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リアクター プラズマ プラットフォーム

進行中のデザインには次の要素が含まれています:
  • イオン温度 10+keV を目指す
  • 超電導コイルと抵抗コイルの比較
  • 水素のみの運用に注力する

不純物の影響の検査と強化 およびダイバータ構成

当社の SR55 原子炉設計には、下部単一ヌルダイバータの提案が含まれています 構成。 この設計では、ダイバータは下部に配置されます。 真空容器の部分です。 その目的は、粒子 (次のようなもの) を除去することです。 ヘリウムと不純物)をプラズマコアから排出し、大量の物質を放出します。 プラズマの熱出力の一部。 ダイバーターの能力は、 プラズマの熱出力を効果的に除去することは、成功し、 核融合発電炉の安全な運転。

単位長半径あたりの核融合出力 (P/R) である性能指数は、 ダイバータの熱負荷を評価するために使用されます。 最大の定常熱 現在、ダイバータによって抽出できる磁束は 10 MW/m です。 原子炉 Pf = 1GW ミッションの P/R は 15.69 または 19.11 MW/m に達する可能性があるという事実 完全に非誘導モードで動作しているか、ハイブリッド モードで動作しているかによって異なります。 その結果、ダイバータ表面の熱負荷が大きくなり、原子炉が停止する可能性があります。 定常状態または長いパルスでの動作から保護されます。 ダイバータの形状 まだ改善する必要があります。 たとえば、力線が ダイバータのターゲット表面が拡張され、表面の形状が変化します。 垂直方向の熱流を減少させます。

ダイバータ領域のプラズマ性能はプラズマの形状によって影響を受ける可能性があります ダイバータの形状と密接にリンクしているためです。 たとえば、ダイバーター プラズマの三角形性が増加するにつれて、高磁場側の体積は減少します。 ダイバータ領域の放射線を制限し、影響を及ぼします。 プラズマ剥離が生じた。 したがって、間違いなく必要なことは、 X ポイントとダイバーターのストライク ポイントの位置を最適化するだけでなく、 プラズマの形態。 平衡アルゴリズム TEQ は、次のシーケンスを構築するために使用されます。 に基づくさまざまな三角形 (0.3 ~ 0.8 の範囲) による平衡 ゼロ次元パラメータ。

ダイバータとTBMの構造を繰り返し調整することで、 反応器構成の基準平衡を達成するため。 これ 均衡には、X ポイントとダイバーターストライクの許容可能な位置が含まれます。 dRsep 値は 6cm です。 この均衡が出発点となる 様々なデザイン業務に。 標準のダイバータ構成に加えて、 Snowflake+ (SF+) ダイバーター構成も取り入れられています。 考慮。 計算により、SF+ 構成に互換性があることが示されました。 標準ダイバータを使用すると、PF コイルの電流は基準値未満のままになります。 工学的な限界。 設計プロセスで前述したように、 2 つの追加の超電導コイル (DC1 および DC2) と他の PF コイルにより、 X-ダイバーターまたはスノーフレーク アドバンス ダイバーターのいずれかの実現用 1.7 ~ 4.2 倍の範囲でフィールドを拡張できる構成。

(a)VV、(b)VV&BM の L/R 時間とトロイダル モード数 (オリジナル) 抵抗)および(c)VV&BM(元の抵抗の 10 倍)。 ここで X 軸は次のことを示します トロイダルモード番号、Y軸はL/R時間[秒]です。


構成の参照平衡。 リアクター

熱はコア内の不純物によって部分的に外部に放射されます。 プラズマコアのパフォーマンスへの悪影響は最小限に抑えられます。 以来 不純物を導入すると、Zeff (有効核電荷) が増加します。 定常状態の燃焼プラズマ内でアルゴン (Ar) ガス注入を使用した Zeff のスキャンは、 なしで達成可能な最高のコア不純物放射を見つけるために実施されました。 コアプラズマの性能を悪化させたり、悪影響を及ぼしたりする。 の Zeff が上昇すると融合パフォーマンスは上昇し、その後、Zeff が上昇すると低下します。 クリティカル値は2.86。

融合パフォーマンスの最高値は、次のような不均衡によって生み出されます。 乱流の抑制と放射損失の増加と上昇との組み合わせ ゼフ。 転換点では、PLOSS (部分損失) はわずかな額に過ぎない可能性があります。 全体の電力の一部または 26.3%。 定常状態での機能を確保するには、さらに 不純物により効率が低下する可能性があるため、追加の電力が必要になります。 現在のドライブ。 シミュレーションの感度は次のとおりであることに注意することが重要です。 推定不純物プロファイルはかなり低いです。 ダイバータ熱の構成要素として ソリューションをロードする場合、この発見は有望です。

インフラストラクチャ設計には、現在、次のようないくつかのタスクがあります。 レイアウト設計とシステム統合、超電導磁石と極低温、 真空容器と真空システム、容器内のコンポーネント、標準化と 設計管理、加熱および電流駆動システム、診断、およびリモート メンテナンスシステム。 さらに、重要な研究が行われ、 重要な要素およびテストに重要なテクノロジーを活用する 洗練されたデザイン。

マグネット システム

ミッションの任務時間に指定されているように長い燃焼時間を維持するには、 超電導磁石の使用が必要です。 いくつかの磁石システムが関与しています 必要な磁場構成と高いプラズマ電流(最大)を生成します。 燃焼プラズマを閉じ込めるために15MAまで)。 これらのシステムには 18 個のトロイダルが含まれています 磁界 (TF) コイル、中央ソレノイド (CS) モジュール 10 個、ポロイダル磁界 (PF) コイル 8 個、 および 20 個の補正コイル (CC)。 このセクションの主な焦点は進捗状況です。 CSコイル、TFコイル、R&D(研究開発)活動の 超電導コイル。

私たちの使命を果たすために、私たちは 18 個の TF コイルを D 字型構成で設計しました。 6 つの円弧と 1 本の直線脚で構成されます。 これらのコイルにはプラズマメジャーがあります 半径6.3m、合計162ターン。 TFコイルの製作にあたっては、 最先端のJcを組み込んだ高性能超電導マグネットを採用 Nb3Sn RRP 超電導ストランド。 TF コイルは、 最大電流91.6 kA、最大5.3 Tのトロイダル磁場を生成 プラズマ軸上。 内側の長さでは、最大磁場は次のようになります。 約 15 T。

TF リアクターは、ターンあたりのエネルギーと総貯蔵エネルギーが大幅に高くなります。 (116.34 GJ) 他の電流炉と比較。 コストを削減するために、TF コイルは 長方形断面の Nb3Sn ケーブルインコンジット導体 (CICC)。 各TFコイルの応力解析を行った結果は以下の通りです。 図に表示されます。 各 TF コイルが次のような問題を経験することは明らかです。 TFインナーレッグにおけるメインマシンへの向心力、最大値 約821MPaの力。 コイルは最大 12.2 mm まで変形できます。 耐える この力により、コイル ケースの厚さは 0.5 メートル近くになるように設計されています。

3D モデル真空容器

原子炉の概念図

ダイバータの概念工学設計 構造

真空システム

クライオスタット、トーラス、その他の低容量システムは、巨大なシステムのほんの一部にすぎません。 真空システム全体を構成するボリューム システム。 真空容器は、 外径約12.2mのトロイダルコンテナを想定しており、 高さは約 4.5 m、最初の閉じ込めとしても機能します。 トリチウムやその他の燃料、および高品質の真空に対するバリア プラズマ動作に必要です。 トカマク型炉心全体を収納 直径10メートル、深さ3.8メートルのクライオスタット内 高さおよびバックグラウンド圧力 10-4 pa。 への熱伝達 超電導磁石システムは、一連のステンレス鋼によって最小化されています。 メインからの 1.8 MPa 加圧ヘリウムガスによって冷却される熱シールド 入口温度 72 K のクライオプラント。

VV は、断面が D 字型のトーラス形状になるように設計されています。 3つあります 上部垂直ポート、6 個の下部ポート、4 個の赤道ポート。 内側と外側 シェルと補強リブは溶接によって接続されています。 作る 製造が容易なため、D 字型の断面は 3 つの円弧で構成されており、 互いに接する 1 つの直線セグメント。 VV 砲弾は 35 発です 厚さ mm、材質は 316L(N)-IG です。 上部の 4 つのポートはブランケットに使用されます メンテナンスと分解。 下部の 6 つのポートはダイバータのメンテナンス用であり、 クライオポンプ。 8 つの赤道ポートは NBI、診断、リモートに使用されます。 取り扱い工具。 さまざまな中性子照射線量を考慮して、 超電導磁石コイルでは、二重壁の間に不等間隔があります。 内側領域と外側領域の構造。

ブランケット モジュール、ダイバータ部品、内部コイルとそのサポート、および冷却 すべてのシステムは、VV から少なくとも 1000 mm の半径寸法内に保たれます。 内殻からプラズマ境界まで。 最大寸法 15,820.5 mm 縦方向8,160mm、横方向8,160mm以内が許容されます。 VV。 重力負荷に関する追加の研究が行われています。 振動の周波数とモード、地震荷重。

リモート メンテナンスおよびハンドリング システム

燃焼プラズマの動作により高エネルギーの中性子が生成され、 リアクター内のコンポーネントと材料を活性化します。 さらに、 プラズマとステンレス鋼、タングステン、その他の合金との相互作用 これらのコンポーネントの構造により、汚染された粉塵が発生します。 トリチウムで。 そのため、包括的なリモート処理を行うことが重要です。 施設内のメンテナンス能力。 ただし、そのデザインは、 リモートハンドリングおよびメンテナンスシステムは全体のレイアウトに大きな影響を与えます およびそのコンポーネントとシステムの設計。

真空容器内の照射線量率は次の範囲になります。 で示されているように、核運用段階を通じて数百の Svhr-1 が使用されます。 中性子研究からの保守的な推定、したがってすべての容器内 メンテナンスはロボット システムで実行する必要があります。 完了したい場合は、 必要な勤務時間、2 つの基本タイプの容器内コンポーネント、 ダイバータとトリチウム繁殖ブランケットは、リモートで保守/交換する必要があります。 定期的に。 しかし、トリチウム増殖ブランケットとダイバーターの嵩は大きく、 ボリュームを増やすと、RHM システムに大きな負担がかかります。 その結果、検討 トリチウム増殖を設計する際には、RHM の能力を考慮する必要があります。 ブランケットとダイバーター。

容器内コンポーネントに対する RHM の能力の工学的分析が行われています。 が達成され、RHM システムの戦略が提供されました。 このプランにかかるのは、 18 個の TF コイルと 3 個の垂直ポートを備えたトカマク レイアウトを考慮 メンテナンス。 最大限の効率を得るために、内側および外側のブランケットは 単一のブランケットセクターに結合され、上部ポートから置き換えられます。

ブランケットはクレーン機構を使用して持ち上げられ、加熱されたセルに移動されます。 決まった道に沿って。 並列多目的プラットフォームは、 4 つの下部ポートを介してダイバータを接続します。 ブランケットとダイバーターを除くすべて 他の容器内のコンポーネントは MPD サブシステムによって処理および維持されます。 設計段階では、セキュリティ、信頼性、 アクセシビリティと互換性が考慮されました。 次の段階は、 エンジニアリング設計の開発により、RHM は指数関数的に増加します