COMPONENTI PRINCIPALI DEL TOKAMAK ITER

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1 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK (ultima modifica 07/12/2017) COMPONENTI PRINCIPALI DEL TOKAMAK ITER M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 1

2 Parti fondamentali di una centrale a fusione D+T= 4 He+n 17.6 MeV Sui Blanket il Litio bombardato dai neutroni produce il Trizio T Li 4 +n = He 4 +T+n * -2.5 MeV Li 6 +n = He 4 +T +4.86MeV M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 2

3 Schema di funzionamento di un reattore a fusione Robot di installazione e manutenzione Mantello per la produzione del Trizio e di schermo neutronico Bobine - verde: Bobine del campo magnetico toroidale - arancione: Bobine del solenoide centrale - rosso: Bobine controllo forma del plasma Generatore di corrente di atomi neutri a neutri Blu: Impianto di recupero del calore prodotto con lo scambiatore di calore Sistemi di riscaldamento addizionale Produzione di elettricità Separazione isotopica Combustibili primari Scorie della combustione M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 3

4 COMPONENTI PRINCIPALI IN UN TOKAMAK IDEALE Il calore prodotto dal plasma può essere estratto con un liquido o gas di raffreddamento che circola internamente nell involucro e può essere trasformato in potenza elettrica con i sistemi tecnologici tradizionali. Più precisamente con lo scambiatore di calore il liquido diventa vapore in pressione che viene utilizzato per far ruotare una turbina che trascina in movimento il rotore di un alternatore, che a sua volta produce energia elettrica. Vapore in presssione Plasma Scambiatore di calore Turbina Generatore Energia Elettrica Involucro Liquido o gas di raffreddamento Liquido M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 4

5 Elementi principali del reattore Tokamak JET M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 5

6 Elementi principali del reattore Tokamak JET M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 6

7 Elementi principali del reattore Tokamak ITER M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 7

8 Principali componenti del Tokamak Vacuum Vessel Tokamak Tokamak acronimo russo per indicare una macchina con una camera magnetica a forma di toroidale TOKAMAK="TOroidal - KAmara - MAgnit - Katushka Camera Toroidale con Bobine Magnetiche. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 8

9 Principali componenti del Tokamak Vacuum Vessel Camera del vuoto (Vacuum vessel) Nel Vacuum Vessel si crea il vuoto nel quale la pressione deve essere inferiore a un milionesimo della pressione atmosferica*. All interno del Vacuum Vessel avrà luogo la reazione di fusione. * La pressione atmosferica normale o standard è quella misurata alla llatitudinedi 45, al livello del mare e ad una temperatura di 15 C, che corrisponde ad una colonna di mercurio di 760 mm. 1 atm = 760 tor (o mmhg) = Pa= 1 013,25mbar M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 9

10 Principali componenti del Tokamak Vacuum Vessel Camera del vuoto (Vacuum vessel) La camera del vuoto è ha le pareti di acciaio, ricoperte da componenti di carbone. Esso è composto da 18 settori in acciaio inossidabile con uno spessore di 6,3 m, di 13 m di altezza e 6,5 metri di larghezza. I settori sono simili tra loro e pesano circa 500 tonnellate ognuno. Il peso di tutto il contenitore, una volta saldato, sarà superiore a 8000 t, paragonabile al peso della Torre Eiffel (7300 t). M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 10

11 Camera del vuoto ( Vacuum Vessel) M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 11

12 Principali componenti del Tokamak Vacuum Vessel Il vessel è stato progettato con un doppio strato per consentire il riscaldamento di gas caldi che passano nell iterspazio. Fusion for Energy (F4E) ha stipulato un accordo per la fornitura di sette sezioni del vacuum vessel con il consorzio europeo AMW (Ansaldo Nucleare S.p.A - Mangiarotti S.p.A - Walter Tosto S.p.A). Il contratto, con durata prevista di 6 anni, ha un valore monetario di oltre 300 milioni di euro. La complessità del vacuum vessel, le sue dimensioni, il numero delle saldature necessarie ed il grado di precisione richiesto per la realizzazione del componente, rendono questa fornitura una delle più importanti sia in termini economici che tecnologici del progetto ITER. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 12

13 Principali componenti del Tokamak Vacuum Vessel Vacuum Vessel dell ITER Sistema delle porte per l accesso al Vessel 44 Port plugs (porte tappo) consentiranno l accesso al Vacuum Vessel per le operazioni di sostituzione e controllo dei vari sistemi, di cui: 18 porte superiori, 17 porte laterali e 9 porte sottostanti. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 13

14 Trittium Breeding Per la reazione di fusione dell ITER saranno utilizzati i 2 isotopi di idrogeno: il Trizio e Deuterio. Mentre il Deuterio può essere estratto dall'acqua di mare in quantità virtualmente illimitate, la fornitura di Trizio disponibile è limitata. Per tale motivo si sta cercando di produrlo all interno del toro del Tokamak, facendo bombardare dai neutroni che sfuggono al plasma, i rivestimenti di Litio del contenitore toroidale (Blanket). In questo modo si attiva un processo di autoproduzione del Trizio chiamato Trittium Breeding. L ITER fornirà un'opportunità unica per testare prototipi di rivestimenti (Blanket) per la produzione del Trizio. Infatti all'interno di questi rivestimenti di prova (Test Blanket), saranno messe a punto le possibili tecniche per garantire una produzione autosufficiente di Trizio. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 14

15 Principali componenti del Tokamak Pareti del Vacuum Vessel Sezione del Vacuum Vessel dell ITER Il Vacuum Vessel presenta una doppia parete di acciaio, con i passaggi per far circolare tra esse il fluido di raffreddamento. La superficie interna del Vessel sarà ricoperta da Blanket che schermano dai neutroni ad alta energia prodotti dalla reazione di fusione. Essi quindi provvedono a schermare il Vessel e i Magneti Superconduttori dal calore e dal flusso di neutroni della reazione di fusione. Alcuni dei moduli del Blanket saranno usati come ultimo strato per testare i materiali del Trittium Breeding, in altre parole si tratta di un rivestimento per la generazione del trizio. Il Blanket sono costituiti da composti di Piombo e Litio. 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti M. Usai 15

16 Principali componenti del Tokamak Pareti del Vacuum Vessel Sezione del Vacuum Vessel dell ITER All interno del Vacuum Vessel viene mantenuto il vuoto mediante un sistema di pompaggio, per tale motivo essa è una camera a perfetta tenuta di vuoto, anche chiamata camera vuota. I Blanket sono 440 segmenti individuali, ognuno misura 1x1.5 metri e pesa circa 4.6 tonnellate. Ogni segmento ha una prima parete staccabile, che espone la sua faccia direttamente verso il plasma e rimuove il carico di calore, e una schermatura semipermanente dedicata ai neutroni. I blanket insieme al divertore sono gli elementi più vicini al plasma. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 16

17 Principali componenti del Tokamak Pareti del Vacuum Vessel Teoricamente le pareti del Blanket si potrebbero realizzare, sia con elementi a basso numero atomico Z, come la Grafite o il Berillio, sia ad alto Z come il Tungsteno o il Molibdeno. Se si usa la grafite o materiali compositi con fibre di Carbonio, l inconveniente più importante diventa l elevata velocità di erosione, dovuta al fenomeno dello sputtering. Infatti quando degli ioni ad alta energia colpiscono gli atomi di una parete, questi ultimi, a seguito dell urto e del corrispondente scambio di quantità di moto, vengono eiettati ( espulsi con forza all esterno) nella fase gassosa, dando luogo al fenomeno dello sputtering. Nel caso della grafite affacciata al plasma, lo sputtering provocherebbe una erosione insostenibile, di parecchi metri di spessore di materiale all anno. Ciò comporterebbe una periodica rideposizione della grafite sulle pareti, ma questa operazione non consente di ripristinare le pareti con l uniformità di spessore iniziale. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 17

18 Principali componenti del Tokamak Pareti del Vacuum Vessel Sembra preferibile impiegare il Tungsteno o il Berillio per le pareti interne first wall. Per questi materiali il fenomeno dello sputtering è svariati ordini di grandezza inferiore, rispetto alla grafite, ed il Trizio ha maggiori difficoltà ad essere inglobato. Per contro, le impurità di Tungsteno e di Berillio hanno effetti molto più distruttivi sul plasma di quelle provocate dalla grafite ed occorre mantenere la parete a temperature sufficientemente basse per limitare comunque al minimo l effetto di sputtering. La corazza di Tungsteno o di Berillio è fissata ad un sottostratto di Rame, che, essendo un ottimo conduttore termico, ha il compito di uniformare la distribuzione di temperatura, ed è montato, a sua volta, su di un supporto di acciaio refrigerato da acqua. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 18

19 Principali componenti del Tokamak Pareti del Vacuum Vessel In conformità a quanto elaborato da studi precedenti, sono state considerate due possibili varianti costruttive per il breeding blanket: 1) la prima prevede l impiego di litio liquido (LiPb) come fertilizzante e acciaio a bassa attivazione (Eurofer) come materiale schermante, 2) la seconda ipotizza invece l impiego di litio solido ceramico (ortosilicato di litio, LiSiO ) come fertilizzante, berillio come moltiplicatore ed idruro di zirconio (ZrH) come materiale schermante. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 19

20 Principali componenti del Tokamak Port Plugs ITER avrà una vasta gamma di strumenti e sensori molto più di quanto sarebbe necessario per il controllo della fusione in un reattore commerciale. Essi consentiranno rilevare la massima quantità di informazioni durante gli impulsi di plasma. La maggior parte di queste diagnostiche di misura del plasma sono progettati per catturare la luce su una vasta gamma di lunghezze d'onda. Gli strumenti devono essere posizionati sufficientemente vicino al plasma per "vedere" in profondità all'interno del plasma, controllare le superfici dei componenti del rivestimento interno (Port plugs ) e le pareti interne del contenitore del plasma e controllare la pareti interne del divertore. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 20

21 Port Plugs Gli strumenti devono essere distribuiti su tutta la parete del contenitore del vuoto, all interno del quale è contenuto il plasma, ma devono essere protetti dalla gran quantità di calore e dalle radiazioni emesse dal plasma. Per questo motivo nel contenitore del vuoto, sono previste le porte di accesso chiamate Port Plugs Porte Tappo in acciaio inox di grandi dimensioni che pesano fino a 50 tonnellate. Esse sono usate sia per la diagnostica, che per la manutenzione, ossia a) per l'installazione, b)la sostituzione o c) la riparazione dei componenti all'interno del contenitore. Durante il funzionamento, le porte di accesso, usate per la manutenzione, rimangono chiuse dalle Port Plugs. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 21

22 Le Port Plugs Porte Tappo in acciaio sono strutture di grandi dimensioni dimensionate per i seguenti compiti contrastanti : a) di fornire accesso diagnostico assicurando al tempo stesso che le porte del Vessel o camera del vuoto e quindi devono essere a tenuta per evitare la perdita del vuoto. b) che siano adeguatamente " schermate " contro la dispersione delle radiazioni nucleari M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 22

23 Le grandi dimensioni e il notevole peso (fino a 50 tonnellate) delle Port Plugs richiedono sistemi meccanici sofisticati per garantire gli spostamenti richiesti. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 23

24 Le Port Plugs occupano un area consistente tra il Tokamak e l area in cui vengono elaborate tutti i dati rilevati durante le campagne di misura, per la diagnostica. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 24

25 18 porte superiori 17 porte laterali 9 porte sottostanti DPP 9 M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 25

26 UPi Upper level Port plugs for i=1 18 EPi Equatorial level Port plugs for i=1 17 DPi Divertor level Port plugs for i=1 9 Insieme di Port Plugs ( porte tappo) M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 26

27 M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 27

28 La prima parete diagnostica cattura la luce dal plasma, alla estremità della Port Plug lunga 3 metri (a sinistra nella figura). La parete diagnostica è arretrata con lo scopo di evitare l'urto di calore e radiazioni. Ciascuna apertura sarà orientata per catturare la luce emessa da una particolare regione del plasma senza consentire alle radiazioni nucleari di passare. Lato contenitore (meno caldo) 3m Lato plasma (molto caldo) M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 28

29 Per alcuni sistemi è previsto un insieme complesso di specchi che verrà installato dietro la prima parete per la diagnostica. Le onde luminose rimbalzeranno da specchio a specchio prima di raggiungere i sensori, mentre la radiazione nucleare sarà intrappolato dai moduli di spessori in acciaio inox. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 29

30 Per i sistemi diagnostici che richiedono una visione diretta del plasma, i fori saranno realizzati direttamente nel blocco schermatura e la grande quantità di acciaio lungo il percorso potrà garantire l assorbimento dei neutroni. Per esempio in questo port plug centrale, i sistemi diagnostici sono integrati a coppie sui moduli estraibili in acciaio inox. Dal lato plasma la prima parete è curvata in modo da seguire il profilo del plasma. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 30

31 EPi Equatorial level Port plugs for i=1 17 UPi Upper level Port plugs for i=1 18 DPi Divertor level Port plugs for i=1 9 Insieme di Port Plugs ( porte tappo) M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 31

32 Principali componenti del Tokamak per la realizzazione del confinamento magnetico Bobine toroidali (Toroidal coils) Nell ITER sono 18 e sono usate per creare il campo toroidale, che ha la funzione di: fa circolare il plasma e comprimerlo e lo posizionarlo al centro della camera vuota. Le bobine pesano 6540 t totali e dopo il Vacuum Vessel, sono il più grande e importante elemento della macchina ITER. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 32

33 Principali componenti del Tokamak per la realizzazione del confinamento magnetico Bobine poloidali (Poloidal coils) Nell ITER sono 6 e sono usate per controllare la posizione del plasma durante il funzionamento, per evitare che il plasma tocchi le pareti. All avviamento del sistema contribuiscono al riscaldamento del plasma. Le bobine hanno 250 metri di lunghezza di avvolgimento. A causa di queste dimensioni particolarmente grandi, le bobine saranno montate in sede, fatta eccezione per la più piccola. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 33

34 Principali componenti del Tokamak per la realizzazione del confinamento magnetico Solenoide centrale (Central solenoid) Questo gruppo di 6 bobine costituisce essenzialmente il circuito primario del trasformatore, che consente di scaldare il plasma nella fase iniziale e di indurre la corrente pulsata per generare il campo poloidale B T. Tutte le bobine sono isolate elettricamente con un polimero di vetro, impregnato con una resina epossidica che garantisce una capacità di lavoro ad alta tensione, testata sui 29kV M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 34

35 Principali componenti del Tokamak Bobine Toroidali Le bobine saranno realizzate con cavi intubati in un involucro strutturale in acciaio, in cui i fili superconduttori cono cablati insieme e raffreddati dal flusso di Elio. I fili superconduttori necessari per le bobine toroidali di ITER hanno una lunghezza complessiva di km. L ENEA con ASG Superconductors è stata incaricata di gestire la progettazione, la produzione e il collaudo delle 18 bobine toroidali del tokamak JT-60SA. Materiali usati per le bobine Niobio e Titanio (NbTi) per le Bobine Poloidali esterne e le Bobine di Correzione o Bobine poloidali esterne e Niobio e Stagno (Nb3Sn) per le Bobine Toroidali e il Solenoide Centrale 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti M. Usai 35

36 Principali componenti del Tokamak Solenoide Centrale delle Bobine polidali Nel Tokamak si utilizza lo stesso principio di funzionamento del trasformatore per indurre una corrente nel plasma. Il primario del trasformatore è costituito dal solenoide centrale, il quale produce un flusso poloidale con linee di campo perfettamente concatenate nel plasma, la variazione di questo flusso induce una corrente nel plasma. Il plasma è come un avvolgimento monospira fatto di gas ionizzato conduttore, che quindi costituisce il secondario del trasformatore. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 36

37 Avviamento del Tokamak Ipotizziamo di fissare a t 0 =0 l istante in cui inizia a circolare una corrente di plasma. Per avere una corrente indotta nel plasma devo avere una variazione del flusso del solenoide centrale. Per questo motivo si alimenta con un sistema esterno, il solenoide prima dell istante t 0, con un anticipo pari al tempo di ricarica degli avvolgimenti del solenoide centrale τ RC, in modo da avere già all istante t 0 una corrente corrispondente al flusso concatenato richiesto dell avvolgimento ϕ 0. Infatti per far circolare una corrente nel plasma si deve avere una variazione del flusso dφ/dt, che induca nel plasma toroidale una f.e.m. indotta: e i = dφ/dt. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 37

38 Principali componenti del Tokamak per la realizzazione del confinamento magnetico In pratica, nella fase prima dello zero si continua ad aspirare aria dalla camera da vuoto, poco prima dell istante zero t=0, s immette con sofisticate valvole, il gas miscela di D-T. ( per l avviamento il Trizio deve essere prodotto precedentemente. Si prevede in futuro, dopo l avvio, di autoprodurlo con il Litio presente nelle pareti interne del contenitore). A questo punto si scarica su un resistore il circuito delle bobine induttive e la corrente decade velocemente. Questo comporta una variazione molto veloce del flusso, quindi nel plasma è indotta una f.e.m. elevata: dφ/dt =e i E quindi comincia a circolare la corrente nel plasma I p, che aumenta con legge parabolica. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 38

39 Il grafico seguente rappresenta approssimativamente un ciclo-macchina Fase in cui il circuito delle bobine induttive si scarica su un resistore e la corrente in esse decade velocemente t c = tempo per un ciclo macchina I Bp I plasma t DWell M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 39

40 Principali componenti del Tokamak per la realizzazione del confinamento magnetico Poiché si vuole ottenere una corrente elevata e persistente nel plasma, allora si cerca di inserire un alimentatore al primario del trasformatore tale da vincolare il flusso a decadere in modo costante, così da avere una f.e.m indotta costante e una corrente indotta nel plasma costante, questa fase è chiamata fase di flat-top (vetta piatta). Poiché non si può far decadere il flusso all infinito è nata l idea del sistema in regime impulsato con una sequenza di impulsi in altre parole si fa variare il flusso, in modo da avere un calo della corrente di plasma, per poi ricominciare con un altro impulso. La frequenza di ripetizione del ciclo dipende dal tempo necessario a ripristinare le condizioni di partenza. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 40

41 È importante notare che la lunghezza del tempo di bruciamento τ BURN influisce molto sul funzionamento della macchina, poiché un lungo τ BURN riduce il numero di cicli-macchina, ma richiede un flusso elevato quindi delle larghe bobine poloidali e un gran carico alle bobine toroidali, quindi un aumento degli stress ammissibili. un τ BURN corto aumenta il numero di cicli-macchina, ma riduce sensibilmente gli stress ammissibili; Nel regime pulsato è richiesto un sistema esterno di alimentatori ( come i flywheel generator) È importante l analisi della resistenza a fatica delle bobine toroidali, poiché le strutture di queste bobine devono supportare il carico previsto. Durante il tempo di ramp-up possono essere indotte delle grandi correnti parassite che potrebbero causare : grosse perdite nel sistema criogenico, ridurre l accoppiamento delle bobine poloidali con il plasma, creare problemi alla forma e all equilibrio del plasma. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 41

42 Criogenia applicata al reattore La criogenia è una branca della fisica che si occupa dello studio, della produzione e dell'utilizzo di temperature molto basse (sotto i -150 C o 123 K) e del comportamento dei materiali in queste condizioni. Nei Tokamak viene studiata per realizzare bobine esterne con spire di rame superconduttrici per poter ottenere campi magnetici toroidali molto intensi, riducendo la perdita di energia per effetto joule, che sarebbe altrimenti eccessiva. Tutte le bobine sono raffreddate tramite elio liquido, tenuto in circolazione tramite pompe criogeniche, ad una temperatura di 4K (-269 C ). Attualmente l Enea con ASG Superconductors ha realizzato i superconduttori per le bobine dell ITER che, mantenendo la temperatura con un sistema di controllo criotermico a -269 C *sono in grado di condurre con correnti di A generando un campo magnetico di 12 T. Il risultato di questa tecnologia avanzata è il frutto di 20 anni di lavoro. *Per convertire in gradi Celsius una temperatura espressa in kelvin bisogna sottrarre il valore di 273,15 M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 42

43 Criogenia applicata al reattore La sezione del conduttore di tipo Cable-in Conduit Conductor per magneti ITER prodotto dall ENEA. Le dimensioni dell involucro ( Jacket) esterno in acciaio sono di circa [50x50mm] M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 43

44 Prototipo di bobina ITER prodotta dall ENEA con ASG Superconductors Tutte le bobine sono raffreddate con Elio liquido, tenuto in circolazione tramite pompe criogeniche, ad una temperatura di 4K (-269 C ). M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 44

45 Magneti superconduttori Il sistema dei magneti superconduttori di ITER consiste di: 18 Toroidal Field (TF) coils 6 Poloidal Field (PF) coils 1 Central Solenoid (CS) coil Corretions Colis (CC : Bobine di correzione) per compensare il disallineamneto delle bobine principali rispetto ai valori nominali di dimensionamento. I campi magnetici prodotti contemporaneamente dai 3 tipi di bobine, permettono di confinare e controllare la posizione del plasma. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 45

46 Magneti superconduttori (ALIMENTATORI) M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 46

47 Principali componenti del Tokamak per la realizzazione del confinamento magnetico Il materiale superconduttore usato sia per il solenoide centrale che per le bobine toroidali è progettato per compiere operazioni ad alto campo magnetico (13 T), è una lega speciale di Niobio e Stagno (Nb3Sn). Le bobine di campo poloidale esterne e le bobine di correzione usano una lega differente, Niobio e Titanio (NbTi). Al fine di realizzare la superconduttività, tutte le bobine sono raffreddate con un ciclo supercritico di Elio con una temperatura dell'ordine di 4 K (-269 C). M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 47

48 Principali componenti del Tokamak per la realizzazione del confinamento magnetico Cryostat Involucro esterno (Cryostat o Envelop ) Nell ITER, questo involucro è costituito da una parete criostatica. Ogni dispositivo che sta al suo interno, è immerso nell Elio liquido, per mantenere le bobine nello stato di superconduttore, ossia con resitenza elettrica trascurabile M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 48

49 Criostato (Cryostat) L intero Vacuum Vessel è contenuto nel Criostato (Cryostat), o box freddo, in cui viene mantenuta una temperatura di circa 80 K. Esso ha un volume totale di circa m 3 di dimensioni pari a 31 metri di altezza e 37 metri di larghezza. Garantisce l isolamento termico dei superconduttori, oltre che fungere da seconda barriera di confinamento dopo la camera a vuoto. E una struttura cilindrica saldata alle piastre superiori e inferiori, e contiene circa 400 penetrazioni, con enormi problemi progettuali per la tenuta stagna per accedere al Vacuum Vessel per il sistema di raffreddamento, il collegamento ai magneti, i riscaldamenti esterni, la diagnostica, e la rimozione del Blanket e del Divertore. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 49

50 Camera del vuoto ( Vacuum Vessel) e Criostato ( Cryostat) M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 50

51 Componenti della parete interna della camera del vuoto Vacuum Vessel costituito da elementi di : Blanket, TBM, Divertor M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 51

52 Blanket Per motivi di manutenzione, all interno del vacuum vessel, la parete del blanket è modulare. Il berillio e il Litio sono stati scelti come elementi per coprire la prima parete. Il resto dei moduli dei blanket saranno realizzati con materiali di alta resistenza di rame e acciaio inossidabile. Sono previsti 4 modelli di blanket che saranno testati nel DEMO M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 52

53 Blanket Il breeding blanket ( mantello) è costituito da un insieme di moduli di acciaio ricoperti di Berillio, che coprono l'interno del contenitore del reattore a fusione (più precisamente la prima parete interna del contenitore e il divertore ), in grado di supportare un elevato carico di calore e di un intenso flusso di neutroni. Essa ha tre scopi principali : garantire l'autosufficienza del reattore a fusione in relazione al trizio (producendo, dal litio, almeno la stessa quantità di trizio pari a quella che si consuma nel plasma), massimizzare l'efficienza della rete della centrale elettrica (assicurando la temperatura massima del liquido di raffreddamento), e agire come una barriera alle radiazioni (in modo che i componenti dietro la coperta di allevamento ricevano la più bassa quantità di radiazioni possibili). La creazione di un Blanket resistente ed efficiente è uno dei maggiori ostacoli da risolvere per la costruzione di un reattore a fusione commercialmente sostenibile M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 53

54 Blanket Il Blanket è costituito da composti ( Piombo e Litio) e il Litio, irraggiato dai neutroni prodotti dalle reazioni di fusione fra deuterio e trizio, genera il trizio da impiegare come combustibile nel reattore stesso. Li 4 +n=he 4 +T+n*-2.5 MeV Li 6 +n=he 4 +T+4.86 MeV La trasmissione dell'energia ottenuta dai processi di fusione nucleare all'interno del reattore è operata essenzialmente facendo scorrere un fluido Elio o una lega di Litio-Piombo all'interno del Blanket. Nei Tokamak il fluido esce dalle canalizzazioni realizzate all interno Blanket e fa girare direttamente una turbina, oppure passa attraverso uno scambiatore di calore che riscalda un secondo fluido destinato a far girare la turbina per la produzione di energia elettrica. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 54

55 Blanket Attualmente per il mantello (Blanket ) del DEMO, i ricercatori europei stanno sviluppando le tecnologie di utilizzo di: un metallo liquido per il raffreddamento (Elio e lega di Piombo-Elio) che saranno testati in esperimenti da svolgersi presso ITER e di ceramiche di Li e Be ( Litio e Berillio) come moltiplicatori di neutroni a forma di piccole sfere. **************************************************************************************************************************************************************** Il Berillio è stato scelto come elemento per ricoprire la prima parete in ITER, grazie alle sue proprietà fisiche uniche. Il resto del blanket è creato da acciaio. Il berillio ha uno dei punti di fusione più alti tra i metalli leggeri e ha la proprietà di essere un moltiplicatore neutronico, in quanto assorbe un neutrone e ne rilascia altri due. Il maggior problema per l'uso del berillio nei reattori a fusione è dovuto al suo rigonfiamento (swelling) sotto irraggiamento neutronico, anche a temperature relativamente modeste, di contro il Be è uno degli elementi chimici più tossici che si conoscano ( il berillio se inalato comporta l insorgere di una malattia : la beriliosi con reazioni allergiche e polmonite e aumenta le probabilità di sviluppo del cancro e di danni al DNA). L uso di questo materiale comporta una attenzione particolare. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 55

56 Blanket M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 56

57 Blanket M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 57

58 TBM (Test Blanket Module) Nell'ITER i TBM (Test Blanket Module), sono solo elementi del Blanket da sottoporre a prova e non funzionali alla reazione di fusione. Gli elevati carichi meccanici e termici a cui sono sottoposti e le elevate prestazioni ed affidabilità richieste a questi componenti hanno portato all'utilizzo di materiali innovativi. Due tipi di moduli del mantello attualmente in studio raffreddati ad elio (Test Blanket Module TBM), nell ambito del programma europeo Blanket Breeder: il HCPB (Pebble Bed= ciottoli di grafite sferici utilizzati come moderatori di neutroni) e la HCLL (Lead Litio= Piombo Litio) gestiti da KIT e CEA rispettivamente. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 58

59 TBM (Test Blanket Module) Particolare, con le dimensioni, di un settore del Blanket attualmente in studio, costituito da tre moduli, con un sistema di raffreddamento doppio: nei tubi rossi scorre l Elio He e nei tubi blu scorre la lega di Litio e Piombio LIPB. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 59

60 TBM (Test Blanket Module) I TBM sono localizzati in prossimità del plasma ( freccia rossa in figura) e quindi sottoposti a elevati carichi meccanici e termici M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 60

61 Remote Handling Systems M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 61

62 Remote Handling Systems M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 62

63 Interno della camera a vuoto del JET durante una telemanipolazione M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 63

64 Telemanipolazione all interno del JET M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 64

65 Sistema di diagnostica Un sistema di diagnostica molto distribuito ed esteso sarà installato sulla macchina ITER per migliorare le misurazioni necessarie al controllo, valutare e ottimizzare le condizioni del plasma. Queste consistono principalmente in: misure di temperatura, densità, concentrazione d impurità, e tempo di confinamento delle particelle e dell energia. I sistemi di misura che consentiranno il controllo sono circa 50. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 65

66 Sezione del reattore sperimentale ITER JET (UE) Interno del Tokamac con il plasma riscaldato che diventa luminescente. uomo M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 66

67 Metodologie più comuni per il riscaldamento del plasma 1) Neutral Beam Injection system NBI (iniezione di atomi neutri) 2) Antenne ICRF ( antenne a radiofrequenza) M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 67

68 Metodologie più comuni per il riscaldamento del plasma 1) Neutral Beam Injection system NBI (iniezione di atomi neutri) La finalità è quella di riscaldare il plasma nel Tokamak. Per farlo si sparano atomi neutri, particelle ad alta energia, prive di carica e queste attraverso le collisioni con le particelle del plasma, trasferiscono al plasma la loro energia, riscaldandolo. Inoltre l NBI è in grado di imprimere una quantità di moto al plasma e indurre la corrente delle cariche elettriche che compongono il plasma. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 68

69 2) Antenne ad alta frequenza M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 69

70 Metodologie più comuni per il riscaldamento del plasma 2) Antenne ICRF ( antenne a radiofrequenza) A) Riscaldamento con ioni ciclotroni: Il metodo di riscaldamento con ioni ed elettroni ciclotroni usa onde radio a differenti frequenze per ottenere il riscaldamento addizionale richiesto. Nel sistema di ioni ciclotroni, l energia è trasferita agli ioni nel plasma da un raggio di radiazioni elettromagnetiche a elevata intensità con una frequenza di MHz. B) Riscaldamento con elettroni ciclotroni: In questo sistema gli elettroni sono riscaldati da un raggio di radiazioni elettromagnetiche ad alta intensità con una frequenza di MHz. Gli elettroni ruotando assorbono l energia degli ioni attraverso le collisioni. Questo sistema è usato per riscaldare delle zone specifiche del plasma, come un meccanismo di controllo dove nascono alcune instabilità. Rispetto al metodo precedente, si ha il vantaggio che il raggio di radiazioni può essere trasmesso attraverso l aria con una fonte lontana dal plasma. Il progetto di ITER prevede una generazione di 1 MW operando a 170GHz con una durata dell impulso di più di 500 secondi. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 70

71 Antenne ICRF (Ion Cyclotron Radio Frequency) Il progetto di ITER prevede uno sviluppo di 1 MW operando a 170 GHz con una durata dell impulso superiore a 500 secondi. Faraday shield Antenna box Flange Air Vacuum Z C1 = 1/j.C 1.w = -jx C1 Impedance transformer Z L1 = R L1 + j.x L1 Equivalent high frequency circuit Z L2 = R L2 + j.x L2 Impedance transformer Generato r Z C2 = 1/j.C 2.w = -jx C2 M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 71

72 Antenne ICRF (Ion Cyclotron Radio Frequency) Le onde elettromagnetiche vengono generate dalle apposite antenne, posizionate all interno della camera di fusione, in prossimità del bordo esterno della ciambella di plasma. Le frequenze delle onde elettromagnetiche sono regolate in modo che l energia sia assorbita da determinate regioni del plasma e da determinate particelle. Il plasma ha 3 frequenze di risonanza principali, in corrispondenza delle quali il riscaldamento è più efficace. Queste sono le frequenze di ciclotrone degli elettroni e degli ioni e la cosiddetta frequenza ibrida inferiore. Le frequenze di ciclotrone degli elettroni e degli ioni due sono le frequenze alle quali gli elettroni e gli ioni orbitano, con un movimento a spirale, attorno alle linee chiuse di campo magnetico, mentre girano attorno all asse della ciambella. La frequenza ibrida inferiore è la frequenza ibrida inferiore, che si propaga bene nelle regioni di plasma in cui il campo elettrico e quello magnetico sono perpendicolari, tipicamente nelle zone di bordo. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 72

73 Sistemi di raffreddamento L ITER dovrà essere equipaggiato con un sistema di raffreddamento ad acqua per gestire la generazione del calore durante le operazioni del Tokamak. L acqua sarà fornita dal vicino canale di Provenza, che sarà sfruttato per rimuovere il calore dal vacuum vessel e dai suoi componenti, per la diagnostica, i sistemi criogenici, sistemi di potenza. Il sistema di raffreddamento ad acqua è separato in 2 cicli chiusi che trasferiscono il calore in una torre di raffreddamento con un circuito aperto. L acqua fluisce dall impianto di ITER su degli scambiatori primari e secondari che riducono la temperatura a un valore massimo di 50 C. Il calore rilasciato nell ambiente attraverso le torri di raffreddamento con una potenza termica media di 450 MW durante le operazioni di plasma. L acqua rimanente passa attraverso una serie di bacini di raffreddamento, il primo bacino è subito all esterno dell impianto. L acqua è poi testata secondo vari parametri come la temperatura (massimo 30 C), ph, gli idrocarburi, cloro, solfati e Trizio. Questi risultati sono poi sottoposti all autorità locale. Solamente l acqua pulita è rilasciata nel fiume. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 73

74 Sistemi di raffreddamento dell ITER M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 74

75 Sistema di diagnostica Il sistema comprenderà circa 50 sistemi di misura individuali disegnati seguendo la tecnica di diagnostica più innovative per i moderni plasmi come : raggi X, laser, camere neutroniche, monitoraggio di impurità, spettrometria delle particelle, analisi della pressione e del gas fibre ottiche e altre tecniche. Questi sistemi sono soggetti a forti sollecitazioni meccaniche e termiche all interno del Vacuum Vessel, e quindi devono essere protetti da un vasto campo di fenomeni non tutti prevedibili, affinchè sia garantita la loro accuratezza e precisione nelle misure richieste. Si prevedono valori di tutte le grandezze superiori rispetto a quelle fin ora sperimentate e misurate. Il flusso di particelle neutre, il flusso di neutroni e la fluenza (grandezza definita come il numero di particelle o fotoni, incidenti sull'unità di superficie di un corpo irraggiato) saranno volte più alte di quelle ricavate nelle attuali macchine dove sono stati eseguiti gli esperimenti più spinti. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 75

76 Problematiche tecnologiche Costruzione magneti superconduttori Tecnologie avanzate per il riscaldamento del plasma Dispositivi per assorbimento di elevate potenze ( grande energia in intervalli di tempo piccoli) Criogenia (applicata per ridurre il riscaldamente delle bobine che devono produrre intensi campi magnetici) Remote handling ( gestione a distanza) e robotics (robotica) per ispezione e riparazione. A Frascati in un laboratorio ENEA esiste un Laboratorio di Remotizzazione, che ha realizzato i bracci remotizzati IVRO e FARM dedicati ai reattori. M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 76

77 Evoluzione delle dimensioni di tokamak M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 77

78 Migliori risultati ottenuti con D-T M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 78

79 Migliori risultati ottenuti con D-T M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 79

80 Record di durata di un plasma termonucleare M. Usai 7e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK_Principali componenti 80