ССТ-1 (токамак) - SST-1 (tokamak)

SST-1
Стационарный сверхпроводящий токамак
Тип устройстваТокамак
Место расположенияГандинагар, Индия
ПринадлежностьДепартамент атомной энергии
Технические характеристики
Большой радиус1,1 м (3 фута 7 дюймов)
Малый радиус0,2 м (7,9 дюйма)
Магнитное поле3 т (30,000 г)
История
Год (ы) эксплуатации2005-настоящее время
Ссылки
Интернет сайтwww.dae.gov.в/узел/255

SST-1 (или же Стационарный сверхпроводящий токамак) это плазма экспериментальное устройство для удержания в Институт плазменных исследований (IPR), автономный исследовательский институт при Департамент атомной энергии, Индия. Он принадлежит к новому поколению токамаки с основной целью - установившийся режим работы плазмы усовершенствованной конфигурации (D-образной формы). Он был разработан как токамак среднего размера со сверхпроводящими магнитами.

Проект SST-1 помог Индии научиться концептуализировать и создать полностью функциональную термоядерный реактор устройство. Система SST-1 размещена в Институте плазменных исследований, Гандинагар. Миссию SST-1 возглавили индийские физики плазмы проф. Y.C. Саксена, доктор Ченна Редди, и ее возглавляет доктор Субрата Прадхан.

Следующий этап миссии SST-1, SST-2, получивший название «DEMO», уже начат.[1]

История

Первые разговоры о SST Mission начались в 1994 году. Технические детали и механические чертежи системы были завершены в 2001 году. Машина была изготовлена ​​к 2005 году. Годрей -Boyce Pvt. ООО сыграло решающую роль в изготовлении катушек SST-1. Сборка SST-1 убедила высшее руководство Индийская бюрократия дать зеленый флаг заявлению индийских физиков о присоединении к ИТЭР программа [См. информационное окно]. 17 августа 2005 г. премьер-министр Саид, тогдашний министр энергетики Индии, проинформировал Раджья Сабха о заявлении Индии о присоединении к ИТЭР.[2] Команда ИТЭР, Франция, посетила центр управления полетом SST-1, расположенный в Институте исследований плазмы, чтобы увидеть успехи индийских ученых. Наконец, 6 декабря 2005 г. Индия была официально принята в качестве полноправного партнера проекта ИТЭР.[3] Для улучшения и доработки некоторых узлов машина ССТ-1 была впоследствии разобрана. Усовершенствованный вариант машины был полностью собран к январю 2012 года.

Он был полностью введен в эксплуатацию в 2013 году. А к 2015 году производит повторяющиеся плазменные разряды продолжительностью до ~ 500 мс с токами плазмы, превышающими 75000 А, при центральном поле 1,5 Тл.[4] «ССТ-1 - также единственный токамак в мире с сверхпроводящие магниты тороидального поля работа в двухфазном гелии вместо сверхкритического гелия в криостабильном режиме, тем самым демонстрируя снижение потребления холодного гелия. "[4][5]

По состоянию на декабрь 2015 года он обновляется, в том числе до компоненты плазменной облицовки чтобы позволить более длинные импульсы.[5] [нуждается в обновлении ]

Цели

Традиционно токамаки работали по принципу "трансформатора", когда плазма действовала в качестве вторичной обмотки, создавая таким образом жизненно важное "самогенерируемое" магнитное поле поверх "генерируемых извне" (тороидальных и равновесных) полей. Это довольно хорошая схема, в которой создание, подача тока и нагрев аккуратно интегрированы и оставались выбором термоядерного сообщества в течение многих лет, пока не подошла стадия нагрева плазмы до температур в несколько кэВ. Затем нагрев осуществлялся отдельно радиочастотными (РЧ) волнами и / или энергетическими инжекция нейтрального пучка (NBI).

Впоследствии был установлен превосходный контроль над производительностью плазмы токамака за счет управления процессами взаимодействия плазмы со стенкой на границе плазмы, поэтому продолжительность плазмы ограничивалась в первую очередь "длиной импульса трансформатора". Однако для использования в будущих энергетических реакторах важно, чтобы эти устройства работали в установившемся режиме. Сама идея работы в установившемся режиме представляет собой ряд физических и технических проблем. Например, отличные характеристики плазмы, которые были достигнуты ранее, заключались в том, что окружающая материальная стенка действовала как хороший «насос» для частиц, что может быть неверным в установившемся режиме.

Таким образом, нужно попытаться добиться столь же хороших результатов при наличии возможно «насыщенной» стены. Во-вторых, возникает масса инженерно-технических соображений. Магниты должны быть сверхпроводящий типа, в противном случае рассеиваемая мощность в обычных (резистивных) типах может достичь неэкономичного уровня. Они должны быть специально спроектированы, чтобы оставаться сверхпроводящими, несмотря на их близость к другим "теплым" объектам (например, вакуумному сосуду и т. Д.). Отвод тепла и твердых частиц должен осуществляться в стабильном режиме с использованием специальных плиток и активного охлаждения. Продвинутая, так называемая двойной нулевой дивертор Конфигурация плазмы должна поддерживаться за счет эффективного управления с обратной связью, чтобы избежать срывов плазмы в течение длительных периодов разряда.[6]

Параметры токамака

Тороидальное поле, Bθ3 т
Плазменный ток, яп0,22 мА
Большой радиус, р01,1 м
Малый радиус, а0,2 м
Соотношение сторон, р/а5.5
Удлинение, κ<=1.9
Треугольность, δ<=0.8 　
Ионно-циклотронный резонансный нагрев (ICRH)1 МВт
Нижний гибридный токовый привод (LHCD)1 МВт
Инжекция нейтрального луча (NBI)1 МВт
Продолжительность разряда1000 с
КонфигурацияДивертор с двойным нулем

Плазменная диагностика на ССТ-1

SST-1 будет включать в себя множество новых устройств для диагностики плазмы, многие из которых впервые используются в исследованиях термоядерного синтеза в Индии. Некоторые из новых устройств диагностики плазмы, включенных в SST-1:

  • Быстрое сканирование Зонд Ленгмюра система
  • Диагностика визуализации газового потока
  • Болометр для визуализации диверторного излучения

Практически все диагностические приборы, установленные на ССТ-1, отечественные, разработаны и разработаны Группой диагностики Института плазменных исследований. Эта группа - единственная группа, работающая над диагностикой плазмы и родственными технологиями на Индийском субконтиненте.

SST-2

Следующий этап миссии SST, термоядерный реактор SST-2, прозванный в индийских научных кругах «ДЕМО», уже задуман. Группа выдающихся ученых из Институт плазменных исследований работает над созданием полноценного термоядерного реактора, способного производить электричество. В SST-2 будут включены многие новые функции, такие как плазма D-T, модуль тестового бланкета, биологическая защита и улучшенный дивертор. SST-2 также будет построен в индийском штате Гуджарат. Для этого завершены выкуп земли и другие основные формальности.

Другие термоядерные реакторы

Другие конструкции термоядерный реактор находятся ДЕМО,[7] Вендельштейн 7-X,[8] НИФ,[9] HiPER,[10] JET (предшественник ИТЭР),[11] и МАЧТА.[12]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ Шринивасан, Р. (2015). «Прогресс в проектировании термоядерного реактора SST-2». Материалы тридцатого национального симпозиума по плазменной науке и технологиям: сборник тезисов.
  2. ^ «Индия очень хочет присоединиться к проекту ИТЭР - The Economic Times». Таймс оф Индия. 17 августа 2005 г.
  3. ^ http://www.iter-india.org/iter-india.php
  4. ^ а б Международное исследование токамака: SST-1
  5. ^ а б SST-1 Общая информация В архиве 2016-01-19 в Wayback Machine
  6. ^ «Архивная копия». Архивировано из оригинал на 2012-02-13. Получено 2012-01-14.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)
  7. ^ «За пределами ИТЭР». iter.org. Архивировано из оригинал на 20.05.2009.
  8. ^ "Вендельштейн 7-Х". Max-Planck-Institut für Plasmaphysik. 3 апреля 2009 г. Архивировано с оригинал 21 мая 2009 г.. Получено 29 мая 2009.
  9. ^ "Национальный центр зажигания и фотонная наука". Национальная лаборатория Лоуренса Ливермора. Получено 29 мая 2009.
  10. ^ "HiPER". HiPER Project. 2009 г.. Получено 29 мая 2009.
  11. ^ "EFDA-JET". EFDA. 2009. Получено 29 мая 2009.
  12. ^ "МАЧТА". Мегаамперный сферический токамак. 2010. Архивировано с оригинал 13 февраля 2010 г.. Получено 1 февраля 2010.