ITER El camino hacia la energa de fusin

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ITER El camino hacia la energía de fusión

• Alberto Loarte
• Close Support Unit Garching
• European Fusion Development Agreement
• Max-Planck-Institut für Plasmaphysik

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Esquema de la charla

• Introducción
• Principios de la fusión nuclear por confinamiento
  magnético
• Misión de ITER Implicaciones para parámetros
  físicos del plasma y la ingeniería de ITER
• 2. Física de los plasma en ITER base física
  establecida y estado de la investigación
• Régimen pulsado QDT 10
• Régimen continuo QDT 5
• 3. Ingeniería de ITER Diseño del dispositivo e
  investigación y desarrollo tecnológico
• 4. Conclusiones

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Introducción (I)
Base física de la fusión nuclear
Energía del enlace Nuclear
Secciones Eficaces
Te Ti gt 10 keV EionH (13.6 eV) ? H ionizado ??
Plasma
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Introducción (II)

• Combustibles para Fusión Nuclear
• 0,02 del Agua es D2O
• Li abundante en la Corteza terrestre

• Residuos Radiactivos
• No de la reacción misma (He)
• Activación de la vasija del reactor

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Introducción (III)
Confinamiento Magnético Plasmas l T2/n ? sel
T3/2 , ?th T5/2
Aislamiento Térmico
Dispositivos toroidales ? Tokamaks
Equilibrio Hidrostático
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Introducción (IV)
Producción de energía de fusión
Pfusion (Ti 10 30 keV) ni2Ti2 QDT
Pfus/PINPUT ni Ti tE
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Introducción (V)
Tokamaks actuales JET
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Introducción (VI)
Ejemplo una descarga del JET
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Introducción (VII)
Descarga 59202 1.2MA/1.2T, PNBI 6MW
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Introducción (VIII)
Misión de ITER Demostrar la viabilidad
científica y técnica de la energía de fusión
para usos pacíficos

• Requerimientos para los parámetros físicos del
  plasma
• Plasma dominado por partículas a producidas en
  el proceso de fusión
• Pa 2 P calentamiento adicional ? QDT 10
• Parámetros del plasma alcanzan estado
  estacionario
• tdifusióncorriente 150 s, tsaturaciónpared 60
  s ? t fusión 400 s
• Demostrar operación en estado estacionario con
  proporción apreciable de partículas a
• Pa P calentamiento adicional ? QDT 5
• tfusión 1 h

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Introducción (IX)

• b) Requerimientos para el diseño del dispositivo
• Parámetros del dispositivo ? parámetros físicos
  del plasma son alcanzable con alta probabilidad
  márgenes de incertidumbre razonables y base
  física aceptada
• Dispositivo flexible que permita operación en
  modos avanzados de confinamiento/estabilidad ?
  calentamiento adicional, bobinas poloidales, etc.
• Fatiga tolerable de los componentes ? n x 10.000
  pulsos (n 3)
• Test de componentes para alto flujo de calor y
  componentes nucleares (test blanket module,..)
  relevantes en DEMO
• Flujopromedioneutrónico gt 0.5 MW/m2
• Fluenciapromedianeutrónica gt 0.3 MWa/m2

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Introducción (X)
Cámara de Vacio
ITER
Solenoide Central (Nb3Sn)
Bobina de Campo Toroidal
Antena de ICRH
Bobina de Campo Poloidal (NbTi)
Divertor
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Introducción (XI)
Parámetros para operación con QDT 10
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Introducción (XII)
Edificio del tokamak
Instalaciones de ITER
al cine !
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Física de los plasmas de ITER (I)

• Reglas de Diseño de ITER (QDT 10)
• Confinamiento modo-H
• tE ley de escala IPB98(y,2) (HH 1)
• Ley de escala ITER de acceso a confinamiento en
  H-mode
• (Pcalentamiento gt PL-H)
• Límite de densidad Greenwald (ne 0.85
  nGreenwald)

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Física de los plasmas de ITER (II)
Confinamiento de energía en tokamaks y
stellarators Modos de confinamiento L (low) y H
(high)
Modo-H ?? Edge Transport Barrier (? Pedestal) En
tokamaks PINPUT gt PL-H (ne,Bt,R)
Pfusion Wplasma2
JET
tE Wplasma/Pinput Wplasma (H-mode) ?
Pinput0.35
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Física de los plasmas de ITER (III)
Leyes de escala
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Física de los plasmas de ITER (IV)
tE ne en modo-H ELMy
ASDEX-Upgrade
Low ? 0.20
Wth constante
High ? 0.47
dITER 0.5 ? HH 1 ne/nGW 0.85
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Física de los plasmas de ITER (V)
Parámetros de un tokamak (QDT 10, HH 1, q95
3)
X 55
f f (d, k)
(d, k) limitadas por estabilidad (R/a)
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Física de los plasmas en ITER (VI)

• 2. Estabilidad (MHD)
• q95 3
• k, d determinados por requerimientos de control
• bN 1.8 (lt 4 li 3.5)

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Física de los plasmas en ITER (VII)

• 3. Divertor
• Potencia estacionaria sobre la placa del
  divertor 10MW/m2
• Buen bombeo de He (tHe/tE 5, nHe/ne 3 - 4
  )
• Vida media aceptable
• (1 a 5 años operación - máxima Pfusión)
• Opciones C W o W (tinstalación 6 meses)

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Física de los plasmas en ITER (VIII)
Qué son los ELMs?
WELM?WELM/Wped
Gdivertor

• WELM 5-20
• WELM ? Tped nped ?
• WELM ? with nped (Tped drop ?)

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Física de los plasmas en ITER (IX)
Por qué son los ELMs un problema para el
divertor de ITER?
EELM 1 MJ/m2 ? Límite de ablación excedido
erosión aumenta
Tplaca-divertor (tras ELM) gt TCsublimación
(TWfusión )? Erosión ? Dtmediadivertor

• Desarrollo de leyes de escalado de EELM de
  experimentos actuales al ITER
• Desarrollo de métodos de control de ELMs
• Desarrollo de regímenes en modo-H con (o sin)
  ELMs pequeños

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Física de los plasmas en ITER (X)
QDT 10 en operación pulsada en ITER se obtendrá
en un rango amplio de condiciones
JET
Compatible con amplio rango de operación en
experimentos actuales q95 2.6 ? QDT 50
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Física de los plasmas de ITER (XI)
Operación no-inductiva con QDT 5

• Base física más incierta pero muy importante
  para un reactor tokamak

50 NB RF current drive 50 corriente de
bootstrap
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Ingeniería de ITER (I)
Sistema de bobinas poloidales permite (dentro de
lo posible) flexibilidad en el diseño de
equilibrios magnéticos
ITER tiene una disponibilidad gt ¼ !!!
repetition time 4 ? burn time limited by
external cooling capacity (at present)
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Ingeniería de ITER (II)
Prototipos de las bobinas toroidales y del
solenoide central (Nb3Sn) han sido construidas y
han demostrado operación a (o por encima de) los
parámetros de referencia para el ITER (Tests en
curso)
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Ingeniería de ITER (III)
Prototipos de la cámara de vacio y de los blanket
modules han sido construidos de acuerdo a las
especificaciones y los métodos de fabricación y
soldadura validados
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Ingeniería de ITER (IV)
Prototipos de los targets del divertor han sido
han sido construidas y han demonstrado operación
por encima de los parámetros de referencia para
el ITER qdiv lt 10 MW/m2 estacionario qdiv lt 20
MW/m2 transitorio
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Ingeniería de ITER (V)
Flexibilidad operacional obtenida mediante la
posibilidad de reparar y/o intercambiar el
divertor (divertor cassettes)

• Para reparaciones o cambios de diseño
• Sistema de divertor cassettes permite el cambio
  completo del divertor en 6 meses

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Ingeniería de ITER (VI)
Instalación, reparación y sustitución de los
cassettes del divertor ha sido demostrado en
prototipos a escala real
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Ingeniería de ITER (VII)
Instalación y sustitución de los blanket modules
ha sido demostrado en prototipos a escala real
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Ingeniería de ITER (VIII)
Plan de Operación de ITER

• Plan de operación para los primeros 10 años
• Operación con DT comienza al 5º año
• 6 años para el desarrollo y mejora de plasma DT
  termonucleares

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Conclusiones
ITER permitirá por primera vez el estudio de
plasmas termonucleares confinados magnéticamente

• Para alcanzar sus objetivos el ITER debe
  desarrollar un ambicioso y desafiante programa de
  investigación en física de plasmas termonucleares
• El diseño del dispositivo tiene las
  carácteristicas necesarias que permitirán
  desarrollar este programa de investigación
• Duración del pulso y disponibilidad del sistema
• Sistema flexible de calentamientos y current
  drive
• Potencia total
• Varios sistemas (NBI, ICRH, ECRH, LH?)
• Sistema razonablemente completo y exhaustivo de
  diagnósticos
• Sistemas adicionales para control del plasma
• Inyección interna de pellets
• Feedback de RWM y control del error field
• Flexibilidad en equilibrium shape
• Remplazamiento del divertor y first wall con
  Remote Handling

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Candidatos para emplazamientos
Cadarache/Francia
Rokkasho/Japón
Darlington NGS
Darlington/Canadá