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1 UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PADOVA DIPARTIMENTO DI INGEGNERIA INDUSTRIALE Corso di laurea magistrale in ingegneria energetica OTTIMIZZAZIONE DEI CIRCUITI DI RAFFREDDAMENTO E CARATTERIZZAZIONE DELLE MISURE CALORIMETRICHE DELL'ESPERIMENTO SPIDER MEDIANTE SIMULAZIONI CON CODICE MONODIMENSIONALE RELATORE: CH.MO PROF. ING. PIERGIORGIO SONATO CORRELATORI: DOTT. ING. FRANCESCO FELLIN DOTT. ING. PIERLUIGI ZACCARIA LAUREANDO: MATTEO ZAUPA ANNO ACCADEMICO 2011/2012

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3 «"O frati", dissi "che per cento milia perigli siete giunti a l'occidente, a questa tanto picciola vigilia d'i nostri sensi ch'è del rimanente, non vogliate negar l'esperienza, di retro al sol, del mondo sanza gente. Considerate la vostra semenza: fatti non foste a viver come bruti, ma per seguir virtute e canoscenza".» (D. Alighieri, La Divina Commedia Inferno, Canto XXVI vv ) iii

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5 INDICE SOMMARIO ABSTRACT vii viii CAPITOLO 1: INTRODUZIONE FUSIONE NUCLEARE ITER 6 CAPITOLO 2: PRIMA MITICA SPIDER Sorgente di ioni a radiofrequenza Sistema di estrazione/accelerazione Electron dump Diagnostiche 28 CAPITOLO 3: L IMPIANTO DI RAFFREDDAMENTO REQUISITI TERMOIDRAULICI SCENARI OPERATIVI 36 CAPITOLO 4: ANALISI CFD MONODIMENSIONALE DEI CIRCUITI PRIMARI PC02 E PC FLOWMASTER Tubazioni Pompa Componenti da raffreddare Valvole di bilanciamento e regolazione Sorgente di pressione Scambiatore di calore Bacino di accumulo Controllori COSTRUZIONE DELLA RETE BILANCIAMENTO DEI CIRCUITI A FREDDO ANALISI DEGLI SCENARI IPOTIZZATI Scenario ITER test case Scenario di riferimento Scenario di condizionamento MODIFICHE PROPOSTE 108 v

6 CAPITOLO 5: SCENARIO A POTENZA VARIABILE PER IL CIRCUITO PRIMARIO PC CAPITOLO 6: ANALISI DELLE PERDITE DI CARICO PER IL 123 CIRCUITO DI RAFFREDDAMENTO DELLA SORGENTE RF CONCLUSIONI E SVILUPPI FUTURI 141 SIMBOLOGIA 143 ACRONIMI 145 BIBLIOGRAFIA 147 ALLEGATI ALLEGATO A Schema generale impianto di raffreddamento ALLEGATO B Schema circuito primario PC01 ALLEGATO C Schema circuito primario PC02 ALLEGATO D Circuiti PC01, PC02 e porzione del secondario realizzati con Flowmaster ALLEGATO E Circuito di raffreddamento dedicato alla sorgente RF realizzato con Flowmaster vi

7 SOMMARIO La Neutral Beam Test Facility (denominata PRIMA) sarà realizzata a Padova per testare e migliorare il sistema di iniezione di fascio di neutri per ITER (NBI). È previsto un primo esperimento chiamato SPIDER per verificare e ottimizzare l estrazione di ioni negativi da una sorgente identica a quella per gli iniettori di ITER. Un secondo esperimento denominato MITICA permetterà il test e l ottimizzazione di un iniettore NBI quale quello per ITER in differenti scenari operativi. I principali parametri progettuali di SPIDER sono: approssimativamente 70A/50A di corrente estratta in H-/D-, energia del fascio pari a 100 kev, durata dell impulso di 3600 s, pressione all interno della sorgente pari a 0,3 Pa. Alcuni dei componenti contenuti nel vessel di SPIDER, soggetti ad elevati flussi termici (fino a 21 MW/m 2 ), sono raffreddati attivamente per controllarne la temperatura e le sollecitazioni. Un impianto di raffreddamento dedicato asporterà i carichi termici mediante tre circuiti primari chiusi caricati con acqua deionizzata come richiesto per la il mantenimento dell alta tensione. I due principali circuiti primari dedicati all esperimento SPIDER sono stati studiati e ottimizzati utilizzando il codice Flowmaster ; i risultati ottenuti considerando differenti scenari operativi sono descritti nel presente lavoro al fine di dimostrare la correttezza del design proposto e l importanza delle misure calorimetriche per il controllo operativo e il monitoraggio dell esperimento. vii

8 ABSTRACT The Neutral Beam Test Facility (named PRIMA) will be realized in Padova to test and improve the ITER Neutral Beam Injector (NBI) system. A first experiment called SPIDER is foreseen to test and optimize the extraction of negative ions from an ITER full size ion source. A second experiment called MITICA will allow testing and optimisation of the full size ITER NBI under different operational scenarios. The main targets of SPIDER are: extraction of H-/D- current approximately 70A/50A, beam energy 100 kev, pulse length 3600 s, source pressure 0.3 Pa. Some of SPIDER invessel components subjected to high thermal fluxes (up to 21 MW/m²) are actively cooled to control temperatures and stresses. A dedicated Cooling Plant will remove the heat loads by means of three close primary circuits filled with deionized water as required for high voltage holding. Two main primary circuits of SPIDER experiment were studied and optimized by using Flowmaster code; results obtained considering different experimental scenarios are detailed in the present paper, aiming to demonstrate the correctness of design and the significance of calorimetric measurements for operational control and experiment monitoring. viii

9 Introduzione CAPITOLO 1 INTRODUZIONE 1.1 FUSIONE NUCLEARE Le reazioni nucleari consentono di ricavare energia grazie al fenomeno fisico noto come Difetto di massa. Per ciascun atomo, il cui nucleo contiene protoni e neutroni, la somma delle masse delle singole particelle nucleari prese separatamente è, infatti, sempre maggiore della massa totale del nucleo. Questa differenza di massa, spiegabile tramite l equazione di Einstein =, è convertita in energia di legame la quale tiene uniti i nucleoni. Una quantità di energia comoda da considerare è data dal rapporto tra l energia di legame e il numero di nucleoni. Riportando tale valore per ciascun elemento della tavola periodica si ottiene il grafico riportato in Figura 1.1 che rappresenta l energia di legame media per nucleone in funzione del numero di massa. Si osservi come gli elementi con numero di massa intermedio siano quelli più stabili e soprattutto come nel passaggio da un nucleo meno stabile ad uno più stabile si abbia rilascio di energia. Per tale motivo è possibile ottenere reazioni nucleari esotermiche tramite: - fissione di nuclei pesanti per ottenerne due più leggeri; - fusione di due nuclei leggeri, con bassa energia di legame per nucleone, per ottenere un nucleo più pesante. 1

10 Capitolo 1 Fig. 1.1 Energia di legame media per nucleone in funzione del numero di nucleoni [3] Grazie all iniziale pendenza elevata della curva, risulta evidente come la fusione nucleare appaia maggiormente efficiente, dal punto di vista energetico, rispetto alla fissione: l energia media liberata per ogni nucleone risulta di circa 5 6 MeV, da confrontare con gli 0,8 MeV rilasciati dalla fissione di uranio-235. Lo sfruttamento controllato e pacifico di questa potenzialmente inesauribile fonte di energia presenta notevoli difficoltà di carattere tecnologico: a differenza della fissione, infatti, i nuclei reagenti (elettricamente carichi) devono vincere la forza di repulsione elettrica coulombiana per portarsi a distanze tali da permettere alla forza nucleare d attrazione di dare origine alla reazione. Fornire ai nuclei un energia così elevata è uno dei principali motivi che rende difficoltosa la realizzazione della fusione nucleare controllata sul nostro Pianeta. 2

11 Introduzione Sono note un centinaio di possibili reazioni di fusione: quella più semplice prevede il coinvolgimento di due nuclei d idrogeno come reagenti, ma tale reazione, che ha luogo spontaneamente nelle stelle, non è praticamente realizzabile sulla Terra poiché richiede l instaurarsi di una complessa catena di reazioni con bassa probabilità di avvenire. Le possibili reazioni di fusione nucleare in ambito terrestre prevedono quindi l utilizzo degli isotopi più pesanti dell idrogeno e sono le seguenti: , ,03 Le reazioni deuterio-deuterio sono due e hanno eguale probabilità di verificarsi. Sono le domande che comportano i vantaggi maggiori (combustibile non radioattivo, estraibile facilmente dal mare, praticamente illimitato e bassa energia associata ai neutroni), ma il valore della sezione d urto è piccolo e quindi il tasso di reazione non sarebbe accettabile ,3 La reazione libera una grande quantità di energia, tra i prodotti non sono presenti neutroni (se si minimizzano le reazioni D-D comunque presenti nel sistema) il che consente di eliminare problematiche legate all attivazione dei materiali, inoltre la presenza di prodotti carichi elettricamente aumenterebbe la possibilità di realizzare meccanismi di conversione diretta dell energia elettrica evitando il passaggio attraverso un ciclo termodinamico. La scarsa disponibilità di He 3 (isotopo quasi inesistente in natura) e la difficoltà nell innesco, sono le motivazioni per cui la ricerca non è focalizzata su tale reazione ,6 Nonostante il trizio non sia un isotopo dell idrogeno presente in natura (verrà prodotto all interno della macchina facendo interagire i neutroni con atomi di litio), questa reazione di fusione è quella con la sezione d urto più elevata e di conseguenza su di essa si stanno concentrando gli attuali sforzi di ricerca. 3

12 Capitolo 1 Fig. 1.2 Reazione di fusione Deuterio-Trizio [31] Il fatto che una reazione abbia una probabilità più o meno bassa di verificarsi è rappresentabile con la Figura 1.3 che riporta la sezione d urto di fusione in funzione dell energia. Si osservi come la reazione deuterio-trizio abbia il massimo valore di sezione d urto a circa 100 kev e come, per valori inferiori, presenti sempre una sezione d urto almeno cento volte superiore alle altre. Fig. 1.3 Sezione d urto in funzione dell energia [3] Affinchè le reazioni di fusione avvengano con un tasso sufficientemente alto sono necessarie temperature dell ordine dei 150 milioni di gradi Celsius. A questa temperatura la materia si trova sotto forma di plasma, uno stato fisico in cui i nuclei sono separati dagli elettroni, ed è quindi possibile confinare queste particelle 4

13 Introduzione attraverso opportune configurazioni magnetiche in modo tale che il plasma non tocchi le pareti materiali della macchina danneggiandole. Si definisce ignizione la condizione tale per cui il mantenimento della temperatura del plasma avviene solo grazie alle reazioni di fusione esoermiche, ovvero le inevitabili perdite di energia per trasporto e radiazione non necessitano di essere bilanciate attraverso l immissione di energia dall esterno. In ambito fusionistico sono fondamentali tre parametri caratteristici: la densità di plasma n [1/m 3 ], la sua temperatura T [kev] e il tempo di confinamento τ E [s]. È comodo quindi utilizzare un unica grandezza, nota come triplo prodotto, che li raggruppi. L ignizione viene espressa matematicamente attraverso la disuguaglianza: n T τ E [(kev s) / m 3 ] Dalla fine degli anni Sessanta ad oggi, sono stati ottenuti enormi progressi in termini di prestazioni: nelle macchine con configurazione tokamak il triplo prodotto è cresciuto di un fattore in quarant anni di sperimentazione, e contamporaneamente si è riusciti a produrre e confinare plasmi con temperature fino ai 200 milioni di gradi Celsius. Fig. 1.4 Triplo prodotto in funzione della temperatura ionica [2] 5

14 Capitolo ITER ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) che oltre all acronimo ufficiale assume volutamente anche il significato la via (dal termine latino), è la macchina che rappresenta il passaggio fra gli studi eseguiti fino ad ora sugli aspetti fisici e tecnologici della fusione e la futura centrale di potenza per la produzione di energia elettrica da fusione denominata DEMO (DEMOnstration Power Plants). L accordo per la costruzione di ITER è stato firmato ufficialmente a Parigi il 21 novembre 2006 dai rappresentanti di sette Paesi: Unione Europea, Stati Uniti d America, Federazione Russa, Giappone, Cina, Corea del Sud e India. Ciascuno di questi Paesi è chiamato a contribuire attraverso la fornitura e l installazione di una parte di macchina sperimentale, sistemi ausiliari ed edifici. Il sito scelto per la costruzione è Cadarache, nel sud della Francia. Fig. 1.5 Paesi partecipanti al progetto ITER [31] ITER sarà il primo reattore a fusione al mondo in grado di avere una produzione netta di energia. Il rapporto tra potenza in uscita e in ingresso, indicato comunemente in letteratura con il simbolo Q, sarà infatti pari a 10: a fronte di una potenza immessa dall esterno pari a 50 MW, fornirà grazie alle reazioni nucleari una potenza di circa 500 MW. Tale potenza termica non verrà convertita in potenza elettrica sia per non complicare ulteriormente la macchina, sia perché la tecnologia di conversione da energia termica a elettrica è già ampiamente consolidata. 6

15 Introduzione Gli obiettivi di ITER sono i seguenti: - dimostrare la possibilità di operare con plasmi aventi caratteristiche vicine a quelle richieste dalla centrale a fusione, con lunghi tempi di combustione e con lo scopo finale di mantenere acceso il plasma per un tempo indefinito (operazione stazionaria); - dimostrare la fattibilità e il funzionamento dei principali componenti del nucleo centrale dell impianto che non dovranno mai essere rimossi (sistema magnetico e strutture di contenimento), e dei componenti interni destinati invece a essere sostituiti durante la vita della centrale (prima parete, mantello e divertore); - dimostrare l efficacia dei sistemi per la rimozione e sostituzione a distanza dei diversi componenti della centrale (manipolazione remota); - provare i sistemi per l introduzione del combustibile nella camera del plasma e i sistemi di riscaldamento del plasma (attuati attraverso iniezione di neutri, antenne a radiofrequenza e microonde); - verificare i processi per il trattamento dei prodotti della reazione (particelle alfa e impurezze) e il recupero del trizio; - determinare con prove integrali a scala ridotta le prestazioni di diversi tipi di moduli di mantello fertilizzante del trizio di interesse per il futuro reattore dimostrativo DEMO. In Tabella 1.1 vengono riportati i principali parametri progettuali di ITER ITER Valore Unità Raggio maggiore del plasma 6,2 m Raggio minore del plasma 2,0 m Volume del plasma 840 m 3 Corrente di plasma 15,0 MA Campo toroidale sull asse 5,3 T Potenza di fusione 500 MW Durata dell impulso >400 s Q = Amplificazione della potenza 10 Tab. 1.1 Principali caratteristiche di ITER 7

16 Capitolo 1 La macchina è basata su una configurazione magnetica chiamata Tokamak, quella che attualmente ha fornito i risultati migliori in termini di massima temperatura e tempo di confinamento. Il plasma è contenuto in una camera da vuoto toroidale con sezione a forma di D e confinato attraverso campi magnetici di forte intensità prodotti da: - 18 bobine toroidali superconduttrici che circondano la camera da vuoto; - 6 bobine poloidali per il controllo della posizione; - un solenoide centrale per ottenere una veloce variazione del flusso concatenato al plasma e innescare dunque una corrente di plasma toroidale. Antenna per il riscaldamento Solenoide centrale Bobina toroidale Accesso per HNB Bobina poloidale Divertore Fig. 1.6 Sezione del tokamak ITER [31] 8

17 Introduzione La corrente di plasma non solo contribuisce alla formazione della corretta configurazione magnetica, ma provvede anche al riscaldamento dello stesso grazie alle perdite ohmiche. Sfortunatamente la resistività del plasma diminuisce al crescere della temperatura e quindi il riscaldamento ohmico non è sufficiente per raggiungere e mantenere una temperatura tale da garantire il mantenimento delle reazioni di fusione. È quindi necessario provvedere con sistemi di riscaldamento addizionali. Il sistema di riscaldamento e guida di corrente per ITER è costituito da un opportuna combinazione tra iniettori di neutri (NBI) e antenne a radio frequenze (RF) che operano alla frequenza ciclotronica elettronica, ciclotronica ionica e ad una frequenza intermedia tra le due. Attualmente è prevista l installazione di due (più uno opzionale) iniettori di neutri HNB (Heating Neutral Beam) per il riscaldamento e la guida di corrente appartenenti al sistema denominato H&CD (Heating and Current Drive) e un iniettore con fini diagnostici DNB (Diagnostic Neural Beam). Ciascun iniettore HNB avrà una potenza nominale di 16,5 MW con un energia di 1 MeV, e dovrà operare per impulsi lunghi fino a 3600 secondi. Fig Sistemi di riscaldamento addizionali previsti per ITER [31] 9

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19 PRIMA CAPITOLO 2 PRIMA Nell ambito del progetto ITER l iniettore di neutri HNB è uno dei componenti ausiliari più importanti e dovrà raggiungere prestazioni decisamente più elevate rispetto agli iniettori attualmente esistenti. Per studiarne le criticità e acquisire un adeguata esperienza operativa, prima della costruzione e messa in esercizio degli iniettori a Cadarache, verrà realizzata a Padova una nuova struttura sperimentale (Padova Research on Injector Megavolt Accelerator PRIMA) in cui saranno ospitati due importanti esperimenti (SPIDER e MITICA) con i relativi sistemi ausiliari necessari al loro funzionamento e controllo. Come accennato nel capitolo precedente, PRIMA sarà realizzata con il contributo dei Paesi afferenti al progetto ITER. In particolare, a Padova, saranno coinvolti ITER India, ITER Giappone e F4E (Fusion for Energy, agenzia che rappresenta per l Unione europea l equivalente delle ITER Agency per gli altri Stati). F4E ha coinvolto, per la parte di progettazione che gli compete, il Consorzio RFX che ha sede dove l esperimento verrà installato. A sua volta il Consorzio RFX si avvale, per la progettazione, del supporto e della collaborazione di numerosi centri di ricerca e università italiani e stranieri. Il Governo italiano, attraverso il CNR (Consiglio Nazionale delle Ricerche), metterà a disposizione gli edifici di PRIMA. Il lotto di terreno a disposizione per la costruzione edilizia del complesso denominato Neutral Beam Test Facility si colloca in vicinanza dei confini Sud ed Ovest dell Area della Ricerca del CNR di Padova, accanto alla sottostazione primaria da 380 kv la quale fornirà la potenza necessaria agli esperimenti. Il progetto insiste su un area scoperta di circa m 2 e le superfici lorde di calpestio ammontano a più di 9000 m 2. 11

20 Capitolo 2 MITICA Edificio 2 (qui saranno localizzati la maggior parte dei componenti dell impianto di raffreddamento) Edificio 8 (alimentazioni in alta tensione per MITICA) Edificio 3 (alimentazioni in bassa tensione per MITICA) SPIDER Fig. 2.1 Vista generale tridimensionale degli esperimenti SPIDER e MITICA e di alcuni sistemi ausiliari La Figura 2.2 mostra la pianta dell edificio PRIMA costituito di tre corpi di fabbrica principali. Il primo corpo di fabbrica è composto da: - un edificio principale (1) in cui verranno ospitati i due esperimenti che, per rispettare i parametri di radioprotezione richiesti, si troveranno all interno di due zone schermate dal flusso neutronico. Le strutture schermanti saranno realizzate sovrapponendo elementi prefabbricati in calcestruzzo collegati tra loro, e alle strutture di fondazione, mediante apposite barre di ancoraggio. In questo modo sarà possibile lo smontaggio per le operazioni di manutenzione, nonché la futura 12

21 PRIMA dismissione definitiva per il riutilizzo delle aree (prevista dopo vent anni dall entrata in servizio). Per spostare e manovrare i componenti degli esperimenti e i blocchi di schermatura verrà installato un carroponte con una capacità di carico fino a 50 tonnellate. Al centro della sala è prevista un amplia zona per consentire lo stoccaggio temporaneo dei blocchi di schermatura, di materiale e componenti, e per il collaudo dei vari pezzi costituenti le macchine. Sono inoltre localizzate nell edificio anche una buona parte dei sistemi diagnostici, di controllo e acquisizione dati. - Edificio (2) per gli impianti ausiliari di raffreddamento, criogenia di prossimità e vuoto e per una parte dei sistemi diagnostici, di controllo e acquisizione dati di MITICA. - Edificio (7) per accogliere gli ausiliari non sperimentali quali trasformatori MT/BT, gruppo elettrogeno, quadri elettrici MT e BT, centrale di produzione aria compressa, centrale di pompaggio fluidi, centrali termica e frigorifera. - Edificio (6) per le alimentazioni elettriche di SPIDER, i relativi trasformatori e quadri elettrici e i sistemi diagnostici e di controllo. Il secondo corpo di fabbrica (totalmente dedicato all esperimento MITICA) è costituito dall edificio (8) contenente le alimentazioni in alta tensione (fino a -1 MV) e dall edificio (3) per ulteriori sistemi di alimentazione a tensione ridotta. Infine il terzo corpo di fabbrica è costituito dall edificio (12) che collega i precedenti corpi di fabbrica e contiene le sale controllo centrali di entrambi gli esperimenti, sale riunioni e sale server. All esterno dell edificio si trovano le alimentazioni elettriche per le griglie di accelerazione di MITICA (A) costituite da cinque trasformatori a varie tensioni (da -200 a kv), il cunicolo per la linea di trasmissione da -1 MV (G), due vasche d acqua interrate (F) per l impianto di raffreddamento, altri trasformatori in olio, la centrale di pompaggio antincendio, le piattaforme di stoccaggio di gas compressi, criogenici e dell esafluoruro di zolfo. 13

22 Capitolo 2 Fig Planimetria di PRIMA 2.1 MITICA Megavolt ITER Injector & Concept Advancement (MITICA), il principale esperimento che verrà ospitato nella nuova struttura, è il prototipo dell iniettore di fascio di neutri (NBI) per ITER. L esperimento è necessario per studiare e collaudare il funzionamento dell iniettore e, di conseguenza, di tutti i suoi componenti. L esperienza acquisita con MITICA consentirà di ottimizzare, e se necessario modificare, il progetto degli iniettori di neutri HNB per ITER. Per questo motivo MITICA sarà equipaggiato da un sofisticato sistema di diagnostiche. In Tabella 2.1 sono riportate le grandezze caratteristiche della macchina. L iniettore è progettato per produrre un fascio di particelle neutre (inizialmente di idrogeno e successivamente di deuterio) accelerate, in modo elettrostatico con una differenza di potenziale totale di -1 MV, fino ad un energia di 1 MeV. La potenza da trasferire al plasma, continuamente per 3600 secondi, è di circa 16,5 MW. In MITICA, non essendo presente il tokamak, la potenza del fascio sarà assorbita da un apposito calorimetro. 14

23 PRIMA Fig. 2.3 Vista esterna tridimensionale di MITICA con parte della schermatura neutronica MITICA H D Unità Potenza iniettore MW Energia del fascio kev Corrente estratta A Pressione massima della camera da vuoto <0.3 <0.3 Pa Tempo di funzionamento s Tab. 2.1 Parametri caratteristici di MITICA 15

24 Capitolo 2 Il principio di funzionamento di un iniettore di neutri (riportato schematicamente in Figura 2.4) può essere suddiviso in due fasi principali: la generazione di ioni e la loro successiva neutralizzazione. Fig. 2.4 Principio di funzionamento di un iniettore di neutri [3] MITICA sarà costituito dal solo Neutral beam (primo riquadro a sinistra) Per poter accelerare la particelle fino al livello di energia richiesto è necessario che esse siano cariche elettricamente, pertanto la prima fase di funzionamento di un iniettore di neutri è la produzione delle specie ioniche richieste attraverso l impiego di una opportuna sorgente di ioni. Le uniche tipologie di sorgenti in grado di estrarre la densità di corrente richiesta sono quella ad arco e quella a radio frequenza (RF). La sorgente ad arco consiste in una camera di scarica all interno della quale vengono posizionati dei filamenti di tungsteno mediante i quali viene innescato l arco elettrico; il gas precedentemente immesso nella camera subisce quindi il processo di ionizzazione. La sorgente a radio frequenza utilizza invece un campo elettrico oscillante (tipicamente alla frequenza di 1 MHz) generato attraverso degli opportuni avvolgimenti RF. 16

25 PRIMA Grazie all assenza di filamenti e alla minor manutenzione che ne consegue, la sorgente RF appare decisamente promettente per ITER dove, a causa dell attivazione dei materiali, molte operazioni dovranno essere svolte remotamente. La fase successiva è costituita dall estrazione degli ioni e dalla loro accelerazione attraverso una serie di aperture allineate realizzate su griglie poste a diversi potenziali elettrici. Sono state studiate due diverse configurazioni chiamate SINGAP e MAMuG. SINGAP consiste in un accelerazione da -1 MV al potenziale di terra attraverso un unica griglia, mentre MAMuG provvede alla medesima accelerazione con 5 diversi passaggi da circa 200 kv ciascuno. Dal confronto tra le due configurazioni è emerso come il mantenimento della tensione e la formazione di elettroni indesiderati (con conseguente perdita di potenza) in SINGAP appaia peggiore rispetto a MAMuG, pertanto quest ultima configurazione è stata scelta per essere utilizzata negli iniettori di ITER. Gli ioni accelerati devono essere infine neutralizzati per produrre un fascio capace di attraversare i campi magnetici e penetrare fino al plasma. La fase di neutralizzazione avviene per reazioni di scambio-carica tra gli ioni e del gas (idrogeno o deuterio) appositamente introdotto nel neutralizzatore. Il risultato è un fascio di atomi neutri con l energia desiderata. Per ioni positivi l efficienza del processo di neutralizzazione decresce velocemente al crescere dell energia del fascio; poiché per ITER è richiesta un energia pari a 1 MeV si è reso necessario progettare un iniettore che utilizzi ioni negativi in modo tale da ottenere un rendimento di neutralizzazione di circa il 60% (Figura 2.5). Sebbene gli ioni negativi siano più facili da neutralizzare, la loro creazione e gestione risulta più complessa soprattutto a motivo del fatto che l elettrone supplementare che fornisce la carica è debolmente legato e quindi facilmente perdibile. 17

26 Capitolo 2 Fig. 2.5 Efficienza di neutralizzazione per ioni positivi e negativi in funzione dell energia del fascio Le due reazioni più importanti che avvengono nel neutralizzatore sono le seguenti: Nelle condizioni di ottimo, in uscita dal neutralizzatore si ottiene circa il 60% di H 0, il 20% di D + e il 20% di D -. Per questo motivo è necessaria la presenza di un deflettore (Residual Ion Dump - RID) in grado di rimuovere dal fascio le particelle ancora cariche. Il RID è composto da cinque pannelli verticali che formano quattro canali di passaggio allineati con quelli del neutralizzatore. I pannelli si trovano alternativamente al potenziale di terra oppure a -20 kv; il campo elettrico che ne consegue permette di deviare gli ioni ottenendo all uscita solo particelle neutre. A valle del neutralizzatore si trova un calorimetro costituito da due pannelli posizionati per ottenere una forma a V. In ITER lo scopo del calorimetro (mobile) è quello di verificare l effettiva potenza del fascio durante il periodo di condizionamento, mentre durante la campagna di sperimentazione a Padova il calorimetro (fisso) dovrà necessariamente dissipare tutta la potenza incidente. 18

27 PRIMA I componenti sopra citati (sorgente di ioni, griglie di accelerazione, neutralizzatore, RID e calorimetro) sono contenuti in un recipiente (vessel) mantenuto in alto vuoto attraverso pompe di tipo turbomolecolare; sono inoltre installate nel vessel due criopompe necessarie a ridurre la pressione a valle dell acceleratore (per minimizzare le perdite in esso) e a valle del neutralizzatore (per ridurre le reazioni di re-ionizzazione). L iniettore è inoltre corredato di diagnostiche, sistemi di controllo, impianto di raffreddamento per i componenti, impianto criogenico per le criopompe, impianto da vuoto, sistemi di alimentazione elettrica per griglie, sorgente e altri componenti in tensione. 2.2 SPIDER Source for Production of Ion of Deuterium Extracted from Rf plasma (SPIDER) è il secondo esperimento (il primo in ordine temporale) che verrà installato nel complesso PRIMA. SPIDER è una sorgente di fascio di ioni (ovvero l unione di una sorgente di ioni e di un sistema di accelerazione) dedicata all ottimizzazione delle prestazioni di una sorgente identica a quella per gli iniettori HNB di ITER. L obiettivo principale di SPIDER è di creare e accelerare ioni negativi (partendo da gas idrogeno o deuterio) massimizzando la densità di corrente ionica estratta, l uniformità spaziale del fascio e minimizzando la frazione di elettroni co-estratti. Il progetto della sorgente di ioni è stato sviluppato in collaborazione con l istituto IPP (Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Germania), mentre per quanto riguarda il sistema di estrazione/accelerazione, quello di raffreddamento e il sistema di bloccaggio delle griglie, la collaborazione è stata istituita con l istituto IPR (Institute for Plasma Research, India) e l organizzazione CEA (Commissariat à l'energie Atomique et aux Energies Alternatives, Francia). La sperimentazione su SPIDER avrà luogo con circa due anni di anticipo rispetto a MITICA in modo tale da ottenere importanti informazioni circa il funzionamento di questo tipo di sorgente. 19

28 Capitolo 2 Fig. 2.6 Vista esterna tridimensionale di SPIDER con schermatura neutronica parzialmente smontata In Tabella 2.2 sono riportate le grandezze caratteristiche della macchina: approssimativamente 70 A / 50 A di corrente estratta in H / D, energia del fascio di 100 kev, pressione massima ammissibile all interno della sorgente di 0,3 Pa ed un tempo di funzionamento stazionario per 3600 secondi. SPIDER H D Unità Energia del fascio kev Corrente estratta A Pressione massima <0.3 <0.3 Pa Tempo di funzionamento s Tab. 2.2 Parametri caratteristici di SPIDER 20

29 PRIMA La sorgente di fascio è costituita da una camera (plasma source) all interno della quale il gas viene iniettato e ionizzato mediante radiofrequenze, e da un sistema di griglie a differenti potenziali per estrarre e accelerare le particelle negative prodotte. Le due parti sono fissate ad una struttura di supporto comune che include un sistema di posizionamento per allineare le diagnostiche ottiche dagli accessi inferiori e laterali alla corrispondente finestra del vessel. La sorgente di ioni è la stessa che verrà realizzata per MITICA, e così anche le prime due griglie (Plasma ed Extraction grid), mentre le differenze principali riguardano la modalità di accelerazione che avverrà in un unico stadio con una differenza di potenziale pari a 100 kv. High voltage bushing for electrical supplies and diagnostic signals Extraction / acceleration system Radio Frequency Ion Source Diagnostic viewports Electrostatic screen Support structure Vacuum Vessel Cooling supplies (ground potential) High voltage bushing for cooling water and gas supplies Mechanical support Fig. 2.7 Sezione generale di SPIDER [8] 21

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