Alternative divertor target concepts for next step fusion devices

Mazul, I.

doi:10.1088/0029-5515/56/12/126009

Cited by 7 publications

(3 citation statements)

References 8 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Другая не менее острая проблема -перевод ТИН в стационарный (либо квазистационарный) режим работы. Очевидно, что при этом придётся отказаться от некоторых материалов и технологических подходов, которые традиционно используются в ходе плазменного эксперимента [18]. На эти вопросы должен дать ответы будущий опыт эксплуатации ИТЕР.…”

Section: заключениеunclassified

The Concept of a Hybrid Fusion-Fission Reactor Based on Tokamak Using a Blanket With Depleted Uranium

Мирнов¹,

Gladush²,

Gostev³

et al. 2019

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Цель работы-провести масштабную оценку возможностей использования токамака как DT-реактора синтеза в качестве источников быстрых нейтронов для облучения отвального урана с целью получения энергии. Поскольку в настоящее время на АЭС используется уран, обогащённый 235 U до 4,5%, то более 90% добываемого природного урана идёт в отвал, т.е. в атомной энергетике не используется. В мире накопилось более 1 500 000 т отвального урана обогащением 0,2-0,3%, и он будет накапливаться далее по мере развития атомной энергетики на тепловых нейтронах. Промышленные АЭС на быстрых нейтронах, которые могли бы использовать отвальный уран, пока находятся на стадии разработки. Поэтому возможность энергетического использования отвального урана по альтернативной технологии может приобрести актуальность. Предлагаемый способ производства энергии не потребует частой переработки облучённого топлива для перезагрузки плутония, как в случае быстрых реакторов с замкнутым циклом, а потому он менее опасен радиационно. Кроме того, гибридный энергетический реактор такого рода работает в глубоко подкритическом режиме, т.е. он более безопасен и в эксплуатации. В качестве базового термоядерного источника нейтронов (ТИН), способного создавать мощные потоки термоядерных нейтронов, мы выбрали токамак-реакторфизический аналог с параметрами ИТЭР, снабжённый бланкетом с отвальным ураном. Отвод тепла предполагается осуществлять металлическим теплоносителем, а не водой, как в случае ИТЭР. Это нужно для того, чтобы спектр нейтронов оставался по возможности жёстким и скорость деления 238 U была максимальной. Согласно оценкам (материалы «Комиссии Росатома по выбору путей оптимального развития термоядерной энергетики России на основе токамаков» 2009 г.) такой источник, будучи окружён идеальным (~20 см) бланкетом природного урана, был бы способен на каждый акт деления (200 МэВ) обеспечить создание четырёх атомов 239 Pu. В том же качестве мог бы быть использован и отвальный уран. Оценки указывали на то, что в стационарном режиме работы с коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ) около 70% «идеальный реактор» на отвальном уране мог бы поставлять в сеть около 1,5 ГВт электрической мощности. Проведённый анализ показал, что необходимость воспроизводства трития и собственные энергозатраты примерно в 3 раза снижают эту величину. Высокое значение КИУМ в таком ТИН планируется обеспечить путём защиты его первой стенки от эрозионного воздействия горячей плазмы литием.

show abstract

Section: заключениеunclassified

The Concept of a Hybrid Fusion-Fission Reactor Based on Tokamak Using a Blanket With Depleted Uranium

Мирнов¹,

Gladush²,

Gostev³

et al. 2019

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Divertor magnetic configurations, including the long-legged divertor [3], snowflake divertor [4], and cloverleaf divertor [5], are optimized to reach this goal. Geometry optimizations of the divertor target are also useful, including closure divertor [6][7][8], target plate electric biasing [9], moving divertor plates [10], and scanning striking point position.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

An innovative approach to the improved radiating divertor concept by supersonic molecular beam injection on HL-2A

Xiao

Fan

et al. 2023

Nucl. Fusion

View full text Add to dashboard Cite

The “puff-and-pump” radiating divertor condition is a promising approach for the reduction of excessive thermal power loading on the divertor targets. The divertor supersonic molecular beam injection (SMBI) system installed on HL-2A strongly enhances the capacity of the divertor heat load control. This system has a faster time response than the divertor gas puffing (GP) system. Divertor heat load control capacity has been compared between these two techniques by experiments on HL-2A and simulations. Experimental results suggest that the divertor SMBI system reduces the divertor heat flux peak to a lower level with less time delay than that for the divertor GP system, owing to a higher injection rate and particle velocity. Simulations by SOLPS demonstrate that a high injection rate shortens the function time which is defined by the time interval between the arrival of the particles at the divertor plasma edge and the reduction of divertor electron temperature. High velocity of SMBI injected neutral gas particle also shortens the particle flight time to arrive at the edge. Less flight time and function time lead to a faster response of the divertor SMBI system compared to the divertor GP system. In addition, simulations by EMC3-EIRENE also suggest that, compared to the GP system, stronger heat load reduction of the SMBI system can also be caused by deeper deposition of gas source owing to its higher particle velocity.

show abstract

“…the standard X-point divertor) may be able to modify parallel and perpendicular transport, dissipative loss channels, and increase plasmawetted area. Power and particle exhaust can also be improved via optimization of the standard X-point divertor using 'nonmagnetic' means, i.e., divertor target geometry including divertor closure [12][13][14], target plate electric biasing, liquid metal targets, liquid metal curtains, moving divertor plates, or moving pebbles (e.g., [15]). However, these concepts are outside of the present review.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

A review of radiative detachment studies in tokamak advanced magnetic divertor configurations

Soukhanovskii

2017

Plasma Phys. Control. Fusion

View full text Add to dashboard Cite

The present vision for a plasma-material interface in the tokamak is an axisymmetric poloidal magnetic X-point divertor. Four tasks are accomplished by the standard poloidal X-point divertor: plasma power exhaust; particle control (D/T and He pumping); reduction of impurity production (source); and impurity screening by the divertor scrape-off layer. A low-temperature, low heat flux divertor operating regime called radiative detachment is viewed as the main option that addresses these tasks for present and future tokamaks. Advanced magnetic divertor configuration has the capability to modify divertor parallel and cross-field transport, radiative and dissipative losses, and detachment front stability. Advanced magnetic divertor configurations are divided into four categories based on their salient qualitative features: (1) multiple standard X-point divertors; (2) divertors with higher order nulls; (3) divertors with multiple X-points; and (4) long poloidal leg divertors (and also with multiple X-points). This paper reviews experiments and modeling in the area of radiative detachment in the advanced magnetic divertor configurations.

show abstract

Alternative divertor target concepts for next step fusion devices

Cited by 7 publications

References 8 publications

The Concept of a Hybrid Fusion-Fission Reactor Based on Tokamak Using a Blanket With Depleted Uranium

The Concept of a Hybrid Fusion-Fission Reactor Based on Tokamak Using a Blanket With Depleted Uranium

An innovative approach to the improved radiating divertor concept by supersonic molecular beam injection on HL-2A

A review of radiative detachment studies in tokamak advanced magnetic divertor configurations

Contact Info

Product

Resources

About