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ITER et systèmes de chauffages Le chauffage IDN-ITER

ITER et systèmes de chauffages Le chauffage IDN-ITER Tache IRFM dans l’ANR: étude d’un concept d’injecteur compatible avec un photo-neutraliseur à 50%. ITER. Central Solenoid Nb 3 Sn, 6 modules. Cryostat 24 m high x 28 m dia. Toroidal Field Coil Nb 3 Sn, 18, wedged. Vacuum Vessel

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ITER et systèmes de chauffages Le chauffage IDN-ITER

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Presentation Transcript

  1. ITER et systèmes de chauffages • Le chauffage IDN-ITER • Tache IRFM dans l’ANR: étude d’un concept d’injecteur compatible avec un photo-neutraliseur à 50%

  2. ITER Central Solenoid Nb3Sn, 6 modules Cryostat 24 m high x 28 m dia. Toroidal Field Coil Nb3Sn, 18, wedged Vacuum Vessel 9 sectors Blanket 440 modules Poloidal Field Coil Nb-Ti, 6 Port Plug heating/current drive, test blankets limiters/RH diagnostics Torus Cryopumps, 8 Divertor 54 cassettes Major plasma radius 6.2 m Plasma Volume: 840 m3 Plasma Current: 15 MA Typical Density: 1020 m-3 Typical Temperature: 20 keV Fusion Power: 500 MW Machine mass: 23350 t (cryostat + VV + magnets) - shielding, divertor and manifolds: 7945 t + 1060 port plugs - magnet systems: 10150 t; cryostat:  820 t

  3. Objectifs principaux Etude de la physique du Tokamak à l’échelle du réacteur avec: • Plasma dominé par le chauffage des a: PFus~400MW (Q~10) • Travail en conditions réacteurs (chocs longs, stabilité, etc..) Technologie • test de composants “réacteurs” : divertor, première paroi, aimants, etc..

  4. Perfomance d’un plasma de Fusion Coef d’amplification (critère de lawson) : Température (Ti):1-2 108 °C (10-20 keV) Rq: ~10  temperaturedu coeur du soleil Densité (ni):1 1020 m-3 Rq: ~10-6 de la densité atmosphérique; limitation par le confinement magnétique(BT~5T) Temps de confinement (E): limité par les instabilités plasma ~(<1s pour les Tokamak actuels, et ~10s pour ITER)

  5. Fusion Triple Product • Résultats Tokamak actuels nT ~ 11021 m-3skeV~ QDT = 1 • JET (98) et TFTR avec >10MW for ~1s de réactions D-T • Réactions de Fusion D-T pour ITER QDT > 10; 400 - 500MW pendant ~400s ITER

  6. Evolution des Tokamak

  7. H ea t in g S y ste m S ta g e 1 MW P oss i ble R e m ar k s U p g r a de NB I 33 16. 5 V ert ic a lly s t e era b l e ( 1 Me V D° ( z a t R tan - 0 .42m t o + 0.16 m ) EC H &CD 20 20 E quat o r i a l an d uppe r po r t ( 1 70G Hz ) l aun ch er s s t e era b l e W I CH&CD 20 2 ( 5 0% p o w er t o i on s T ( 4 0-55 MHz ) W er t o i on s , ( 7 0% p o w H e 3 F WCD ) L HH&CD 20 1.8 < n < 2.2 p ar ( 5 G Hz ) T o ta l 73 13 0 U pg r ade i n d i ffer e nt R F ( 1 10 c o m b i i on s po ssi b l si mu l t a n) EC R H S ta r tup 2 Di agn os t ic B e am > 2 - ( 1 00 k e V , H ) Systèmes des chauffages prévus sur ITER Chauffage ohmique du plasma limité: NBI Layout DNB 120GHz

  8. Scenario de référence ITER 20 MW ICRH 20 MW ECCD 30 MW NBI ECCD @ r/a ~0.4 35MW de D° à 1MeV pour initier le plasma Profil de courant généré dans le plasma d’ITER (Kessel, Giruzzi, 21st IAEA, Chengdu)

  9. Comparatifs entre systèmes de chauffages • NBI • Pros: Physique de couplage faisceau-plasma (tranfert en énergie) simple; insensibilité au champ B, scénarios et instabilités plasma • Pas de composant face au plasma • Cons: Système confronté à des difficultés technologiques (Negative Ions, high voltage (1MeV)) • Cout élevé et grand instrument • ECR • Pros:idem, physique du couplage simple et prédictible; • Résultats R&D très encourageants: Gyrotron: 170Ghz, 1MW, 800s • Cons: Miroir face au plasma (sous bombardement neutrons et particules; dépendance au champ B pour pour couplage (résonnace) • ICR • Pros:Chauffage direct des ions et faible cout • Cons:nécessite une antenne en contact avec le plasma : couplage difficile • Composant face au plasma => points chauds • une antenne ITER-like en cours de test à JET: premiers résultats pas très encourageants !!

  10. 2) Description du système IDN-ITER

  11. Principle of a Neutral Beam Injector (NBI) system Shutter Insulating gate Residual Ion deflection Accelerator D° Present NBI systems: -) are based on hydrogen positive Ions (D+, H+), in the 100keV energy range -) main heating system for present advanced Tokamaks (JET, JT60 SA) : ~20– 30MW of D° or H° -) Beamlines are composed of several sources with only 1.5MW of D°/source For ITER: energy range : 1MeV and 17MW of D°/source => factor 10 in neutral power and energy Neutraliser Ion source Plasma Neutral beam D+, D- Vacuum cell with Cryo pumps Residual Ion dump Vacuum pump ~10-30 m

  12. Neutralisation rate on Gas target (D2) Gas target foreseen for ITER Present NBI system based on positive Ions ITER

  13. The ITER beam line: 1MeV, 17MW D° 9m 15m 5m Weight >250 tons

  14. Te = 20 eV Te = 1 eV The ITER negative Ion source ~80cm ~1.2m Principle of the negative ion source Main source specifications: Homogenous production of D- over the whole surface: JD- ~ 250 A/m2±10% Co-extracted electrons with the D- : < 1 e- / D- Low source pressure : PS< 0.3 Pa (~30% of stripping losses in the accelerator) Long shot (100 à 3600s), low maintenance and high reliability (reactor environment) Expected Rf power: 800kW at 1Mhz (~100kW / Driver) Conclusion:Modeling, R&D and source optimization required

  15. The 1MeV 40A D- Accelerator Multi-Aperture Multi Grid (Mamug) Concept One accelerating electrode composed of 16 grids segments 80 beamlets/grid -) The 40A D- beam is subdivided in 1280 beamlets (electrostatically indepedents) -) Beamlet alignment constraint: ~0.4mm on the 6 accelerating gaps

  16. Simulation of the stray particles in one ITER accelerator channel (beamlet) Plasma grid Extraction grid Accélération grid #4 D- D0 e- D+ D2 + Simulation with the EAMCC code G. Fubiani, IRFM 2006 Stripping rate: ~28% with 0.3 Pa of source pressure Conclusion: Necessity to decrease the Gas injection ! => PSource ~ 0.1 Pa required … => Minimization of the gas in the neutralizer Power loads on the accelerating electrodes

  17. Neutralisation des D- • Par cible gazeuse (modélisation en cours au LPGP) : simple mais: • Injection de gaz => pertes D- (~30%) • Diffusion plasma neutraliseur => • D+ retro-accélérés vers la source • Diffusion électrons vers le E-RID (formation gaine plasma) • Par jet de Li (modélisation en cours au LPGP) • Contrôle du jet (cible nl) difficile • Diffusion de plasma Li dans l’accélérateur (Li+ retro-accéléré vers la source) • Photo-neutralisation: • Pas de gaz injecté, pas de plasma neutraliseur (seulement D-, e- et D°) • Technologiquement complexe pour de hauts taux de neutralisation (>60%): cavité, miroirs, laser + radiations(neutrons) • Proposition (IRFM) pour l’ANR: • Etude d’un nouveau concept d’injecteur à haut rendement avec photo-neutraliseur à 50% Injecteur du type Singap+ photo-neutraliseur + récupération d’énergie

  18. Post-accélération 1MeV, 40A D- Décélération-Récupération faisceau 20A D- à 100keV Pré-accélération 100keV Source d’ions Faiceau neutres 1MeV, 20A D° Photo-neutralisation 50% Interrupteur rapide Alim 1MV Alim 100kV V(kV) 1000 Distribution de potentiel le long de la ligne Z Principe de l’injecteur : vue de dessus 100 0

  19. Ligne de transmission 1MV sous SF6 Caisson IDN Faisceau neutres D° Mur enceinte IDN (protection radiations, neutrons) Vanne VAT Cavité laser Avec pompage indépendant ; maintenance extérieur à la zone nucléaire (sous radiation) Miroirs cavité FP Principe de l’injecteur : vue de coté

  20. Avantages du concepten supposant que le photo-neutraliseur à 50% est réalisable Haut rendement (>80%) et réduction coût • Faible Charges thermiques sur les composants (à quantifier) • Souplesse optique Singap et meilleur pompage • Même Alim 100kV (pre-acc. + récup) avec interruption rapide du faisceau (<10ms) • Simplification technologique: 1 alim 1MV sans plateforme HT, ligne de transmission et bushing avec un seul conducteur (potentiel) • Source à la masse => maintenance facile (sources, alim) • Moins d’électrons parasites (à quantifier) => réduction flux de RX sur les pompes cryo • Electrons piégés à 1MV (pas de bombardement des pompes cryo), et pas de plasma dans le neutraliseur (pas de D+ accélérés vers les masses) • Cavité FP longue en dehors de l’enceinte « nucléaire »=> Moins de contraintes maintenance, et réduction des radiations (RX, Neutrons) et pollutions (gaz, plasma, Cs) Cf. Electrotech Mamug ITER

  21. Travail proposé à l’IRFM dans le cadre de l’ANR • 1) Simulation de l’optique (IRFM): • Compromis à trouver entre contraintes: Singap, Photo-détach et récupération sur la base de 200A/m2 de D- dans la source • Calculs distrib de gaz (ligne + enceinte optique), électrons parasites et charges thermiques sur les composants (e-, D-) • 2) Dessin conceptuel d’une ligne complète: • Dessin de l’injecteur (IRFM) • Dessin Cavité optique longue à 50% de neutralisation (?) • 3) Neutronique: calcul des flux sur les miroirs (IRFM)

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