ССТ-1 (токамак)

ССТ-1
Стационарный сверхпроводящий токамак
Тип устройства	Токамак
Расположение	Гандинагар , Индия
Принадлежность	Департамент атомной энергии
Технические характеристики
Большой радиус	1,1 м (3 фута 7 дюймов)
Малый радиус	0,2 м (7,9 дюйма)
Магнитное поле	3 Т (30 000 Г)
История
Год(ы) работы	2005 – настоящее время
Ссылки
Веб-сайт	www .дней .gov .в /узел /255

SST-1 (или стационарный сверхпроводящий токамак ) — экспериментальное устройство для удержания плазмы в Институте исследования плазмы (IPR), автономном исследовательском институте при Министерстве атомной энергии Индии . Он принадлежит к новому поколению токамаков , основной целью которых является устойчивая работа плазмы усовершенствованной конфигурации (D-образной формы). Он спроектирован как токамак среднего размера со сверхпроводящими магнитами.

Проект SST-1 помог Индии разработать концепцию и создать полнофункциональное термоядерное реакторное устройство. Система SST-1 расположена в Институте исследования плазмы в Гандинагаре . Миссию SST-1 возглавляют индийские физики плазмы профессор Ю.К. Саксена и доктор Ченна Редди, а возглавляет доктор Субрата Прадхан.

Следующий этап миссии SST-1, SST-2, получивший название DEMO, уже начался. ^[1]

История

Первые разговоры о миссии SST начались в 1994 году. Технические детали и механические чертежи системы были завершены в 2001 году. Машина была изготовлена к 2005 году. Godrej -Boyce Pvt. ООО сыграло решающую роль в изготовлении катушек ССТ-1. Сборка SST-1 убедила высокопоставленных сотрудников государственной службы Индии одобрить просьбу индийских физиков присоединиться к программе ИТЭР [см. информационный блок]. 17 августа 2005 года премьер-министр Саид, тогдашний министр энергетики Индии, проинформировал Раджья Сабху о заявлении Индии о присоединении к ИТЭР. ^[2] Команда из ИТЭР (Франция) посетила центр управления полетом SST-1, расположенный в Институте исследования плазмы, чтобы увидеть достижения индийских ученых. Наконец, 6 декабря 2005 года Индия была официально принята в качестве полноправного партнера проекта ИТЭР. ^[3] Для улучшения и модификации некоторых узлов машина ССТ-1 впоследствии была разобрана. Усовершенствованная версия машины была полностью собрана к январю 2012 года.

Он был полностью введен в эксплуатацию в 2013 году. И к 2015 году производит повторяющиеся плазменные разряды длительностью ~500 мс с плазменными токами более 75000 А при центральном поле 1,5 Тл. ^[4] «SST-1 также является единственным токамаком в мире со сверхпроводящими магнитами тороидального поля, работающими на двухфазном гелии вместо сверхкритического гелия в криостабильном режиме, тем самым демонстрируя снижение потребления холодного гелия». ^[4]^[5]

По состоянию на декабрь 2015 года проводятся обновления, в том числе компоненты, обращенные к плазме, чтобы обеспечить более длинные импульсы. ^[5] ^{[ нужно обновить ]}

Цели

Традиционно токамаки работали по принципу "трансформатора" - плазма выступала в качестве вторичного, таким образом, имея жизненно важное "самогенерируемое" магнитное поле поверх "внешне генерируемых" (тороидальных и равновесных) полей. Это довольно хорошая схема, в которой создание, подача тока и нагрев аккуратно интегрированы, и она оставалась выбором термоядерного сообщества в течение многих лет, пока не пришел этап нагрева плазмы до температур в несколько кэВ. Затем нагрев осуществлялся отдельно с помощью радиочастотных (РЧ) волн и/или инжекции энергетического нейтрального луча (NBI).

Впоследствии был установлен превосходный контроль над характеристиками плазмы в токамаке за счет управления процессами взаимодействия плазмы со стенкой на границе плазмы, поэтому продолжительность плазмы ограничивалась в первую очередь "длиной импульса трансформатора". Однако для соответствия будущим энергетическим реакторам важно эксплуатировать эти устройства в установившемся режиме. Сама идея стабильного режима работы представляет собой ряд физических и технологических проблем. Например, отличные характеристики плазмы, достигнутые ранее, были достигнуты благодаря тому, что окружающая материальная стенка действовала как хороший «насос» частиц, что может быть неверным в устойчивом состоянии.

Поэтому нужно постараться добиться столь же хороших результатов при наличии, возможно, «насыщенной» стены. Во-вторых, возникает масса инженерно-технических соображений. Магниты должны быть сверхпроводникового типа, иначе рассеиваемая мощность в обычных (резистивных) типах может достичь неэкономичного уровня. Они должны быть специально разработаны, чтобы оставаться сверхпроводящими, несмотря на их близость к другим «теплым» объектам (например, вакуумному сосуду и т. д.). Выбросы тепла и твердых частиц должны регулироваться в устойчивом режиме с помощью специализированных плиток и активного охлаждения. Усовершенствованную, так называемую конфигурацию плазмы с двойным нулевым дивертором необходимо поддерживать за счет эффективного управления с обратной связью, чтобы избежать разрушения плазмы при длительной продолжительности разряда. ^[6]

Параметры токамака

Тороидальное поле, B _θ	3 Т
Плазменный ток, I _П	0,22 МА
Большой радиус, R ₀	1,1 м
Малый радиус, а	0,2 м
Соотношение сторон, Р / а	5.5
Удлинение, κ	<= 1,9
Треугольность, δ	<=0,8
Ионно-циклотронный резонансный нагрев (ICRH)	1 МВт
Нижний гибридный привод тока (LHCD)	1 МВт
Инжекция нейтрального луча (NBI)	1 МВт
Продолжительность разряда	1000 с
Конфигурация	Двойной нулевой дивертор

Диагностика плазмы на ССТ-1

На SST-1 будет представлено множество новых устройств для диагностики плазмы, многие из которых впервые используются в термоядерных исследованиях в Индии. Некоторые из новых устройств диагностики плазмы, включенных в SST-1:

быстрого сканирования Ленгмюра Система
Диагностика изображений газовых затяжек
Болометр для визуализации диверторного излучения

Практически все диагностические приборы, установленные на ССТ-1, являются отечественными и разработаны Группой диагностики Института исследования плазмы. Эта группа является единственной группой, работающей над плазменной диагностикой и связанными с ней технологиями на Индийском субконтиненте.

ССТ-2

Следующий этап миссии SST — термоядерный реактор SST-2, получивший в индийских научных кругах прозвище «DEMO», уже задуман. Группа выдающихся ученых из Института исследования плазмы работает над созданием полноценного термоядерного реактора, способного производить электричество. В SST-2 будут включены многие новые функции, такие как плазма DT, модуль испытательного бланкета, биологическая защита и улучшенный дивертор. SST-2 также будет построен в индийском штате Гуджарат . Приобретение земли и другие основные формальности были завершены.

Другие термоядерные реакторы

Другие конструкции термоядерного реактора — DEMO , ^[7] Вендельштейн 7-Х , ^[8] НИФ , ^[9] ХиПЕР , ^[10] JET (предшественник ИТЭР), ^[11] и МАСТ . ^[12]

См. также

АДИТЯ (токамак)
Мегапроект
Fusion for Energy , организация ЕС, управляющая ИТЭР
Атомная энергетика в Индии

Ссылки

^ Шринивасан, Р. (2015). «Ход создания термоядерного реактора ССТ-2» . Материалы тридцатого национального симпозиума по плазменной науке и технологиям: Сборник тезисов .
^ «Индия стремится присоединиться к проекту ИТЭР — The Economic Times» . Таймс оф Индия . 17 августа 2005 г.
^ «ИТЭР-Индия: ИТЭР-Индия ===" . www.iter-india.org . Архивировано из оригинала 7 марта 2009 г.
^ Jump up to: ^а ^б Международное исследование токамака: SST-1
^ Jump up to: ^а ^б Общая информация SST-1, заархивированная 19 января 2016 г. на Wayback Machine.
^ «Архивная копия» . Архивировано из оригинала 13 февраля 2012 г. Проверено 14 января 2012 г. {{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )
^ «За пределами ИТЭР» . iter.org. Архивировано из оригинала 20 мая 2009 г.
^ «Вендельштейн 7-Х» . Институт физики плазмы Макса Планка . 3 апреля 2009 года. Архивировано из оригинала 21 мая 2009 года . Проверено 29 мая 2009 г.
^ «Национальная установка зажигания и фотонная наука» . Ливерморская национальная лаборатория Лоуренса . Проверено 29 мая 2009 г.
^ «ХиПЕР» . Проект HiPER. 2009. Архивировано из оригинала 3 марта 2011 года . Проверено 29 мая 2009 г.
^ «ЭФДА-ДЖЕТ» . ЕФДА . 2009. Архивировано из оригинала 23 июля 2009 года . Проверено 29 мая 2009 г.
^ «МАСТ» . Мегаамперный сферический токамак . 2010. Архивировано из оригинала 13 февраля 2010 года . Проверено 1 февраля 2010 г.

[1] Шринивасан, Р. (2015). «Ход создания термоядерного реактора ССТ-2» . Материалы тридцатого национального симпозиума по плазменной науке и технологиям: Сборник тезисов .

[2] «Индия стремится присоединиться к проекту ИТЭР — The Economic Times» . Таймс оф Индия . 17 августа 2005 г.

[3] «ИТЭР-Индия: ИТЭР-Индия ===" . www.iter-india.org . Архивировано из оригинала 7 марта 2009 г.

[ITER-tkr-4] Jump up to: ^а ^б Международное исследование токамака: SST-1

[ipr-sst-1-5] Jump up to: ^а ^б Общая информация SST-1, заархивированная 19 января 2016 г. на Wayback Machine.

[Objectives-6] «Архивная копия» . Архивировано из оригинала 13 февраля 2012 г. Проверено 14 января 2012 г. {{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )

[beoyond-7] «За пределами ИТЭР» . iter.org. Архивировано из оригинала 20 мая 2009 г.

[8] «Вендельштейн 7-Х» . Институт физики плазмы Макса Планка . 3 апреля 2009 года. Архивировано из оригинала 21 мая 2009 года . Проверено 29 мая 2009 г.

[9] «Национальная установка зажигания и фотонная наука» . Ливерморская национальная лаборатория Лоуренса . Проверено 29 мая 2009 г.

[10] «ХиПЕР» . Проект HiPER. 2009. Архивировано из оригинала 3 марта 2011 года . Проверено 29 мая 2009 г.

[11] «ЭФДА-ДЖЕТ» . ЕФДА . 2009. Архивировано из оригинала 23 июля 2009 года . Проверено 29 мая 2009 г.

[12] «МАСТ» . Мегаамперный сферический токамак . 2010. Архивировано из оригинала 13 февраля 2010 года . Проверено 1 февраля 2010 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]