Macchine per! fusione a confinamento magnetico! Cenni su principî, risultati, prospettive!

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Mariano Valente
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1 Macchine per! fusione a confinamento magnetico! Cenni su principî, risultati, prospettive! per il Corso di Fisica dei Plasmi, C. L. M. in Ingegneria Energetica! S. Atzeni! 11 maggio 2010, rev. 16 maggio 2012! 1! Confinamento magnetico! plasma a bassa densità ( m -3 ), " in condizioni quasi stazionarie, " confinato da campi magnetici opportunamente configurati! 2!

11 maggio 2010, rev. 16 maggio 2012! 1! Confinamento magnetico!

2 Configurazioni magnetiche aperte e chiuse! Configurazioni aperte: specchi magnetici (vedi lezione sul moto di particelle cariche in campi assegnati)! Configurazioni chiuse (in pratica toroidali):! -! Tokamak! -! Stellarator! -! Reversed Field Pinch!!Queste note riguardano essenzialmente macchine tokamak, che finora hanno fornito le migliori prestazioni. Viene dato un cenno anche agli stellarator.! 3! Macchina toroidale! Campo magnetico! -! Toroidale! -! Poloidale! -! (Verticale)! Schemi principali! -!Tokamak! -! Stellarator! source: Chen, Introduction to Plasma Physics, 1974! 4!

Configurazioni chiuse (in pratica toroidali):! -! Tokamak! -! Stellarator! -! Reversed Field Pinch!

3 Rotational transform (i.e. poloidal field + toroidal field) required for stability! 5! Tokamak campo magnetico! Il tokamak è un pinch toroidale stabilizzato (vedi lezione su equilibrio), in cui! il campo toroidale è generato da magneti esterni! il campo poloidale è generato dalla corrente indotta nel plasma (plasma = secondario di un trasformatore) => il tokamak (convenzionale) è una macchina impulsata! E necessario anche un campo verticale Bv per bilanciare (tramite una forza j x Bv) la tendenza all espansione radiale dovuta al gradiente della pressione magnetica (in quanto il campo toroidale decresce con la distanza dall asse maggiore come 1/r)! 6!

il campo poloidale è generato dalla corrente indotta nel plasma (plasma = secondario di un trasformatore) => il tokamak (convenzionale) è una macchina impulsata!

4 Tokamak! source: Pease, in Dendy 1993! 7! Tokamak! 8!

5 Stellarator! campo toroidale e poloidale da magneti esterni (elicoidali)! source: Pease, in Dendy 1993! 9! Tokamak vs stellarator! Tokamak:! -! più semplice (assisimmetrico)! -! miglior confinamento!!(almeno finora)! -! intrinsecamente impulsato!!(corrente indotta)! ma si può generare corrente non induttiva, tramite iniezione di potenza ausiliaria (microonde, fasci di particelle)! -! stazionario! Stellarator:! ma si può realizzare una struttura modulare! 10!

6 Stellarator modulare! schema di Weldenstein 7 AX, in costruzione a Greinswald (con notevoli ritardi e costi molto maggiori rispetto alle previsioni)! 11! Diagnostiche (I)! plasmi da studiare:! n " m -3! T = kev! T = 5-15 T! L = m! risoluzione necessaria! #x = cm! #t = µs - ms! conoscenza dettagliata della composizione! misure elettriche, magnetiche, di n e, n i, T e, T i, emissione di radiazione, fluttuazioni! 12!

rispetto alle previsioni)! 11! Diagnostiche (I)! plasmi da studiare:! n " 10 20 m -3! T = 0.1-20 kev!

7 Diagnostiche (II)! sonde per misure elettriche e magnetiche! interferometria, polarimetria, reflettometria per misure di densità elettronica! scattering Thomson (multicanale), emissione di radiazione di ciclotrone per temperatura elettronica e funzione di distr. elettronica! analisi dell emissione di neutri, misure neutroniche, per temperatura ionica! bolometria, tomografia X! sonde, riflettometria, interazione con ioni pesanti, scattering i.r. per fluttuazioni! 13! Fisica: problemi e risultati (I)! equilibrio: compreso (MHD + controlli)! stabilità macroscopica: OK (MHD + controlli, limiti operativi)! stabilità microscopica: gran numero di processi diversi, alcuni non pienamente compresi e controllabili; richiede, in generale, teorie cinetiche e considerazione di geometria dettagliata! Confinamento: non pienamente compreso (turbolenza, errori di campo, microinstabilità,...) ==> leggi di scala sperimentali!!o, quasi equivalentemente!! " E # I 2 nt f geom = (3 f geom ) 1/ 2 " E # I (P input ) 1/ 2 I 0.85 R 1.2 (P input ) 1/ 2 (a0.3 B 0.2 R 0.2 n 0.1 ) ==> per migliorare il confinamento, aumentare dimensioni e/o corrente! 14!!

bolometria, tomografia X! sonde, riflettometria, interazione con ioni pesanti, scattering i.r. per fluttuazioni! 13! Fisica: problemi e risultati (I)! equilibrio: compreso (MHD + controlli)!

8 Source: European Fusion Development Agency (EFDA)! 15! Nota:! Grande sforzo di simulazione! Grand challenge: problema cinetico (3+3) D, con topologia dei campi complessa, scale spazio-temporali multiple! Finora ausilio alla comprensione dei fenomeni, ma non previsioni accurate! sul trasporto! Risultati molto promettenti per le interazioni fra particelle veloci e plasma! 16!

9 Confinement time scaling and extrapolation to ITER! Reactor courtesy of G. Mazzitelli, ENEA! 17! Fisica: problemi e risultati (II)! Riscaldamento ohmico ($j): non sufficiente perché $ %T -3/2!!==> riscaldamento ausiliario:! neutri veloci ( kev)! microonde (100 MHz GHz), alle frequenze ciclotroniche o all ibrida inferiore! Particelle &:! frenamento coulombiano! interazione particelle - onde? (v & " v alfven )!!maggiore incognita fisica per una macchina ad alto Q ==> simulazioni; esperimenti scalati?! interazione plasma-parete (sputtering, riscaldamento, ecc.)! avvelenamento da impurezze (P rad %n e <Z 2 >)! 18!

microonde (100 MHz - 150 GHz), alle frequenze ciclotroniche o all ibrida inferiore! Particelle &:! frenamento coulombiano! interazione particelle - onde?

10 Fisica: problemi e risultati (III)! prestazioni record (tokamak JET):! n! T = 1021 m-3 s kev Q = 0.3 (per 1 s)! Pfus = 22 MW! (stesso valore ottenuto da JT60-SU)! altre macchine, con bobine superconduttrici, operano con impulsi di decine di minuti! su molte altre macchine studiati confinamento, interazione plasma-parete, ottimizzazione della configurazione magnetica, riscaldamenti ausiliari, ecc.! 19! JET! raggio maggiore = 3 m, raggio minore = 1 m; B = 3.8 T, I = 7 MA,! riscaldamento ausiliario (rf + neutri) fino a 50 MW! 20! (courtesy of EFTA-JET)!

su molte altre macchine studiati confinamento, interazione plasma-parete, ottimizzazione della configurazione magnetica, riscaldamenti

11 Prossimo passo: ITER!!!Obiettivi:! potenza di fusione: 500 MW! Q # 5! impulsi di Dt # 400 s!!!parametri principali! dimensioni: JET x 2! raggio maggiore: 6.2 m! volume del plasma = 800 m 3! raggio minore: 2 m! elongazione: 1.8! corrente: 15 MA! campo magnetico B:!5.3 T sull asse!!!!12 T sui conduttori! magneti superconduttori! riscaldamento ausiliario: MW! 21! collaborazione internazionale (EU, Russia, JPN, USA, India, Cina, S. Corea)! costo: 13 G$! tempo di realizzazione: 8 anni! esperimenti in DT dopo 3-4 anni di operazione! stato: predisposizione del sito (Cadarache, F)! 22!

!!!12 T sui conduttori! magneti superconduttori! riscaldamento ausiliario: 73-110 MW! 21!

12 Sperimentazione / Incognite! confinamento! interazione particelle & - plasma! macroscopic disruptions! divertore! carichi termici localizzati sulla prima parete! 23! Dimensioni di un reattore! Temperatura fissata (20 kev, vedi criterio di Lawson)! Contenimento delle particelle alfa da 3.5 MeV => corrente! stabilità, date corrente e rapporto di aspetto => campo toroidale! campo toroidale e forma ==> pressione ==> densità! densità e temperatura ==> densità di potenza! riscaldamento e confinamento => dimensioni, potenza ausiliaria! Vincoli alle dimensioni imposte sia da carico termico e!neutronico sopportabile dalle pareti, sia dal confinamento! 24!

stabilità, date corrente e rapporto di aspetto => campo toroidale! campo toroidale e forma ==> pressione ==> densità! densità e temperatura ==> densità di potenza!

13 Da ITER al reattore! Potenza di fusione x 6! durata dell impulso: da decine di minuti a ore (o stazionario)! breeding del trizio (ITER non ha blanket)! riduzione dei costi di impianto (?)! affidabilità, durata, manutenzione (danneggiamento delle pareti, loro sostituzione con operazioni remote), riparabilità (magneti superconduttori all interno del blanket! 25! A Fusion Power Plant! A Lithium Blanket produces Tritium! D + T ' 4He + n + Energy n + 6Li ' 4He +T A heat exchanger in this blanket produces steam that drives turbines! Electricity 26!

14 Alternative a ITER?! operazione ad alto Q potrebbe essere dimostrata con macchine con campo magnetico più elevato e dimensioni notevolmente minori.! Consentirebbero studi di fisica dei plasmi termonucleari - non collisionali, con reazioni, interazione particelle &-plasma, etc. - con costi e tempi presumibilmente notevolmente inferiori.! Proposta in tale direzione: Ignitor (B. Coppi)! Un reattore basato su macchine compatte ad alto campo non è però, almeno al momento, concepibile (carichi sulle pareti, durata della scarica, etc.)! 27! dimensioni:! raggio maggiore: 1.32 m! raggio minore: 0.47 m! corrente: 11 MA! campo magnetico B: 13 T sull asse!!!!! Magneti in rame! riscaldamento ausiliario: 15 MW! Potenza di fusione: 100 MW! 28! source: Detragiache, ENEA!

! Proposta in tale direzione: Ignitor (B. Coppi)!

15 Bibliografia! Discussione elementare della configurazione tokamak: " G.Pucella e S.E.%Segre, Fisica dei Plasmi, Zanichelli (2010), par. 2.4.! Discussione elementare della configurazione tokamak e del reattore a fusione: J. Wesson, Tokamaks, 3rd Ed., Oxford University Press (2004), par. 1.6 e par. 1.7.! Trattato sui tokamak: J. Wesson, op. cit. (749 pp.).! Lezioni di livello intermedio: " capitoli 8, 17 e 18 di R. Dendy (Ed.): Plasma Physics, Cambridge University Press (1993).! 29!

! Discussione elementare della configurazione tokamak e del reattore a fusione: J. Wesson, Tokamaks, 3rd Ed.

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