ПЛАНИРУЕМЫЙ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИЙ ДИВЕРТОР ДЛЯ ТОКАМАКА COMPASS

0556876 - ÚFP 2023 RIV RU rus J - Článek v odborném periodiku
Horáček, Jan - Entler, Slavomír - Vondráček, Petr - Adámek, Jiří - Šesták, David - Hron, Martin - Pánek, Radomír - Dejarnac, Renaud - Weinzettl, Vladimír - Kovařík, Karel - Van Oost, G. … celkem 12 autorů
ПЛАНИРУЕМЫЙ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИЙ ДИВЕРТОР ДЛЯ ТОКАМАКА COMPASS.
[Planned liquid-metal divertor.]
Fizika plazmy. Roč. 44, č. 7 (2018), s. 557-563. ISSN 0367-2921
Institucionální podpora: RVO:61389021
Klíčová slova: plasma * COMPASS
Obor OECD: Fluids and plasma physics (including surface physics)
Způsob publikování: Omezený přístup
https://elibrary.ru/item.asp?doi=10.1134/S0367292118070028



Токамак COMPASS (R = 0.56 м, a = 0.2 м, BT = 1.3 Тл, Ip ~ 300 кА, длительность импульса 0.4 с), в котором сечение плазмы имеет форму, схожую с сечением плазмы в установке ITER, работает в режиме H-моды с граничными локализованными модами первого типа. В 2019 г. планируется установить в диверторе токамака тестовую мишень, изготовленную на базе капиллярно-пористой структуры, заполненной жидким металлом (литием или оловом). Эта одиночная мишень будет установлена наклонно по отношению к тороидальному полю, чтобы тепловой поток, воздействующий на ее поверхность, был такой же величины, которая ожидается в реакторе ITER (20 МВт/м2). На основании точно измеренных реальных тепловых потоков проведено моделирование (для угла наклона мишени 45° и без учета экранирования мишени парами лития), которое показало, что в течение 120 мс воздействия на мишень в стандартном режиме Н-моды с граничными локализованными модами (ELMs), когда тепловые потоки на поверхность мишени достигают сотен МВт/м2, температура на поверхности мишени поднимается до 700°C. Ожидается значительное испарение лития. Поверхность мишени будет исследована спектроскопическими методами, а также с помощью оптических и инфракрасных видеокамер с большим быстродействием. Научная программа будущих экспериментов включает в себя исследование эксплуатационных вопросов (повторное осаждение испарившегося металла, разбрызгивание капель, если таковое будет наблюдаться), а также исследование физических процессов в плазме (улучшение удержания плазмы, порог по мощности для L‒H-перехода, эффективный заряд плазмы Zeff, и т.д.). После 2024 г. планируется установить замкнутый жидко-металлический дивертор на модернизированном токамаке COMPASS Upgrade (R = 0.84 м, a = 0.3 м, BT = 5 Тл, Ip = 2 МА, Pin = 8 МВт, длительность импульса ~2 с), где тепловые нагрузки на весь тороидальный дивертор будут соответствовать тепловым нагрузкам, ожидаемым в токамаке ITER.



The COMPASS tokamak (R = 0.56 m, a = 0.2 m, BT = 1.3 Tesla, Ip ~ 300 kA, pulse duration 0.4 s), in which the plasma cross section has a shape similar to the plasma cross section in the ITER installation, operates in the H-mode mode with boundary localized modes of the first type. In 2019 it is planned to install in the tokamak divertor a test target made on the basis of a capillary-porous structure filled with liquid metal (lithium or tin). This single target will be mounted obliquely to the toroidal field so that the heat flux affecting its surface is of the same magnitude as expected in the ITER reactor (20 MW/m2). Based on accurately measured real heat fluxes, a simulation (for a 45° tilt angle of the target and without taking into account lithium vapor shielding of the target) has been conducted, which shows that during 120 ms of target exposure in standard H-mode mode with boundary localized modes (ELMs), when heat fluxes to the target surface reach hundreds of MW/m2, the target surface temperature rises to 700°C. Significant lithium evaporation is expected. The target surface will be studied using spectroscopic methods and high-speed optical and infrared video cameras. The scientific program for future experiments includes studies of operational issues (re-deposition of evaporated metal, droplet sputtering, if observed), as well as studies of physical processes in plasma (improved plasma confinement, power threshold for L-H junction, effective plasma charge Zeff, etc.). After 2024 it is planned to install a closed liquid metal diverter on the upgraded COMPASS Upgrade tokamak (R = 0.84 m, a = 0.3 m, BT = 5 Tesla, Ip = 2 MA, Pin = 8 MW, pulse duration ~2 s), where the thermal loads on the entire toroidal diverter will match the thermal loads expected in the ITER tokamak.
Trvalý link: http://hdl.handle.net/11104/0330988