Prospettive della Fusione Termonucleare Controllata: il progetto ITER

Prospettive della Fusione Termonucleare Controllata: il progetto ITER Maurizio Lontano Istituto di Fisica del Plasma P. Caldirola,, D.E.T.-C.N.R. Associazione EURATOM-ENEA-CNR Via R. Cozzi 53, Milano lontano@ifp.cnr.it www.ifp.cnr.it Energia per il Futuro, Dip. Fisica, Università di Milano, Milano, 19 Maggio 2008

Sommario - Motivazioni - La fusione e il plasma - Il problema del confinamento del plasma: il tokamak - Il Programma Europeo sulla Fusione - ITER e altre macchine - Il programma di accompagnamento - Obiettivi di fisica e di tecnologie del reattore - Il ruolo della formazione e del training

Il consumo di energia nel mondo nel 1990 e nel 2050 (proiezione) 25!10 9 toe 20 2050 15 10 2050 5 0 1990 2050 Industrialized Paesi industrializzati Countries + = 1990 Developing Paesi in Countries via di sviluppo 1990 Tutto Total World il mondo In termini di potenza: nel 2050 30 TW rispetto ai 13 TW attuali

I combustibili fossili hanno un grosso impatto ambientale Per generare 1000 MWe (fabbisogno di ca 1.000.000 di persone) occorre bruciare ca 9000 ton di carbone al giorno La combustione genera ca 30.000 ton di CO 2 oltre ad altri gas nocivi come SO 2 e NO 2 Inoltre i combustibili fossili non sono disponibili in quantità limitata

Che fare? - Il fabbisogno di energia potrà essere solo in parte soddisfatto con il ricorso a fonti rinnovabili - Le fonti nucleari sono le uniche a emissioni zero che possono competere sia per la produzione di elettricità su larga scala, sia per usi come la produzione di idrogeno - Quale può essere il ruolo della fusione termonucleare controllata?

La fusione nucleare - E una reazione nucleare in cui due nuclei di elementi leggeri (es., 2 H e 3 H) si uniscono, ovvero si fondono in un unico nucleo ( 4 He) (*) - E alla base della formazione dei nuclei degli elementi più pesanti - La reazione è accompagnata da rilascio di energia " #E = #m c 2 * 10 6 volte l energia rilasciata in una reazione chimica di combustione " un reattore da 1 GW userebbe 1 kg/g di D+T, un impianto a carbone 10.000 ton di carbone

Le reazioni di fusione nel Sole: la catena protone-protone nuclei di H (p) vengono trasformati in nuclei di 4 He p + p $ D + e + + % + 1.44 MeV la trasformazione di un p in un n è risultato di una interazione debole : è un processo molto lento ('! 2! 10 17 sec! 3! 10 9 anni) T! 1.5 kev p + D $ 3 He + & + 5.49 MeV ciò permette al Sole di bruciare per miliardi di anni!!! 1 ev! 11.000 C 3 He + 3 He $ 4 He + p + p + 12.86 MeV

e in laboratorio? - la reazione più probabile a temperature più basse è la D+T - si possono ottenere reazioni di fusione D+T a 10-20 kev sezione d urto (m 2 ) (( v-v ) distribuzione dei reagenti energia relativa (kev) energia

Le reazioni di fusione in laboratorio D + T $ 4 He (3.52 MeV) + n (14.1 MeV) T! 10-20 kev D + D ' DT! 10 sec 50 % 50 % 3 He (0.82 MeV) + n (2.45 MeV) T (1.01 MeV) + n (2.45 MeV) T! 30-40 kev reazioni senza neutroni! D + 3 He $ 4 He (3.6 MeV) + p (14.7 MeV) T! 100 kev 11 B + p $ 3! 4 He (8.7 MeV) T! 200 kev 1 ev! 11.000 C

La produzione di Tritio nella DT - il T è un isotopo radioattivo di H con ' 1/2! 12 anni, quindi non si trova in natura - può essere prodotto direttamente in un ciclo chiuso del reattore: n + 6 Li $ 4 He + T n + 7 Li $ 4 He + T + n - oppure reperito, in quantità limitata, tra i prodotti di reazione di alcuni reattori a fissione

cosa è un plasma? L ambiente più idoneo per produrre reazioni di fusione è un plasma - plasma è lo stato della materia caratterizzato da un elevato grado di ionizzazione ma complessivamemente neutro - pertanto gli atomi sono prevalentemente scissi in elettroni, carichi negativamente, e ioni positivi - nella dinamica del sistema dominano le interazioni con i campi elettrici e magnetici, sia quelli applicati dall esterno sia quelli prodotti dalle cariche in moto m p m e "1836

- sistema di N particelle cariche (elettroni, ioni, ) mutuamente interagenti N >> 1 - l interazione, che avviene attraverso i campi elettrici e magnetici, è a lungo raggio, a differenza di quanto avviene in un gas ordinario (urti per contatto tra palle da biliardo) urto tra due atomi in un gas neutro interazione simultanea tra particelle cariche in un plasma

Effetti collettivi - la dinamica di un plasma è dominata dai cosiddetti effetti collettivi : ossia stati di equilibrio o moti del gas che esistono solo se N >> 1 e non sono presenti se N è poche unità - moti collettivi si manifestano sotto forma di onde ed oscillazioni di densità di carica che esistono solo in un plasma e non in un fluido convenzionale - in situazioni particolari tali oscillazioni possono diventare instabili e crescere in ampiezza in maniera incontrollata, distruggendo l equilibrio

Plasmi in natura: 99.99% della materia visibile dell'universo Plasmi in laboratorio: applicazioni varie, fusione

ma perché il plasma? - occorre fondere due nuclei carichi positivamente (D e T), vincendo la repulsione elettrostatica - l unico modo energeticamente favorevole è che i due nuclei collidano a gran velocità - ciò si può realizzare in maniera efficiente solo sfruttando il moto di agitazione termica in un gas ionizzato ad alta temperatura ossia in un plasma!

- che sia possibile ottenere una gran quantità di energia dalle reazioni di fusione è già stato provato - accade all interno delle stelle e nelle esplosioni termonucleari - però noi vogliamo che il processo di produzione di energia sia controllabile da un operatore

Il problema del confinamento del plasma

Come si possono realizzare reazioni di fusione controllata in laboratorio? Fascio di radiazione Ablazione superficiale Flusso di energia termica verso l interno confinamento inerziale " Riscaldamento: un impulso di radiazione (luce, raggi X, particelle veloci) riscalda la superficie del bersaglio (R=2-3 mm) Compressione: La rapida espansione del plasma prodotto in supeficie provoca per reazione la compressione del combustibile Ignizione: Quando la parte centrale del combustibile ha raggiunto 20 volte la densita del Pb a 10 8 K, hanno luogo le reazioni termonucleari Combustione: La combustione t.n. si espande rapidamente e coinvolge tutto il combustibile compresso rilasciando molta piu energia di quanta ne sia stata spesa ) confinamento magnetico (il tokamak)

Il confinamento inerziale - fasci di radiazione laser - fasci di ioni energetici - fasci di elettroni relativistici con potenza di 10 14-10 15 watt Comprimono il bersaglio (D+T, *! 5-10 mm) producendo temperature di 10 kev (100.000.000 C) e densità 1000 volte quella del liquido: micro-esplosione nucleare Attualmente sono in fase di costruzione due grossi esperimenti destinati a dimostrare la fattibilità scientifica della fusione inerziale: Laser Megajoule (Francia), National Ignition Facility (U.S.A.)

Il laser MJ in costruzione al CEA, Bordeaux 300 m * = 10 m 240 fasci laser 33 m

National Ignition Facility (NIF) 192 fasci laser * = 10 m

Il confinamento magnetico

Il confinamento magnetico raggio di Larmor ( ) 1 / 2 r L = v " # $ m T B B I traiettorie delle cariche in campo magnetico B 2 H, T = 10 kev, B = 5 T r Li = 0.14 cm r Le = 5!10-3 cm

Il tokamak il tokamak ideato nel 1958 da Artsimovich (URSS) Il tokamak funziona come un grande trasformatore il cui circuito secondario è costituito dall anello di plasma plasma tenue ad alta temperatura

Una scarica tokamak: il JET

Il futuro della fusione: ITER 30 m 30 m stesse dimensioni di LMJ e NIF!

Il problema del riscaldamento del plasma

Per scaldare il plasma a T > 100 milioni ºC si puo : - comprimere la miscela D+T J - indurre una corrente elettrica (effetto Joule ) P OH = " J 2 $3 / 2 "# T e - iniettare fasci di particelle neutre ad alta energia (dell ordine di 100 kev - 1 MeV) - iniettare onde elettromagnetiche ad alta potenza (+10MW, con frequenze comprese tra 100 MHz e 200 GHz)

Il problema dello isolamento termico del plasma

Il tempo di confinamento dell energia È il tempo necessario perchè il sistema si raffreddi dopo aver spento le sorgenti di calore È determinato da processi turbolenti (trasporto anomalo) innescati dalle disomogeneità spaziali, dalla corrente, D " D Bohm 2 V = # t L a $ % " E = a2 & a 3 B 2 D " = c T e e B " # Bohm E = a 2 D Bohm $ a 2 B

Bilancio di potenza I P in = P aux + P " > P loss = P rad + P cond energia del plasma potenza persa " W th = 3nT " P loss = 3nT # E P fus = P n + P, dw th dt " E = = P in " W th # E $ W th P in # dw th dt tempo di confinamento dell energia P aux P, plasma P loss P n

Il tempo di confinamento dell energia da un ampio database si è costruita una legge di scala " E # I R 2 P $2 / 3 essa è estrapolata per avere indicazioni su ciò che sarà ' E in ITER l estrapolazione è molto inferiore all estensione dei dati

Bilancio di potenza II guadagno o fattore di amplificazione ITER Q = P fus P aux Affinché la scarica si autosostenga (P aux = 0, Q = ") a T ottimale di 20 kev, occorre soddisfare la condizione P ( " n, T) > 3nT # E nt " E > 4 #10 21 kev $ s$ m %3

Potenza da fusione prodotta Q = 10.7 / 39.5 = 0.27 TFTR,1994 ( ) Q = P fus P aux Q = 16 / 22 = 0.7 JET,1997 ( ) obiettivi futuri Q = 5 " 10 ITER ( ) Q = 50 DEMO, reattore ( )

Condizioni di lavoro di un reattore - Confinamento del plasma " Densità n i 10 21 m -3! 10-5! n a dell atmosfera - Riscaldamento " Temperatura T i 10-20 kev! 10! T nell interno del Sole - Isolamento termico " Tempo di confinamento ' E qualche secondo (durata della scarica di plasma! da 1000 sec a s.s.)

Schema di reattore a fusione D + T! n + 4 He + 17.6 MeV " # 4.8 MeV + 4 He + T $ n + 6 Li

Problema delle scorie radioattive Materiali radioattivi: comprendono i materiali attivati dai neutroni, materiali contaminati (berillio e tungsteno), prodotti di corrosione, tritio e sue miscele. Dopo 100 anni dalla dismissione 80% dei materiali sono puliti e riutilizzabili. La radiotossicita e una misura dell effetto sull essere umano.

Sicurezza di un impianto a fusione In condizioni normali la dose di radioattivita extra per il pubblico e inferiore all 1% del livello naturale. Pericoli per gli operatori e per il pubblico durante il normale funzionamento: essenzialmente la presenza di tritio e di polveri attivate. Tritio ha emivita di 12.5 anni (dopo 12.5 anni la radioattivita si dimezza, dopo100 anni diminuisce di 250 volte). Viene espulso dal corpo umano in 10-15 giorni. La maggior parte del tritio usato e prodotto localmente. Durante la vita di un reattore si utilizzano ca 16 kg di T. Non ne sono presenti mai piu di 3 kg. In caso di incidente non ne puo essere perso piu di 450 gr. Presenza di barriere di confinamento multiple per la radioattivita.

Eventi fuori norma Studi sulle possibili cause di rilascio nell ambiente di tritio, prodotti di corrosione attivati, polveri attivate da neutroni: - eventi non previsti legati alla fisica del plasma del reattore - perdite dal circuito refrigerante interno - rotture del circuito refrigerante interno - perdite dal circuito refrigerante esterno - perdita di tenuta delle porte - corto circuito nelle bobine del campo toroidale - perdita di confinamento della linea del liquido di raffreddamento mostrano che perdite legate a questi eventi sono ben al di sotto dei valori che porterebbero ad una aumento delle dosi, sulle persone piu esposte, confrontabile con il valor medio del livello naturale.

La fusione dal punto di vista economico Costi esterni ( indiretti ): costi relativi ai possibili danni all ambiente e/o all impatto negativo sulla salute del pubblico e degli operatori. (m$/kwh) Legenda IGCC = Integrated Gasification Combined Cycle PFBC = Pressurized Fluidized Bed Combustion PAFC = Phosphoric Acid electrolyte Fuel Cells PV = Photo Voltaic Costi interni Costo previsto dell elettricità: 5-9 #cent/kwh $ 3-5 #cent/kwh

La strategia Europea sulla fusione

La fusione in Europa Milano IFP-CNR Padova RFX ITER Frascati ENEA

La strategia europea verso il reattore a fusione (Fast Track) E un programma articolato di cui ITER e il cuore ITER JET IFMIF Pillars: - ITER - IFMIF (materiali) - tokamak esistenti e in costruzione JT60 SA Buttresses:! ridurre i rischi/accelerare il prg. FAST - multi-beam (HIB) - Satellite Tokamak CTF-ST - Component Test Facility

I tempi del programma Europeo => definita dal Fusion Programme Evaluation Board nel 1990 e nel 1996 Fast Track/Broader Approach t=0 ITER + JT-60SA + IFMIF + buttresses DEMO (1 o più) primi test di elettricità in rete reattore commerciale 1 decade: costruzione di ITER 1 decade: sperimentazione su ITER/ progettazione di DEMO 1 decade: costruzione di DEMO t=10 t=20 t=30 t=37 t=43 anni

International Thermonuclear Experimental Reactor

Massa: 23.350 ton

Fisica: Obiettivi di progetto di ITER ITER è progettato per produrre un plasma dominato dal riscaldamento delle particelle, (P, > P aux ) per produrre un valore significativo del fattore di amplificazione di potenza (Q $ 10) in operazioni con impulso lungo (400 s) per raggiungere un regime di operazione tokamak stazionario (Q = 5) non si esclude la possibilità di accedere a regimi di ignizione controllata (Q $ 30) Tecnologie: dimostrare l operazione integrata di diverse tecnologie richiesta da un impianto di potenza a fusione eseguire test su componenti necessari in un reattore a fusione eseguire test su diversi tipi di moduli tritiogeni

Parametri di progetto di ITER Major radius Minor radius Plasma current ITER 6.2 m 2.0 m 15 MA Toroidal magnetic field 5.3T Elongation / triangularity 1.85 / 0.49 Fusion power amplification! 10 Fusion power Plasma burn duration ~400 MW ~400 s Progetto dettagliato - Luglio 2001 Il Design Review si è concluso a fine 2007

Riscaldamento del plasma Heating System Stage 1 Possible Upgrade NBI (1MeV ive ion) Remarks 33 16.5 Vertically steerable (z at Rtan -0.42m to +0.16m) NBI layout ECH&CD (170GHz) ICH&CD (40-55MHz) LHH&CD (5GHz) 20 20 Equatorial and upper port launchers steerable 20 2! T (50% power to ions! He3 (70% power to ions, FWCD) 20 1.8<n par <2.2 DNB Total 73 130 (110 simultan) ECRH Startup 2 Upgrade in different RF combinations possible 120GHz Diagnostic Beam (100keV, H - ) >2 P aux per il regime a Q=10 : 40-50MW H&CD = Heating & Current Drive

Diagnostiche di ITER Parete della camera Accessi superiori Accessi equatoriali Accessi del divertore cassettes del divertore Sono previste 40 diagnostiche fondamentali: Diagnostiche per dedicate alle protezioni, ai controlli e agli studi di fisica Misure ottenute da DC a raggi &, neutroni, particelle,, diverse speci ioniche Fascio diagnostico di atomi neutri per spettroscopia attiva (CXRS, MSE.)

Diagnostiche di plasmi da fusione 5 4 SOH,SOB XPF 11.5MA Evoluzione della forma del plasma (ITER) 3 2 Interazione plasma-parete (JET) 1 0.4MA Z, m 0 1.5MA -1 2.5MA 3.5MA -2 4.5MA 5.5MA 6.5MA -3-4 -5 3 4 5 6 7 8 9 R, m Densità e temperatura del plasma (ITER) Potenza di fusione: Profilo di neutroni 14MeV (JET) Spettro di particelle, (TFTR) Radiazione dal plasma (ASDEX-U)

Regime di funzionamento di ITER - Un tokamak può funzionare in due regimi di confinamento: L-mode e H-mode - In H-mode si sviluppa un piedestallo in T i che riduce fortemente il trasporto: edge transport barrier - Un rilascio periodico di energia da una zona periferica del plasma ( edge localized modes ) permette di mantenere uno stato stazionario ELMs (JET)

Il tempo di confinamento in H-mode - H-mode con ELMs rappresenta il regime di funzionamento base di ITER - Nel H-mode il tempo di confinamento ' E è circa il doppio che nel L-mode " P aux > P LH P LH = 2.84M "1 B 0.82 n 0.58 20 Ra 0.81 (MW) JET

Le dimensioni di ITER - Le dimensioni di ITER sono determinate sulla base di leggi di scala - Il progetto dettagliato si basa su l uso di codici numerici che integrano problematiche di fisica e di tecnologia n i T i " E B 2 8" V pl

Altre limitazioni sul design Stabilità macroscopica (MHD) q 95 = 3 q 95 = 2.5 a 2 B RI n/n GW " 1 n GW (10 20 ) = I(MA) " a 2 " N # 2.5 Fisica del divertore " N = "(%) ab I(MA) f(", #,$) - = a/r. = triangolarità / = elongazione Max potenza specifica s.s.! 10 MW m -2 Trasporto di atomi di He: ' He /' E! 5 Grado di purezza del plasma: n Be /n e! 0.02

Eventi transitori nel plasma Diversi tipi di transitori possono aver luogo in un plasma, di cui solo alcuni possono essere controllati: Sawteeth: Instabilità MHD periodica che modula i parametri del plasma interno (in linea di principio, benigna) Edge Localized Modes (ELMs): Instabilità MHD periodica che modula i parametri del plasma al bordo (ha conseguenze importanti sulla durata delle plasma facing components) MARFEs: Instabilità radiativa, può causare hot spot sulla prima parete (la prima parete e progettata per sopportare i carichi termici previsti) Disruptions: Instabilità MHD; terminazione rapida di energia e di corrente di plasma (erosione delle PFCs; genera forze associate a correnti spurie nelle strutture) Vertical Displacement Events (VDEs): Perdita di controllo di posizione verticale del plasma; perdita di energia e corrente (puo produrre fusione/ablazione localizzata della superficie delle PFCs; genera forze associate a correnti spurie nelle strutture)

Le disrupzioni Le disrupzioni hanno luogo quando si sviluppano p(r), j(r) instabili " i modi MHD instabili crescono " si degrada rapidamente il confinamento (thermal quench) " la corrente di plasma termina (current quench) JET Typical timescales Thermal quench < 1ms " deposition of plasma thermal energy on PFCs Current quench > 10 ms " deposition of plasma magnetic energy by radiation on PFCs & runaway electrons Typical values for ITER current quench W poloidal ~ 1 GJ ' c.q. ~ 20-40 ms q rad ~ 35 70 MWm -2 A wall ~ 700 m 2 q rad ' c.q. 1/2 ~ 7 10 MJm -2 s -1/2 (no Be melting)

Il controllo del plasma Un plasma confinato magneticamente è un sistema molto complesso Non puo essere prodotto e mantenuto senza un sistema sofisticato di controlli in feedback L energia libera disponibile nel plasma tende a generare turbolenza e instabilità fluide (MHD) che riducono la qualita del confinamento E necessario realizzare un sistema di controlli capace di assicurare un plasma di elevata qualità che garantisca la produzione di una quantità significativa di potenza di fusione In un plasma termonucleare, sono necessari sistemi di controllo addizionali che assicurino che la produzione di potenza venga mantenuta per lunghi periodi Il cattivo funzionamento dei sistemi di controllo porta il sistema in condizioni che tendono a ridurre la potenza da fusione prodotta o persino allo spegnimento della scarica Allo stato attuale di R&D, non si prevede che si possano verificare runaway termici Sono comunque previste misure per controllare e sopprimere tali escursioni termiche

Fisica del burning plasma in ITER Fisica del plasma in esperimenti di scala reattoristica: Leggi di scala di trasporto/confinamento in scala reattoristica Stabilità MHD in scala reattoristica (sawteeth, NTM, RWM, ) Canali di scarico di potenza e particelle (integrazione tra plasma caldo e plasma di bordo, transienti, ) Sviluppo di operazioni in stato stazionario (controllo dell equilibrio in fase non lineare, fisica del riscaldamento e della generazione di corrente) Fisica accesibile solo in un burning plasma: Controllo della combustione Confinamento, slowing-down e riscaldamento delle particelle,: Risposta del plasma ad un sostanziale riscaldamento da particelle, Influenza delle particelle, sulla stabilità MHD

Le tecnologie per ITER

Sfide per l ingegneria e le tecnologie ITER fornirà i primi test delle principali tecnologie per la fusione. Tuttavia in ambiente nucleare si prevedono molti sistemi complessi e nuovi problemi. Magneti superconduttori Unprecedented size of the superconducting magnet and structures High field performance ~ 12T Power plant size and field 40GJ Componenti materiali affacciate al plasma > 10 MW/m 2 steady heat flux > 10000 cycles/ severe damage Assistenza robotizzata Sistemi diagnostici sofisticati 40 different diagnostic systems Metodi di riscaldamento e generazione di corrente nel plasma > 50 MW continuous 1 MeV neutral atoms Ion cyclotron, electron cyclotron Sistemi per utilizzare il tritio Active recycling of tritium Test of lithium blankets

I = 68 ka JJ1 Forging

Plasma Facing Components Prima fase di operazioni (H) CFC divertor targets (~ 50m 2 ) Prima parete in Be (~ 700m 2 ) W-clad divertor elements (~100m 2 ) In seguito, prima di D+T CFC sarà sostituio con W permetterebbe di sopportare i carichi termici da fatica 3000 impulsi ss, da 400 s, 10/5 MWm -2 in lower/upper target region Sul lungo periodo si potrebbe passare all opzione all W (0.25/0.5 ss, 1.4 tr)

Baffles (Tungsten) Il divertore Strike Plates (CFC) Dome (Tungsten) - Il calore perso per conduzione deve essere smaltito senza produzione di impurezze - Le ceneri di He devono essere asportate per evitare lo spegnimento della reazione Parametri di progetto delle Vertical Target Potenza totale 150 MW Flusso di calore supeficiale (MW/m 2 ) s.s. (400s,3000 cycles, CFC/W): 10/ 5 transiente (10 s, 300 cycles): 20 Riscaldamento volumetrico da neutroni : max 10 MW/m3 Danno da neutroni: 0.2-0.3 dpa Carico termico da disrupzione: 10-100MJ/m2

Le tecnologie per il reattore

0 Per poter procedere al progetto di DEMO e del reattore a fusione occorre effettuare test specifici nelle condizioni di combustione termonucleare per tempi paragonabili a quelli di un impianto per la produzione di energia su grande scala 0 Differenze tra ITER e DEMO: $ Mantello tritiogeno (solo test su ITER); occorre dimostrare l autosufficienza di DEMO Test Blanket Module (TBM) $ Fluenza neutronica (150 dpa sul reattore vs 3 dpa su ITER) sono stati sviluppati i materiali strutturali per ITER, occorre qualificare quelli per il reattore " possibile solo con acceleratore dedicato (800 M#) International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF)

Il blanket 0 Il blanket in ITER: In ITER il blanket avrà solo funzione di schermo dei neutroni; non si avrà produzione di Tritio che sarà fornito dall esterno Si effettuerà sperimentazione su Test Blanket Modules (TBM) di tipo diverso, per scegliere la soluzione per DEMO Solid breeder (Li 2 TiO 3 pebbels, Li 4 SiO 4 pebbels)/liquid breeder (Li 17 Pb 83 ) Moltiplicatore neu.: Pb o Be Materiali strutturali: acciai ferriticimartensitici, ODS, SiC/SiC

Materiali strutturali per il reattore 0 Acceleratore di D + " sorgente di neutroni (10 17 n/s) International Fusion Material Irradiation Facility permetterà di qualificare i materiali per DEMO permetterà di validare i dati generati dagli spettri dei reattori a fissione caratteristiche: - 2 MW/m 2 su un volume di 0.5 litri - spettro simile a quello di un reattore a fusione - 150 dpa dopo alcuni anni di irraggiamento

International Fusion Material Irradiation Facility

Project Schedule di ITER ITER IO ESTABLISHE D LICENSE TO CONSTRUCT START TOKAMAK ASSEMBLY 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 CLEARING/LEVELLING OTHER BUILDINGS FIRST PLASMA 2016 Site Prep Contract EXCAVATION TOKAMAK BUILDING Construction License Process Install Cryostat 1 st VV/TF/TS Sector Complete VV 1 st PFC Install CS TOKAMAK ASSEMBLY Complete BLK/DIV COMMISSIONING COILS Bid Contract Vendor Design 1 st CS 1 st PFC 1 st TFC Fabrication Last PFC Last TFC Last CS VACUUM VESSEL Bid Vendor Design Contract Fabrication First sector Last sector

Costo dell impresa 5 miliardi di Euro per la costruzione (9 anni ca) + 5 miliardi di Euro per la piena sperimentazione e decommissioning (20 anni ca) di cui circa 80% alle industrie nazionali cf. il mercato mondiale dell elettricità (energia) $ 1 trilione $ (3 trilioni $) p.a.

5/11 il Paese che ospita ITER (Unione Europea) 1/11 ciascuno degli altri partner ( ma per il FY 2008 il Congresso USA ha negato $149 M!)

Le opportunità per l industria EU+CH dovranno fornire componenti per ca 1800 M! E necessaria una forte sinergia tra industrie e istituti di ricerca che detengono il know-how delle tecnologie della fusione Per la loro pluridecennale attività nel settore, le Associazioni costituiscono dei solidi punti di riferimento per le industrie interessate ad essere coinvolte

Il Broader Approach

Modification of JT-60U (JT-60SA) for BA and National Programs! Enhanced flexibility in aspect ratio (A=2.6-3.1) and plasma shape.! High power heating/current-drive system, 41MW for 100 s, will be prepared.! High beta steady-state operation (1 N ~4, f BS ~70%) for DEMO and high density ELMy H-mode operation (n e ~9x10 19 m -3 ) for ITER are planned. BA year 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Tokamak device Auxiliary system in-vessel, H&CD, Diag., PS installation Operation integrated cold test

Il Satellite Tokamak europeo

Fusion Advanced Studies Torus proposta italiana Corrente di plasma (MA) B T (T) Raggio maggiore (m) 6.5 7.5 1.82 Raggio minore (m) 0.64 Elongazione k 95 Triangolarita / 95 1.7 0.4 Fattore di sicurezza q 95 3 <n>(m -3 ) 2x10 20 Stato stazionario (s) Potenza H&CD (MW) 13 40 ICRH 30 FAST investimento per ca 280 M! P/R (MW/m) ECRH 4 LH 6 22 Parametri di FAST (ref. scen.)

" FAST è stato progettato per: 0 studiare la dinamica di ioni veloci in un plasma di interesse fusionistico simulando le particelle, in un burning plasma mediante NBI; 0 lavorare in una regione di spazio di parametri adimensionali vicina a quella in cui si muoverà ITER; eseguire test di soluzioni innovative per prima parete/divertore di interesse specifico per ITER e DEMO come dispositivi full-tungsten e target di divertore avanzati di metallo liquido; 0 studiare regimi avanzati con durata di impulso molto più lunga del tempo di diffusione della corrente; 0 fornire un test bed per diagnostiche di ITER e DEMO

FAST: Unique Operations (I) FAST si posizionerà nello spazio vuoto tra gli esperimenti attuali e ITER le macchine SC, e.g. KSTAR e EAST, JT60-SA, non possono coprire le Missioni 1,2,3 nei regimi di FAST. Possono essere di complemento al programma di FAST per le operazioni con impulso molto lungo rochieste per le Missioni 4&5 1/rho_star 700 600 500 400 300 200 100 0 FAST-H1 FAST-Hybrid FAST Ref ITER 1/rho_star JT60-SA KSTAR EAST 1/rho_star Q/(Q+5) 1.0 0.66 0.5 Today SA FAST ITER Higher I P 100 500 1/2* Thermal 1000 # " thermal = " Li a

FUSENET: a European fusion educational network

Objectives of the FUSENET project...establish an integrated fusion education system in Europe, with strong links between fusion institutes and higher education institutes.... transparent structure of coherent educational actions, accessible and inviting, in which students and teachers can easily find their way to a variety of attractive ways to participate in the fusion programme. These objectives are well aligned with the objectives quoted in the call text: the support and coordination of critical mass cooperation between research organisations and higher education institutes, by (1) supporting and coordinating training and education, and (2) facilitating mobility of students and their teachers.

FUSENET supervisione dell intero programma di apprendimento garantisce, coordina e sostiene la coerenza di azioni Azioni 1.Il Network 2.Opportunità di apprendimento 3.Materiale didattico 4.Mobilità In fase di negoziazione/2 M# su tre anni/35 Istituti e Università hanno partecipato congiuntamente al Bando CE/si attende risposta definitiva entro un paio di mesi

E importante proseguire la ricerca sulla fusione termonucleare - E una fonte praticamente inesauribile e diffusa - Non inquina: no CO 2 - I prodotti delle reazioni sono stabili: n, A He - Il problema delle scorie e limitato: 100 anni - Un impianto a fusione e intrinsecamente sicuro - Non e facilmente utilizzabile per proliferazione

Due citazioni classiche: (il problema dell approvvigionamento di energia) - detto Arabo: My father rode a camel. I drive a car. My son flies a plane. His son will ride a camel (la fusione come opzione strategica) - When fusion will be ready? Risponde Lev Artsimovich (1973): Fusion will be ready when Society will need it. Forse il tempo è giunto

Conclusioni - Dal 1973 il problema dello approvvigionamento di energia ha iniziato a turbare la nostra vita quotidiana - Considerazioni di carattere scientifico, geografico, politico ed economico spingono a considerare molto seriamente il problema della ricerca di fonti di energia a basso impatto ambientale, con densita di energia relativamente alta, distribuite uniformemente sulla Terra, intrinsecamente sicure, per quanto possibile illimitate - La fusione termonucleare risponde a queste esigenze - L impresa ITER ha avuto inizio: chiede interesse e partecipazione da parte di tutti

links utili sulla fusione http://www.ifp.cnr.it $ IFP-CNR, Milano http://www.iter.org $ sito ufficiale ITER http://fire.ppl.gov $ sito FIRE U.S.A. http://www.fusione.enea.it $ ENEA fusione http://ftu.frascati.enea.it $ ENEA Frascati http://www.efda.org $ EFDA http://www.jet.efda.org $ EFDA-JET http://fusionforenergy.europa.eu/ Fusion fo Energy siti con plasma links http://plasma-gate.weizmann.ac.il/plasmai.html http://www.fusion.org.uk/links/index.htm http://www.fusie-energie.nl

grazie dell attenzione!