedad de tipos se utilizan en el ITER, dependiendo de la calidad y el grado de vacío necesario.
Vacuum Vessel: La cámara de vacío se establece la barrera de confinamiento en un tokamak y limita el flujo de calor a las bobinas de campo toroidal. Proporciona volumen bajo de impurezas del plasma reaccionar.