Fuelling and disruption mitigation in ITER

Maruyama, S.; Yang, Yu; Sugihara, M.; Pitts, R.A.; Li, B.; Li, W.; Baylor, L. R.; Combs, S. K.; Meitner, S. J.

doi:10.1109/fusion.2009.5226494

Cited by 16 publications

(20 citation statements)

References 2 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…The gas distribution manifold has horseshoe shape along the bio-shield at upper and divertor level [2][3][4][5][6]. It contains six individual gas supply lines for H 2 /D 2 , H 2 , T 2 , 4He/3He, N 2 /Ne and Ar.…”

Section: Brief Description Of Gas Injection Systemmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

A description of the ITER's gas injection systems and current R&D activities

Maruyama

et al. 2012

Fusion Engineering and Design

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

Section: Brief Description Of Gas Injection Systemmentioning

confidence: 99%

“…The GIS and its technical challenges associated have been introduced in many presentations [2][3][4][5]. And the conceptual design was complemented and changed gradually with the clarifying of physics requirements, boundaries and interfaces.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

A description of the ITER's gas injection systems and current R&D activities

Maruyama

et al. 2012

Fusion Engineering and Design

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

“…Вопросы обеспечения термоядерным топливом и оборота трития на термоядерных установках рас-сматривались во многих странах, в частности, на установках JET и TFTR, а также при проектировании установки ИТЭР [4][5][6]. В Институте физики плазмы Китайской академии наук (ASIPP) рассматривался гибридный реактор FDSMFX [7][8][9] в качестве многофункциональной экспериментальной установки в поддержку гибридного реактора ДEMO.…”

Section: т а б л и ц а 1 параметры установок тин-ст демо-тин/опгуunclassified

Cycle for a Fusion Neutron Source

Ananyev¹,

Spitsyn²,

Kuteev³

2014

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

В России разрабатывается концепция стационарного термоядерного источника нейтронов (ТИН) на основе токамака для научных исследований (нейтронная дифракция и пр.), тестирования конструкционных материалов будущих термоядерных реакторов, утилизации ядерных отходов, наработки топлива и управления подкритическими ядерными системами. Для установки принципиальной является система топливного цикла, которая обеспечивает оборот и переработку топливной смеси во всех системах термоядерного реактора: вакуумной камере, системе нейтральной инжекции, криогенных насосах, системах очистки, разделения и хранения трития, а также тритий-воспроизводящем бланкете. Существующие тритиевые технологии нуждаются в существенном развитии, так как технические решения проекта ИТЭР могут быть использованы в ТИН лишь частично, учитывая значение коэффициента использования установленной мощности более 0,3 потоков трития до 200 м 3 Па/с и высоких температур элементов реактора до 650 ºС. В работе рассматривается концепция дейтерий-тритиевого топливного цикла стационарного ТИН. Описан расчётный код TC-FNS, разработанный для оценки распределения трития в системах гибридного реактора и «тритиевого завода». Код позволяет осуществлять расчёт тритиевых потоков и запасов в системах токамака, таких, как вакуумная камера, крионасосы, система нейтральной инжекции, системы очистки топливной смеси и разделения изотопов, а также системе хранения трития. Код учитывает механизмы потери трития в топливном цикле, связанные с термоядерным выгоранием и -распадом во всех системах. Для рассмотренных вариантов ТИН-СТ и ДЕМО-ТИН количество топливной смеси, необходимой для бесперебойной работы всех систем топливного цикла, составляет 0,9 и 1,4 кг. Расход трития для осуществления термоядерной реакции и потери составят 0,3 и 1,8 кг в год, включая распад трития во всех системах ТИН -35 и 55 г в год.Ключевые слова: термоядерный источник нейтронов ДЕМО-ТИН, токамак, гибридный реактор, топливный цикл, тритий. CYCLE FOR A FUSION NEUTRON SOURCE S.S. Ananyev, A.V. Spitsyn, B.V. Kuteev NRC «Kurcharov Institute»; Moscow, RussiaThe stationary thermonuclear neutron source based on the tokamak concept for scientific research (neutron diffraction, etc.), testing structural materials of future fusion reactors, nuclear waste transmutation, fission reactor fuel production and for sub-critical nuclear systems control (fusion-fission hybrid reactor) was developed in Russia. The fuel cycle system is mandatory one for these facilities. It provides a deuterium-tritium fuel mixture circulation and recycling in all systems of a fusion reactor: the vacuum chamber, the neutral injection system, cryogenic pumps, purification systems, separation system and tritium storage, tritium-reproducing blanket. Existing technologies require significant development since the technical solutions chosen in the ITER project can be used in such plants only partially (including the value of capacity factor higher than 0.3, flow of tritium up to 200 m 3 Pa/s and high temperatures of the reactor elements). The paper ...

show abstract

“…The ITER plasma fuel is injected as solid hydrogen isotope pellets. The ITER pellet injection system will need to provide a solid extrusion rate of ~1500 mm3/s (1800 mbar-L/s) at durations of up to 3000 s [4]. The pellets used to trigger ELMs are to be injected at high frequencies >15 Hz.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Twin-screw extruder development for the ITER pellet injection system

Meitner

Baylor

Combs

et al. 2009

2009 23rd IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering

View full text Add to dashboard Cite

The ITER pellet injection system is comprised of devices to form and accelerate pellets, and will be connected to inner wall guide tubes for fueling, and outer wall guide tubes for ELM pacing. An extruder will provide a stream of solid hydrogen isotopes to a secondary section, where pellets are cut and accelerated with a gas gun into the plasma.The ITER pellet injection system is required to provide a plasma fueling rate of 120 Pa-m 3 /s (900 mbar-L/s) and durations of up to 3000 s. The fueling pellets will be injected at a rate up to 10 Hz and pellets used to trigger ELMs will be injected at higher rates up to 20 Hz.A twin-screw extruder for the ITER pellet injection system is under development at the Oak Ridge National Laboratory. A one-fifth ITER scale prototype has been built and has demonstrated the production of a continuous solid deuterium extrusion. The 27 mm diameter, intermeshed, counter-rotating extruder screws are rotated at a rate up to ≈5 rpm.Deuterium gas is pre-cooled and liquefied and solidified in separate extruder barrels. The precooler consists of a deuterium gas filled copper coil suspended in a separate stainless steel vessel containing liquid nitrogen. The liquefier is comprised of a copper barrel connected to a Cryomech AL330 cryocooler, which has a machined helical groove surrounded by a copper jacket, through which the pre-cooled deuterium condenses. The lower extruder barrel is connected to a Cryomech GB-37 cryocooler to solidify the deuterium (at ≈15 K) before it is forced through the extruder die. The die forms the extrusion to a 3 mm x 4 mm rectangular cross section.Design improvements have been made to improve the pre-cooler and liquefier heat exchangers, and to limit the loss of extrusion through gaps in the screws. This paper will describe the design improvements for the next iteration of the extruder prototype.

show abstract

Fuelling and disruption mitigation in ITER

Cited by 16 publications

References 2 publications

A description of the ITER's gas injection systems and current R&D activities

A description of the ITER's gas injection systems and current R&D activities

Cycle for a Fusion Neutron Source

Twin-screw extruder development for the ITER pellet injection system

Contact Info

Product

Resources

About