corrente di bootstrap

10e_EAIEE_FUSIONE_NUCLEARE_TOKAMAK
(ultima modifica 16/12/2013)
CONDIZIONI DI EQUILIBRIO DEL TOKAMAK
M. Usai
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Condizioni di Equilibrio nel Tokamak
Le condizioni di equilibrio e stabilità del Tokamak presentano due aspetti
fondamentali:
1. Il primo aspetto riguarda il bilancio interno tra la pressione del plasma p e
le forze dovute al campo magnetico.
2. Il secondo aspetto è legato alla forma e posizione del plasma , essendo
questi determinati e controllati dalle correnti nelle bobine esterne e nel
plasma che danno luogo a un campo magnetico complessivo è composto
dalla contemporanea presenza:
• del campo magnetico principale è il campo toroidale prodotto BT dalle
correnti nelle spire esterne al plasma,
• del campo magnetico poloidale Bp più piccolo ( circa 1/10 del campo
toroidale) è prodotto principalmente dalle correnti toroidali del plasma
• dei campi dovuti alle correnti presenti in altri avvolgimenti poloidali
esterni al toro, realizzati per controllare e dare la forma al plasma e
• Dei campi generati dalle bobine di correzione
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Condizioni di Equilibrio: corrente di bootstrap
La corrente di bootstrap nasce da una combinazione di cause dovute ai:
• gradienti radiali della densità, della temperatura e
• alla geometria magnetica toroidale.
Essa è una corrente parallela al campo magnetico che dipende dal gradiente di
pressione radiale dovuto all’ anisotropia di pressione, che si genera in un campo
magnetico disomogeneo come quello toroidale: BT = f (1/R) e costituisce una
sostanziale aliquota della corrente totale del plasma.
Poiché il funzionamento del tokamak dipende dalla corrente del plasma, la
corrente di bootstrap presenta il vantaggio di essere già disponibile essendo
generata automaticamente quando si confina il plasma ad alta pressione, senza
dover richiedere l’ausilio di dispositivi esterni.
Mentre negli stellarator, dove il campo poloidale necessario per il confinamento
delm plasma è essenzialmente generato per mezzo delle bobine elicoidali esterne
e non dalla corrente del plasma, la corrente del plasma può essere considerata
svantaggiosa per ottenere il confinamento desiderato.
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Condizioni di Equilibrio
In linea di principio si può ottenere un reattore tokamak a regime stazionario nel
quale la stessa corrente di plasma, che genera un campo poloidale, confina il
plasma, riducendo così l’intervento dei dispositivi esterni a un contributo
modesto.
Ma il rendimento di questo tipo di confinamento al posto dei metodi non induttivi
esterni, per essere economicamente interessante, richiede un'elevata frazione di
corrente bootstrap.
Le correnti di Bootstrap sono positive per il confinamento, possono essere
determinate con il “Modello di Trasporto Neoclassico” (Neoclassical Transport
Model) che è un modello base della fisica dei plasmi confinati magneticamente,
ma
le correnti di Bootstrap hanno l’inconveniente di essere
particolarmente instabili .
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Corrente di “bootstrap”
La corrente “bootstrap” è una corrente definita con il “Modello di Trasporto
Neoclassico” (Neoclassical Transport Model) che è un modello base della fisica
dei plasmi confinati magneticamente.
Tale modello descrive il comportamento di particelle intrappolate in sistemi di
confinamento magnetico toroidale, in presenza di un gradiente di pressione e di
densità.
Nel Tokamak le particelle che seguono le linee di forza poloidali, oscillando
lungo traiettorie dette a ‘banana’ , si dicono intrappolate ‘trapped particles’ e
quelle che si spostano approssimativamente in orbite circolari, si dicono
passanti ‘passing particles’ .
Le particelle intrappolate (in un percorso a forma di “banana” nei tokamak più
moderni) devono essere in grado di completare la loro orbite senza abbandonarle,
per non generare instabilità.
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5
.
Compensazione
delle derive per mezzo del campo addizionale poloidale Bp
La proiezione nel piano poloidale delle orbite
delle particelle energetiche in un Tokomak
Le particelle passanti ‘passing particles’ si
spostano approssimativamente in orbite
circolari.
Le particelle ‘ trapped particles’ si muovono su
orbite più grandi a forma di banana.
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Compensazione delle derive per mezzo del campo addizionale poloidale Bp
Orbita a banana di una ‘trapped particle’ con
la sua proiezione su un piano poloidale
Superfici di deriva
per le orbite per ‘passing particles’ e
per orbita a banana ‘trapped particles’
L’asse maggiore del toro è a sinistra
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Corrente di “bootstrap”
La corrente di bootstrap dovuta alle differenze della densità e della pressione delle
particelle nello strato più esterno del plasma , è stimata (grossolanamente) dalla
seguente relazione :
1/ 2
Jb  
1/ 2
1 dp  a 
 
B p dR  R 
1 dp
B p dR
•ε è il rapporto a / R,
•a raggio della sezione del toro
•R raggio del toro
•Bp è il campo magnetico poloidale, e
•p la pressione.
R
a
Bp
Per una stima più precisa occorre simulare con precisione le orbite delle particelle.
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Condizioni di Equilibrio
Nel dispositivo toroidale per la fusione nucleare, il plasma è confinato
all'interno di un toro e la pressione del plasma varia con la densità
diminuendo, dai punti più interni a quelli più esterni della sezione del toro.
Ciò da luogo a
↓
una corrente elettrica naturale radiale nel plasma verso le pareti esterne che è
comunemente valutata nella progettazione del reattore Tokamak.
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Condizioni di Equilibrio
Per creare un sistema stabile di confinamento, il Tokamak utilizza una
combinazione di effetti dovuti alla presenza dei magneti esterni e
alla corrente indotta nel plasma che insieme concorrono a creare
flussi magnetici poloidali e migliorano il confinamento del plasma.
Uno degli obiettivi della progettazione avanzata di Tokamak è quello
di ottimizzare il bootstrap, cercando di ridurre o addirittura
eliminare gli induttori esterni di corrente attualmente in uso.
Questo potrebbe diminuire drasticamente il costo e la complessità del
dispositivo.
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Condizioni di Equilibrio
La pressione del plasma p esercita una forza verso l’esterno a partire
dal raggio minore
e
• il campo magnetico totale esercita una forza verso l’interno
↓
lo sbilanciamento tra queste due forze è controllato dalla pressione
magnetica del campo magnetico poloidale
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Condizioni di equilibrio
Il campo magnetico complessivo produce un serie infinta di superfici toroidali
magnetiche nidificate. Le stesse linee di flusso seguono un percorso elicoidale
sulla superficie magnetica e si avvolgono intorno al toro.
La velocità di trasmissione delle particelle
nel plasma è tipicamente da 105÷ 106 ms-1 e
la pressione è costante nella direzione del
campo magnetico toroidale e ogni
sbilanciamento viene eliminato velocemente.
Ma la direzione del campo magnetico
cambia da superficie a superficie e questa
discontinuità del campo magnetico ha
importanti implicazioni per la stabilità del
plasma.
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Condizioni di Equilibrio
La geometria toroidale del plasma da luogo a una forza centrifuga, nella
direzione di espansione dell’anello di plasma.
Questa forza è bilanciata applicando un campo magnetico verticale che
interagisce con la corrente toroidale dando luogo a una forza rivolta
verso l’interno.
I movimenti delle particelle sono abbastanza complessi.
Alle basse temperature le particelle subiscono frequenti collisioni e
collettivamente possono essere considerate come un fluido.
Alle temperature più alte le collisioni sono meno frequenti e le orbite
delle particelle sono influenzate dalla geometria toroidale del campo
magnetico.
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Condizioni di Equilibrio
Una consistente aliquota delle particelle è intrappolata dove il campo
magnetico toroidale è più debole, sul lato esterno del toro.
Anche se l’equilibrio è parzialmente determinato e controllato
attraverso le condizioni imposte dall’esterno, come la corrente che
circola nelle bobine toroidali e il calore applicato ( quantità di calore
trasmesso al plasma), alcune caratteristiche sono dovute al
comportamento del plasma.
Quindi le variazioni della densità e della temperatura sono governati
dalle proprietà di trasporto, che a loro volta dipendono dalle instabilità
del plasma.
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Instabilità del plasma
La corrente radiale in corrispondenza della struttura del contenitore fluisce
approssimativamente a 90 gradi rispetto alla direzione del campo toroidale;
quindi si verifica una forza la forza proporzionale a JxB abbastanza alta.
Questa forza ha indotto danni su i molti Tokamak sperimentati.
Dagli esprimenti più recenti è risultato chiaro che i Tokamak sono soggetti a una
varietà di macroscopiche instabilità. Sebbene queste instabilità non sono
pienamente comprese esse possono essere principalmente attribuite ai modi
identificabili con la Magnetoidrodinamica MHD e all’effetto Hall.
Quando la corrente aumenta spesso si verificano scopi dovuti a oscillazioni
magnetiche. Questi fenomeni sono stati rilevati sperimentalmente usando
bobine magnetiche intorno alla superficie del plasma, le oscillazioni sono
chiamate oscillazioni di Mirnov .
Le instabilità di plasma (in genere modi oscillatori) a volte crescono e possono
causare→ brusche diminuzioni della temperatura e la cessazione del
confinamento sperimentale del plasma .
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Stabilità di uno stato di equilibrio
Con l’equazione di Grad-Shafranov si descrive l’equilibrio delle forze, ma
non si hanno informazioni sulla stabilità dell’equilibrio, cioè l’equazione non è
in grado di indicare se una piccola variazione dei parametri del plasma
(densità , temperatura, pressione) o delle correnti di controllo esterno porta a
un altra condizione di equilibrio o a una situazione di instabilità.
Le instabilità MHD comportano diversi effetti dannosi per il plasma:
• le instabilità su larga scala possono portare alla perdita di controllo del
plasma (cioè durante una disrupzione, la corrente del plasma collassa in
modo incontrollabile in un intervallo di tempo molto breve)
mentre
• le perturbazioni su piccola scala e la turbolenza MHD può
significativamente aumentare il trasporto radiale di particelle ed di energia.
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Instabilità: disrupzioni.
Lo studio delle disrupzioni non ha portato a risultati soddisfacenti o spiegazioni
complete
• su come l’energia può essere persa in un tempo così breve, o
• su come, quando esse si verificano, si sviluppino grandi forze con il
conseguente danneggiamento alle strutture adiacenti al plasma.
Attualmente si sta ancora studiando il fenomeno, mettendo a punto i metodi per
prevenire e limitare gli effetti delle disrupzioni.
Tuttavia, in questa fase sperimentale di messa a punto dell’intero sistema di
funzionamento del Tokamak, il rilevamento delle disrupzioni può aiutare a
stabilire come controllare i parametri del plasma per alcuni fattori concorrenti; per
esempio definire la periodicità con la quale espellere le impurità dal contorno del
plasma per mantenere il plasma pulito e più efficiente.
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Instabilità: disrupzioni.
Attualmente con gli esperimenti fatti nei Tokamak esistenti si conoscono
gli effetti negativi delle correnti radiali nel contorno che delimita il
circuito che possono dar luogo:
• alle grandi forze nelle strutture che sono state rilevate durante gli
esperimenti fatti, ma anche a
• i danni alla strutture dovuti agli archi intensi che si possono verificare,
e
• il veloce decadimento di energia nel plasma che viene rapidamente
trasmessa al resto del sistema sperimentale (pareti del contenitore
sottovuoto, spire magnetiche, ecc).
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La componente del campo normale al campo toroidale BT è:
• nulla nella regione del nucleo del plasma, mentre
• nella superficie interna del contenitore non è esattamente uguale
a zero.
Il flusso toroidale delle particelle cariche nel contorno del plasma
attraversa un campo netto normale e le cariche sono sottoposte a
una forza di campo radiale o potenziale
V=l v B 10-8 [V]
l= lunghezza del contorno in [cm]
v= velocità delle cariche sul contorno in [cm/s]
B= campo normale netto nella regione del contorno in gauss [G].
(1G=0,0001T=10-4 T)
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L’induttanza L di questo circuito delle correnti radiali è proporzionale al
volume tra la superficie del contenitore vuoto e il contorno del plasma e
dipende dal rapporto a/R e dalla μ0 del vuoto.
La resistenza del circuito R è legata al contenitore ed è proporzionale
allo spessore a/R del contenitore e la resistività del materiale del
contenitore.
Vp
vuoto
z
a
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R
Vo
In equilibrio ( quando le dimensioni del
plasma non variano) , la differenza di
potenziale Up=Vp –Vo nello spazio
vuoto, tra il potenziale Vp sulla
superficie esterna del plasma
e il
potenziale sulla superficie interna del
contenitore (Vessel) per Vo=0, sarà
espressa dalla relazione:
Vp = iR + L di / dt
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Induttanza e Resistenza del Plasma
L’induttanza dell’anello di plasma L, è calcolata come somma di due contributi,
uno relativo alla induttanza interna ed uno relativo alla induttanza esterna:
L = Li + Le
L’induttanza interna è molto difficile da definire, perché dipende dal profilo della
densità di corrente all’interno del plasma e dal rapporto R/a.
Approssimativamente è data da:
Li = 2πR ∙ li
in cui R è il raggio maggiore del plasma, li è l’induttanza interna specifica per
unità di lunghezza;
• considerando un plasma con un grande rapporto R/a e densità di corrente
uniforme, allora li è indipendente dal raggio minore a e il suo valore è Li=0.05
[H/m].
• Per un piccolo rapporto R/a e densità di corrente non uniforme, il valore di li è
maggiore: Li = 0.1 [H/m].
Con l’ipotesi di plasma a sezione circolare l’induttanza esterna è :
Le = μ0 ∙ R [( 1 + a2 /8R2 )∙ ln (8R/ a) + a2 /(24R2 )− 2] che dipende unicamente
dai parametri geometrici del plasma.
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Occorre tener conto che l’ipotesi di un plasma circolare da un valore
approssimato, poiché la sezione del plasma nel Tokamak ha la forma di una D
allungata.
La resistività di plasma (espressa in [Ωm]) è calcolata sulla base della relazione
di Spitzer:
ρP = 6 ∙ 10−5 ∙ T−3/2 ∙ ln Λ
ove ln Λ è una quantità nota come logaritmo di Coulomb, ed è praticamente
costante per gran parte dei plasmi di laboratorio, dove varia fra 10 e 20 per grandi
campi di variazione di parametri ai quali è legato.
Nella espressione della resistività, esso è un fattore correttivo che tiene conto del
fatto che le collisioni coinvolgono più di due particelle alla volta.
La resistenza del plasma può essere quindi calcolata secondo la relazione
seguente nell’ipotesi che il plasma si comporti, da un punto di vista elettrico,
come un conduttore ohmico:
𝑅𝑃 = ρP ∙ 2π ∙R/( πa2∙δ)
in cui δ è un parametro, generalmente compreso fra 0,6 e 0,7, che tiene conto sia
dell’elongazione del plasma che del profilo di distribuzione delle particelle.
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Vp = iR + L di / dt
E’ stato calcolato che la maggior parte dei Tokamak hanno costante di tempo
radiale R/L di circa 50 µs , che è un fattore importante associato al tempo di
decadimento della disrupzione.
In particolare è chiamato “scrape-off layer’’ ( raschia via lo strato) o SOL , il
circuito radiale nel contorno più esterno del plasma, dove le linee del campo
vengono a contatto con una superficie di materiale (come nel divertore o nel
limitatore).
Il trasporto del plasma fa si che esso nei contorni che lo delimitano limitatore,
raschi via lo strato esterno delle superfici limitanti (che hanno solitamente uno
spessore di circa 2 cm). La misura dello spessore asportato consente di definire
con precisione il contorno limite esterno del plasma.
Le disrupzione dovute a una variazione di densità del plasma per una riduzione
di temperatura, provocano una espansione del plasma con conseguente →
variazione dello spazio vuoto tra la superficie interna del contenitore (vessel) e
il plasma.
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La variazione dello spessore di questo strato di spazio vuoto lungo il quale
circolano le correnti della disrupzione, comporta una conseguente variazione
della induttanza L e quindi una conseguente variazione della differenza di
potenziale ΔVp nello spazio vuoto tra la superficie interna del contenitore
(vessel) e la superficie esterna del plasma.
Dal modello analitico del circuito si può verificare come la variazione della
induttanza L  dL / dt comporti un ulteriore aumento della differenza di
potenziale ΔVp= idL / dt :
Vp+ ΔVp = iR + L di / dt + idL / dt,
ossia il dL → comporta il verificarsi di un picco di tensione Vp innescando un
fenomeno degenerativo.
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Il circuito del contorno radiale attraverso
la regione di scrape-off o lo spazio
vuoto tra le strutture esterne e il plasma
possono essere paragonate auna serie di
tubi vuoti (aree B e D).
La superficie interna del contenitore del
vuoto (area D) relativa al raggio interno
Rmin generalmente funziona come un
dispositivo a catodo freddo, mentre la
struttura del contenitore del vuoto
(Vacuum Vessel) agisce come catodo.
La superficie esterna del plasma (area B)
con raggio esterno Rmax agisce come un
tubo a catodo caldo, dove il plasma è il
catodo.
Rmax
Rmin
Il generatore Magnetoidrodinamico MHD o effetto Hall agisce principalmente sugli
elettroni che hanno una velocità toroidale ve alta, guidandoli fuori dal plasma
(vengono perduti soprattutto gli elettroni con temperatura alta).
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Descrizione delle Disrupzioni
Per esempio nel Tokamak Fusion Test Reactor TFTR*** l’energia persa
per questo fenomeno è stata valutata per una corrente radiale inferiore
allo 0.3 % della corrente del plasma.
________________________________________________________________
***The Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) ha funzionato nel laboratorio:
Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) dal 1982 al 1997. Esso è stato il
più grande impianto di fusione del deuterio e tritio tra il 1993 e il 1997 usando
campi magnetici relativamente intensi di 5 T e con una sezione trasversale
circolare.
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Le correnti radiali sul bordo nelle strutture possono fluire ruotando di
mezzo giro in direzione tangenziale al contorno del Vessel Vacuum,
prima di rientrare sul contorno o strato vuoto di scrape-off e/o del
contorno del plasma.
Una disrupzione consiste in una corrente radiale pulsante
sufficientemente alta da comportare una perdita completa delle
condizioni di equilibrio.
Una disrupzione può avvenire quando:
• vi è una anomalia nel cuore del plasma (densità delle particelle non è
uniforme) o
• si può sviluppare anche a causa di un perturbazione nel circuito
esterno (come ad esempio una sufficiente corrente radiale che interessa
direttamente le pareti del contenitore o i limitatori, passando per il
catodo freddo che delimita la regione nella zona D.
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Nella figura è riportato il percorso di
un elettrone di una corrente
trasversale.
Nel bordo conduttore
plasma si hanno:
intorno al
• una densità di corrente J e
• una componente normale netta del
campo BT.
Queste provocano gli stessi effetti un
generatore perché generano forze in
direzione perpendicolare a J e BT
proporzionali a J x BT .
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Quindi una disrupzione si verifica quando la corrente trasversale nella
struttura (corrente radiale) aumenta improvvisamente.
Essa può aumentare improvvisamente perché la tensione interna
magnetoidrodinamica MHD aumenta a causa di una ridistribuzione della
densità di corrente del plasma, cioè quando si verifica un cambiamento:
• della J (densità di corrente toroidale sul contorno) o
• di B (componente di campo autoindotto normale al contorno
plasma).
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del
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Nel plasma le cariche ad alta velocità toroidale si muovono
radialmente in corrispondenza della regione di bordo del nucleo verso
il contorno del contenitore.
Nel contorno del contenitore, gli elettroni con alta velocità ve sono
gradualmente costretti dalla azione MHD magnetoidrodinamica a
muoversi verso l’interno nella camera vuota della struttura sino al
bordo del plasma.
Quando gli elettroni entrano nel plasma, hanno una velocità tangenziale
piccola o nulla. Se rimangono nella regione di bordo, vengono
accelerati di nuovo verso l’esterno, ma possono anche diffondersi nel
nucleo del plasma e raffreddarlo.
In condizioni normali di funzionamento l’ampiezza della corrente
radiale è minore del 0.1% della corrente del plasma e il suo effetto di
campo non è determinante, quando la corrente trasversale aumenta nel
campo di valori di 10% ÷ 50% gli effetti sulla configurazione del
campo possono essere importanti.
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Quando queste correnti che creano cariche lasciano la regione del
contorno, devono essere rigenerati per cercare di mantenere le
condizioni di flusso costante. In corrispondenza del nucleo del plasma
si verifica uno scambio di cariche a velocità toroidale elevata.
Alcune cariche vengono fornite direttamente nel bordo dai sistemi di
controllo delle correnti.
Se le cariche delle correnti radiali non vengono rigenerate in modo
graduale o regolare si verifica un brusco crollo della temperatura T,
della densità n e del campo poloidale Bp , caratterizzato
dall’andamento di un dente di sega (con un lento costante aumento,
seguito da brusche brevi diminuzioni) e si verifica una condizione di
disrupzione termica.
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Nella seconda parte della fase termica di una disrupzione, gli elettroni ad alta
velocità nel contorno si esauriscono e il nucleo non può rigenerarli.
↓
Ciò comporta la fine della fase termica della disrupzione o il limite inferiore della
caduta a dente di sega.
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La prima volta furono rilevate da von Goeler nel 1974, sono state
evidenziate in molte diagnostiche in tutti i Tokamak, sia in quelli di
grand dimensioni che in quelli di piccole dimensioni.
Il ciclo completo di eventi può essere suddivisa in tre regimi:
(i) la fase di rampa Sawtooth, un periodo durante il quale la densità e
la temperatura del plasma aumentano circa linearmente con il tempo
nel cuore del plasma;
(ii) la fase precursore di oscillazione, durante la
quale una
perturbazione magnetica elicoidale cresce e, a causa della rotazione
toroidale del plasma, si verifica un crescente comportamento
oscillatorio,
(iii) il crollo di fase , in cui la densità e la temperatura e diminuiscono
rapidamente a valori più bassi.
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Nel Tokamak riscaldati ohmicamente le modulazioni risultanti
sono meno del 10% ed il periodo del ciclo completo, aumenta con
la dimensione del dispositivo. Nel TEXTOR (maggiore raggio R0
D 1:75 m) τs= 20 msec e nel JET (R0 =3 m) τs 100 msec.
Dopo che la terza fase si esaurisce, non ci sono sufficienti cariche
che fluiscono nel circuito del contorno esterno del plasma per
mantenere la corrente di bordo, di conseguenza, essa cessa
momentaneamente di fluire, se non si interviene dall’esterno.
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In questa fase del fenomeno:
• il nucleo del plasma si riduce con un raggio minore di quello che
presentava all'inizio del decadimento e
• inoltre subito dopo il decadimento termico di una disrupzione, il
nucleo del plasma (a piccolo raggio) non rimane nella posizione di
equilibrio perfettamente distaccato. Esso espande rapidamente il suo
raggio e ristabilisce la condizione normale, con un contorno
ricostruito.
Le disrupzioni possono essere controllate, ma se il fenomeno delle
disrupzioni persiste sino a comportare il processo finale, della variazione
di densità del plasma con un conseguente crollo della temperatura a
dente di sega, è irreversibile e non consente la rigenerazione del plasma
con conseguente perdita della stabilità del fenomeno della fusione.
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Instabilità
Il MARFE è il bagliore visibile nel catodo
freddo, che si verifica solo quando una
disrupzione si presenta con una densità e
un flusso di corrente sufficientemente alti.
La presenza di MARFE è indice di cattivo
funzionamento, ma la sua assenza non
esclude l’esistenza di
disrupzioni che
potrebbero diventare pericolose, se non
venissero controllate.
Si può affermare che a un buon confinamento corrisponde una bassa
probabilità di MARFE.
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Immagini di Plasma nei Tokamak
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Per eliminare le correnti radiali pericolose si dovrebbe costruire
il Tokamak con una impedenza radiale L (delle strutture e del
contorno vuoto) molto alta ***anche se non può essere
facilmente ottenuto un equilibrio stabile.
La struttura ad alta impedenza potrebbe essere realizzata
↓
con un limitatore toroidale.
***
questo aumenterebbe considerevolmente l’impedenza del circuito delle
correnti delle disrupzioni, contrastandole.
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38
Instabilità
La variazione della densità di corrente del nucleo interno può
provocare un ampliamento dello spessore del bordo del plasma e
provocare un momentaneo aumento della corrente trasversale. Le Fig.4
e Fig.5 mostrano la relative aree di densità di corrente prima, durante e
dopo il decadimento termico).
Nella condizione peggiore, il bordo diventa molto ampio. Il nucleo
interno trasporta tutta la corrente del plasma diventando un toroide
stretto.
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39
Il grande flusso verso l’esterno della corrente trasversale degli
elettroni caldi e il flusso verso l’interno di elettroni freddi con
una piccola costante di tempo del circuito elettrico, insieme alla
veloce perdita termica iniziale, danno luogo a una disrupzione.
Le costanti di tempo calcolate per il circuito delle correnti di
bordo trasversali (costanti di tempo del modello elettrico circa
uguale a 50 microsecondi) e
quelle calcolate per la perdita di energia termica al plasma
(costanti di tempo del modello termico) sono risultate dello stesso
ordine di grandezza (circa uguale a 100 microsecondi).
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40
Nella spiegazione delle disrupzioni precedenti, il flusso di ioni è stato
sostanzialmente ignorato. Ciò è dovuto al fatto che la maggior parte
plasmi Tokamak sono prevalentemente ottenuti in un sistema a
riscaldamento ohmico che genera principalmente elettroni ad alta
velocità.
Comunque alcuni ioni, che scorrono nella regione di bordo, creano un
flusso toroidale e contribuiscono alla corrente ad anello del plasma e
sono sottoposti alle forze magnetoidrodinamica MHD e si portano fuori
dal plasma nella stessa direzione, ma nel verso opposto a quello degli
elettroni, dando luogo a un campo elettrico E, che interferisce con i
campi magnetici presenti .
Il limitatore e il divertore contribuiscono sensibilmente alla riduzione
degli eventi di disrupzioni.
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Impurità nel plasma
La delaminazione e lo sfaldamento degli strati più interni e
sollecitati del contenitore del plasma, formando polveri radioattive e
chimicamente reattive, possono provocare, se si accumulano e
diventano spesse, potenziali radiazioni e pericoli di esplosione
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Impurità nel plasma
I dann che le impurità possono provocare impongono la necessità di un
limite all’ingresso di impurità nel plasma che ha un ruolo
importante nel dimensionamento del Tokamak.
Per ridurre la quantità di impurità nel plasma è richiesta la separazione
del plasma dal contenitore del vuoto.
Le tecniche comunemente usate sono 2:
• la prima consiste nel definire il contorno esterno del plasma con un
limitatore materiale.
• la seconda consiste nel convogliare le particelle all’esterno della
contenitore del vuoto per mezzo di una modifica del campo
magnetico prodotta da divertore magnetico.
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Limitatore (Limiter)
Strutture poste a contatto con il bordo di un plasma confinato
che vengono utilizzati per definire la forma della superficie
magnetica più esterna.
La superficie solida del limitatore definisce il bordo del
plasma. I limitatori possono avere forma diverse:
poloidale, radiale e toroidale (questi ultimi disposti sulla
pareti laterali toro.
plasma
Limitatore poloidale
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Limitatore radiale
Limitatore toroidale
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Limitatore del Plasma (Limiter)
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Divertore (Divertor)
L'efficacia del sistema di rimozione delle particelle alfa in eccesso
dal centro del plasma è basato su una configurazione a X del
campo magnetico. Questa configurazione permette l'utilizzo di
un componente della macchina come bersaglio per le particelle
cariche pesanti: questo componente è parte integrante del
divertore .
Il divertore è un dispositivo sperimentale al plasma toroidale che
devia ioni caricati sul bordo esterno del plasma in una camera
separata in cui le particelle di carica possono colpire una
barriera e diventano atomi neutri.
Il divertore è già utilizzato negli esperimenti Tokamak esistenti, ma
non è stato mai utilizzato nelle condizioni di alti flussi termici
previsti per l’ITER.
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Divertore del Plasma (Divertor)
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Limitatore e Divertore del Plasma
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Divertore (Divertor)
In questo disegno è riportato
l’andamento qualitativo delle
linee di flusso del campo
magnetico in presenza di un
divertore.
Si noti come la forma delle pareti
del divertore dia luogo a una
configurazione a X del campo
magnetico nella parte inferiore
della camera del vuoto, che
favorisce l’incanalamento delle
impurità verso il basso.
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Configurazione del divertore
con un punto nullo X del
campo magnetico poloidale
che mantiene il plasma lontano
dalla parete.
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Per garantire la stabilità del scarico delle impurità è necessario il controllo in
controreazione (feedback) della posizione e della forma del plasma
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Divertore (Divertor)
Gli obiettivi della
principalmente 3:
progettazione
di
un
divertore
sono
1) Ridurre al minimo il contenuto di impurità del plasma che
hanno interazioni remote sulla superficie del plasma e
progettare il flusso delle particelle nel divertore così che tutte
le impurità prodotte non possano entrare nel plasma confinato
1) 2) Recuperare l’energia delle particelle α con un trasferimento
di calore attraverso una superficie solida, a mezzo fluido
termovettore che consentirà di essere trasferito dal reattore e
utilizzato per generare energia elettrica.
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Divertore (Divertor)
3) Rimuovere la cenere (impurità) dell’elio che viene prodotto dalle
reazioni di fusione così che il fluido di reazione non venga
gravemente diluito.
Sarà composto da due parti principali: una struttura di supporto fatta
principalmente di acciaio inossidabile e la superficie che si affaccia
direttamente al plasma sarà di Tungsteno.
Il peso è di circa 700 tonnellate. Il materiale usato sono fibre di carbonio
rinforzate con carbonio composite (CFC). Il divertore realizzato in
tungsteno che presenta il vantaggio di avere un basso tasso di erosione e
la possibilità di lavorare con temperature più elevate consentendo una
durata di vita più lunga.
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Settore del Divertore (Divertor)
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Metà dei settori del Divertore assemblati
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Controllo della temperatura del Plasma
Per raggiungere la temperatura di ignizione si deve scaldare
convenientemente il plasma con metodi differenti:
1 - riscaldamento ohmico che consiste nello ionizzare la miscela (ad
esempio) di deuterio e trizio ottenendo un plasma e quindi agendo sui
campi magnetici rapidamente variabili che inducono un campo elettrico
il quale, a sua volta, origina una corrente nel plasma che lo riscalda;
2 - riscaldamento per compressione magnetica (o adiabatica) che si ha
aumentando bruscamente il campo magnetico toroidale, fatto che fa
aumentare l'energia cinetica e quindi la temperatura del plasma; un
campo elettrico toroidale mantiene una corrente elettrica, pure
toroidale, che fluisce nel plasma e questa corrente, a sua volta, genera
una componente del campo magnetico che è poloidale, ( come riportato
nella figura successiva).
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Controllo della temperatura del Plasma
3 - riscaldamento per pompaggio magnetico che si origina facendo
variare periodicamente il campo magnetico;
4 - riscaldamento attraverso microonde che devono avere la stessa
frequenza con cui vibrano le particelle del plasma;
5 - riscaldamento per iniezione di fasci di atomi neutri, che
accellerati possono penetrare nel plasma, ionizzandosi e trasferendo
parte della loro energia cinetica al plasma per urto. Tale
procedimento può essere applicato in combinazione con altri;
6 - riscaldamento per onde d'urto è quello che si ottiene attraverso
raggi laser di elevata potenza che vanno ad incidere sul plasma (si
può anche operare attraverso elettroni accelerati o ioni pesanti).
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Controllo della temperatura del Plasma
Le metodologie più importanti per controllare che la temperatura del plasma
non diminuisca al di sotto dei valori per i quali il plasma diventa gas:
• Radiazioni con antenne a radio frequenza
Ossia trasferimento di energia attraverso onde elettromagnetiche convogliate
da una antenna a radio frequenza (ICRF Ion Cyclotron Radio Frequency)
“RF waves “ (Radio Frequency→ 3 kHz ÷ 300 GHz)
• Iniettori ad atomi neutri
Iniezione di atomi neutri (NBI Neutral Beam Injection) consiste nell'iniettare
un fascio di atomi neutri ad alta energia ( fortemente accelerati) nel nucleo
del plasma, tipicamente un isotopo dell'idrogeno come deuterio. Questi
atomi energetici trasferiscono la loro energia al plasma, aumentando la
temperatura globale.
• Compressione adiabatica del plasma, che si ottiene spostando la miscela
dei reagenti verso regioni a campo magnetico più forte che determinano il
suo riscaldamento
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Controllo della temperatura del Plasma
Le metodologie più importanti per controllare che la temperatura del plasma
non diminuisca al di sotto dei valori per i quali il plasma diventa gas:
• Radiazioni con antenne a radio frequenza
Ossia trasferimento di energia attraverso onde elettromagnetiche convogliate
da una antenna a radio frequenza (ICRF Ion Cyclotron Radio Frequency)
“RF waves “ (Radio Frequency→ 3 kHz ÷ 300 GHz)
• Iniettori ad atomi neutri
Iniezione di atomi neutri (NBI Neutral Beam Injection) consiste nell'iniettare
un fascio di atomi neutri ad alta energia ( fortemente accelerati) nel nucleo
del plasma, tipicamente un isotopo dell'idrogeno come deuterio. Questi
atomi energetici trasferiscono la loro energia al plasma, aumentando la
temperatura globale.
• Compressione adiabatica del plasma, che si ottiene spostando la miscela
dei reagenti verso regioni a campo magnetico più forte che determinano il
suo riscaldamento
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Siti utili per tutorial, definizioni e
il dizionario dei termini tecnici
tutorial
http://fusionwiki.ciemat.es/fusionwiki/index.php/Main_Page
http://www-fusion-magnetique.cea.fr/
dizionari
http://fusedweb.llnl.gov/glossary-plasma-fusion/
(cliccando di seguito search)
http://plasmadictionary.llnl.gov/
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