Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor
The paper suggests the addition or replacement of the magnetic divertor by lithium limiter as producer of irradiated blanket, which should prevent tokamak first wall and divertor plates from local high power loads. The main physical basis of this idea is lithium localization close plasma boundary...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2006 |
| Hauptverfasser: | , , , , , , , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2006
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/81775 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor / S.V. Mirnov, E.A. Azizov, A.G. Alekseyev, Ya.V. Gorbunov, A.V. Vertkov, V.A. Evtikhin, V.B. Lazarev, I.E. Lublinsky, D.Yu. Prokhorov, S.M. Sotnikov, S.N. Tugarinov // Вопросы атомной науки и техники. — 2006. — № 6. — С. 41-43. — Бібліогр.: 5 назв. — англ. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-81775 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Mirnov, S.V. Azizov, E.A. Alekseyev, A.G. Gorbunov, Ya.V. Vertkov, A.V. Evtikhin, V.A. Lazarev, V.B. Lublinsky, I.E. Prokhorov, D.Yu. Sotnikov, S.M. Tugarinov, S.N. 2015-05-20T15:35:50Z 2015-05-20T15:35:50Z 2006 Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor / S.V. Mirnov, E.A. Azizov, A.G. Alekseyev, Ya.V. Gorbunov, A.V. Vertkov, V.A. Evtikhin, V.B. Lazarev, I.E. Lublinsky, D.Yu. Prokhorov, S.M. Sotnikov, S.N. Tugarinov // Вопросы атомной науки и техники. — 2006. — № 6. — С. 41-43. — Бібліогр.: 5 назв. — англ. 1562-6016 PACS: 52.55.Fa https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/81775 The paper suggests the addition or replacement of the magnetic divertor by lithium limiter as producer of irradiated blanket, which should prevent tokamak first wall and divertor plates from local high power loads. The main physical basis of this idea is lithium localization close plasma boundary and poor penetration into plasma center in process of its puffing, as was shown in tokamak experiments. The mushroom tokamak lithium limiter with capillary porous system (CPS) can be used for this aim. The hot part of this limiter can work as lithium emitter to tokamak plasma and cold parts can work as collectors of lithium flowing out of the plasma column. The surface capillary forces of limiter CPS will return the collected liquid lithium from cold to hot parts of limiter again and close the lithium circulation "limiterplasma-limiter". The bulk of the power flowing out of the plasma core can be dissipated by non-coronal lithium radiation in the blanket and scrape-off layer. Such scheme was established partly in T-11M experiments with CPS rail limiters. In paper the main results of lithium behavior and its control in T-11M are discussed. Предлагается замена или дополнение магнитного дивертора литиевым лимитером, создающим излучающий бланкет, который должен разгрузить первую стенку и диверторные пластины реактора от чрезмерных тепловых нагрузок. В основе этой идеи лежат две обнаруженные экспериментальные особенности поведения лития: локализация лития вблизи границы шнура при его инжекции с периферии и его сравнительно незначительное проникновение в центр шнура. Технически для замены предлагается использовать «грибковый» лимитер с капиллярной пористой структурой (КПС), заполненной литием. Горячая часть такого лимитера («шляпка») может работать как инжектор лития, а холодная («ножка») как коллектор. Силы поверхностного натяжения должны возвращать жидкий литий с холодной части лимитера на горячую, замыкая тем самым контур циркуляции лития «лимитер – плазма – лимитер». При этом основной поток тепла, выходящего из плазмы, должен трансформироваться в некорональное излучение лития и передаваться равномерно на первую стенку реактора. Такая схема была реализована частично в опытах на токамаке Т-3М. Обсуждается поведение лития, обнаруженное в этих экспериментах и возможный способ его контроля. Пропонується заміна або доповнення магнітного дивертора літієвим лімітером, що створює випромінюючий бланкет, який повинний розвантажити першу стінку і диверторні пластини реактора від надмірних теплових навантажень. В основі цієї ідеї лежать дві виявлені експериментальні особливості поводження літію: локалізація літію поблизу межи шнура при його інжекції з периферії і його порівняно незначне проникнення в центр шнура. Технічно для заміни пропонується використовувати «грибковий» лімітер з капілярною пористою структурою (КПС), заповненою літієм. Гаряча частина такого лімітера («капелюшок») може працювати як інжектор літію, а холодна («ніжка») як колектор. Сили поверхневого натягу повинні повертати рідкий літій з холодної частини лімітера на гарячу, замикаючи тим самим контур циркуляції літію «лімітер – плазма – лімітер». При цьому основний потік тепла, що виходить із плазми, повинний трансформуватися в некорональне випромінювання літію і передаватися рівномірно на першу стінку реактора. Така схема була реалізована частково в досвідах на токамаці Т-3М. Обговорюється поводження літію, виявлене в цих експериментах і можливий спосіб його контролю. en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Magnetic confinement Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor Эксперименты с литием в токамаке Т-11М и концепция лимитерного токамака-реактора Експерименти з літієм у токамаці Т-11М і концепція лімітерного токамака-реактора Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor |
| spellingShingle |
Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor Mirnov, S.V. Azizov, E.A. Alekseyev, A.G. Gorbunov, Ya.V. Vertkov, A.V. Evtikhin, V.A. Lazarev, V.B. Lublinsky, I.E. Prokhorov, D.Yu. Sotnikov, S.M. Tugarinov, S.N. Magnetic confinement |
| title_short |
Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor |
| title_full |
Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor |
| title_fullStr |
Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor |
| title_full_unstemmed |
Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor |
| title_sort |
lithium experiment in tokamak t-11m and concept of limiter tokamak-reactor |
| author |
Mirnov, S.V. Azizov, E.A. Alekseyev, A.G. Gorbunov, Ya.V. Vertkov, A.V. Evtikhin, V.A. Lazarev, V.B. Lublinsky, I.E. Prokhorov, D.Yu. Sotnikov, S.M. Tugarinov, S.N. |
| author_facet |
Mirnov, S.V. Azizov, E.A. Alekseyev, A.G. Gorbunov, Ya.V. Vertkov, A.V. Evtikhin, V.A. Lazarev, V.B. Lublinsky, I.E. Prokhorov, D.Yu. Sotnikov, S.M. Tugarinov, S.N. |
| topic |
Magnetic confinement |
| topic_facet |
Magnetic confinement |
| publishDate |
2006 |
| language |
English |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Эксперименты с литием в токамаке Т-11М и концепция лимитерного токамака-реактора Експерименти з літієм у токамаці Т-11М і концепція лімітерного токамака-реактора |
| description |
The paper suggests the addition or replacement of the magnetic divertor by lithium limiter as producer of irradiated
blanket, which should prevent tokamak first wall and divertor plates from local high power loads. The main physical
basis of this idea is lithium localization close plasma boundary and poor penetration into plasma center in process of its
puffing, as was shown in tokamak experiments. The mushroom tokamak lithium limiter with capillary porous system
(CPS) can be used for this aim. The hot part of this limiter can work as lithium emitter to tokamak plasma and cold
parts can work as collectors of lithium flowing out of the plasma column. The surface capillary forces of limiter CPS
will return the collected liquid lithium from cold to hot parts of limiter again and close the lithium circulation "limiterplasma-limiter".
The bulk of the power flowing out of the plasma core can be dissipated by non-coronal lithium radiation in the
blanket and scrape-off layer. Such scheme was established partly in T-11M experiments with CPS rail limiters. In paper
the main results of lithium behavior and its control in T-11M are discussed.
Предлагается замена или дополнение магнитного дивертора литиевым лимитером, создающим излучающий
бланкет, который должен разгрузить первую стенку и диверторные пластины реактора от чрезмерных тепловых
нагрузок. В основе этой идеи лежат две обнаруженные экспериментальные особенности поведения лития:
локализация лития вблизи границы шнура при его инжекции с периферии и его сравнительно незначительное
проникновение в центр шнура. Технически для замены предлагается использовать «грибковый» лимитер с
капиллярной пористой структурой (КПС), заполненной литием. Горячая часть такого лимитера («шляпка»)
может работать как инжектор лития, а холодная («ножка») как коллектор. Силы поверхностного натяжения
должны возвращать жидкий литий с холодной части лимитера на горячую, замыкая тем самым контур
циркуляции лития «лимитер – плазма – лимитер». При этом основной поток тепла, выходящего из плазмы,
должен трансформироваться в некорональное излучение лития и передаваться равномерно на первую стенку
реактора. Такая схема была реализована частично в опытах на токамаке Т-3М. Обсуждается поведение лития,
обнаруженное в этих экспериментах и возможный способ его контроля.
Пропонується заміна або доповнення магнітного дивертора літієвим лімітером, що створює випромінюючий
бланкет, який повинний розвантажити першу стінку і диверторні пластини реактора від надмірних теплових
навантажень. В основі цієї ідеї лежать дві виявлені експериментальні особливості поводження літію:
локалізація літію поблизу межи шнура при його інжекції з периферії і його порівняно незначне проникнення в
центр шнура. Технічно для заміни пропонується використовувати «грибковий» лімітер з капілярною пористою
структурою (КПС), заповненою літієм. Гаряча частина такого лімітера («капелюшок») може працювати як
інжектор літію, а холодна («ніжка») як колектор. Сили поверхневого натягу повинні повертати рідкий літій з
холодної частини лімітера на гарячу, замикаючи тим самим контур циркуляції літію «лімітер – плазма –
лімітер». При цьому основний потік тепла, що виходить із плазми, повинний трансформуватися в некорональне
випромінювання літію і передаватися рівномірно на першу стінку реактора. Така схема була реалізована
частково в досвідах на токамаці Т-3М. Обговорюється поводження літію, виявлене в цих експериментах і
можливий спосіб його контролю.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/81775 |
| citation_txt |
Lithium experiment in tokamak T-11M and concept of limiter tokamak-reactor / S.V. Mirnov, E.A. Azizov, A.G. Alekseyev, Ya.V. Gorbunov, A.V. Vertkov, V.A. Evtikhin, V.B. Lazarev, I.E. Lublinsky, D.Yu. Prokhorov, S.M. Sotnikov, S.N. Tugarinov // Вопросы атомной науки и техники. — 2006. — № 6. — С. 41-43. — Бібліогр.: 5 назв. — англ. |
| work_keys_str_mv |
AT mirnovsv lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT azizovea lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT alekseyevag lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT gorbunovyav lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT vertkovav lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT evtikhinva lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT lazarevvb lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT lublinskyie lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT prokhorovdyu lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT sotnikovsm lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT tugarinovsn lithiumexperimentintokamakt11mandconceptoflimitertokamakreactor AT mirnovsv éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT azizovea éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT alekseyevag éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT gorbunovyav éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT vertkovav éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT evtikhinva éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT lazarevvb éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT lublinskyie éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT prokhorovdyu éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT sotnikovsm éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT tugarinovsn éksperimentyslitiemvtokamaket11mikoncepciâlimiternogotokamakareaktora AT mirnovsv eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT azizovea eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT alekseyevag eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT gorbunovyav eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT vertkovav eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT evtikhinva eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT lazarevvb eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT lublinskyie eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT prokhorovdyu eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT sotnikovsm eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora AT tugarinovsn eksperimentizlítíêmutokamacít11míkoncepcíâlímíternogotokamakareaktora |
| first_indexed |
2025-11-24T18:05:12Z |
| last_indexed |
2025-11-24T18:05:12Z |
| _version_ |
1850491594985177088 |
| fulltext |
LITHIUM EXPERIMENT IN TOKAMAK T-11M
AND CONCEPT OF LIMITER TOKAMAK-REACTOR
S.V. Mirnov1, E.A. Azizov1, A.G. Alekseyev1, Ya.V. Gorbunov1, A.V. Vertkov2, V.A. Evtikhin2,
V.B. Lazarev1, I.E. Lublinsky2, D.Yu. Prokhorov3, S.M. Sotnikov1, S.N. Tugarinov1
1TRINITI, Troitsk, Moscow reg., 142190 Russia;
2Krasnaya Zvezda, 1A, Elektrolitny pr., Moscow, 115230, Russia;
3ROSATOM, 24/26 Bolshaja Ordynka str, Moscow, 119017, Russia
The paper suggests the addition or replacement of the magnetic divertor by lithium limiter as producer of irradiated
blanket, which should prevent tokamak first wall and divertor plates from local high power loads. The main physical
basis of this idea is lithium localization close plasma boundary and poor penetration into plasma center in process of its
puffing, as was shown in tokamak experiments. The mushroom tokamak lithium limiter with capillary porous system
(CPS) can be used for this aim. The hot part of this limiter can work as lithium emitter to tokamak plasma and cold
parts can work as collectors of lithium flowing out of the plasma column. The surface capillary forces of limiter CPS
will return the collected liquid lithium from cold to hot parts of limiter again and close the lithium circulation "limiter-
plasma-limiter".
The bulk of the power flowing out of the plasma core can be dissipated by non-coronal lithium radiation in the
blanket and scrape-off layer. Such scheme was established partly in T-11M experiments with CPS rail limiters. In paper
the main results of lithium behavior and its control in T-11M are discussed.
PACS: 52.55.Fa
An application of magnetic divertor to the tokamak
configuration is well-known tool for the suppression of
impurity efflux from the first wall of vacuum vessel into
the plasma core due to the plasma-surface interaction
(PSI). The impurity atoms in the scrape-off layer (SOL)
are ionized by the electron impact, and move along the
destroyed magnetic surface to the wall or diffuse into the
plasma column.
The main function of the divertor is to enlarge the SOL
thickness for effective capture of the impurity efflux from
the wall, and its redirection into the divertor SOL. The
“mushroom-type” limiters (Fig.1) also are able to perform
the same function. Main advantage of such limiters is
ability to catch the impurity flux from wall by “mushroom
leg” area. Its disadvantage is an open PSI region at the top
(“mushrooms hat”) with high power load.
Fig.1. Scheme of “mushroom limiter” [1], AII array is
direction to ”hat” from hot plasma
The sputtered or evaporated impurity atoms have an
opportunity of direct penetration into the plasma.
Relatively low ionization potential and recombination rate
of multi-ionized atoms in low-density plasma result in
their localization at the plasma boundary and subsequent
diffusion towards the hot center. The last process is
enhanced by neoclassic accumulation phenomena resulted
from the “friction” between the hydrogen isotope ions and
the impurities with Z>1 (Braginsky’s effect). This effect,
in particular, explains the increase of Zeff value in the
plasma axis region after noble gas puffing (with Z>1) for
cooling of the peripheral plasma and reduction of the heat
loading of the divertor plates.
Very high second ionization potential (~75.6 eV) and
relatively low first one (~5.4 eV) are an outstanding
property of lithium in comparison to other impurities.
Hence it should have mostly a singly ionized state at the
plasma periphery with Te<15…20 eV, and therefore it is
much less subjected to the Braginsky’s effect. Perhaps,
this lithium property is reason of low lithium penetration
into the plasma core after peripheral injection. This
fundamental feature of lithium behavior had been noticed
in all tokamak experiments with significant lithium
injection (TFTR, T-11M, CDX-U, and recently FTU).
The concept of decrease of the first wall energy load by
uniform Li re-radiation is based upon this Li property.
Lithium impurity accumulated at the plasma periphery
provides so-called radiation blanket around the plasma. The
configuration with the lithium peripheral plasma layer had
been demonstrated in the experiments at the T-11M tokamak
with the rail liquid lithium limiter (LLL) with thin (<1 mm)
Li-filled capillary-porous structure (CPS) [2,3,4]. The CPS
edges are plunged into the liquid Li reservoir for the refilling
of evaporated Li in the hot plasma-facing spot (Fig 2). Some
fraction of lithium finally returns back to the colder parts of
LLL, and another one is absorbed by the first wall and also
by the surface of the secondary limiter, which could be used
for the variation of Li impurity lifetime. If the average Li ion
lifetime τ in this region is much less than the time of
transition to ionization equilibrium state (coronal
equilibrium) the intensity of lithium radiation (non coronal
radiation) could be 100-1000 times higher in comparison to
the equilibrium level. The level of the blanket radiation could
be controlled by the variation of τ. In T-11M experiment the
Li impurity at the plasma periphery provided the re-radiation
level up to 80% of total heat power in Ohmic mode
(~130 kW for 0.2 s plasma discharge). The typical spatial
Problems of Atomic Science and Technology. 2006, № 6. Series: Plasma Physics (12), p. 41-43 41
distributions of plasma radiation for discharges with Li and
C limiters are shown in Fig.3. The main radiation power in
Li case was localized in thin (5cm) layer close plasma
boundary. The lithium spectral line radiation (LiI, LiII, LiIII)
and SXR from plasma center showed the quasi steady state
character. Very low impurity concentration at the plasma
axis (Zeff ≈ 1.1) had been observed in this phase of T-11M
discharges.
Fig.2. Liquid lithium limiter function diagram [4]
Fig.3. Radiative power profiles at the moment t = 190 ms
for two similar C-limiter and Li limiter shots.
The average plasma density <ne> ~ 2.2·1019m-3 for both
cases. Diamond (red) points-C limiter,
circle (blue) points -Li limiter [4]
If the limiter temperature was lower than Li melting
point (180.6ºC), the visible fraction of lithium impurity
was deposited at the cold edges of LLL, while the plasma
facing central zone had been depleted revealing the
stainless steel mesh in the center of the limiter (Fig.4).
Fig.4. Li limiter surface after the exposition below the
melting point
Smooth Li surface had been restored by heating up
above the melting point owing to capillary forces
resulting in the Li circulation from the colder collector to
central hot emitter zone (Fig.5).
This effect might be useful for application in the
tokamak-reactor ITER with “mushroom-type” lithium
limiters located in the equatorial ports for example [4].
According to the experimental results obtained at the
T-11M, an ultimate temperature of the hot Li emitting
zone should not exceed 500…600ºC. The colder “legs” of
the LLL “mushroom” might be used as a Li collector. The
surface tension forces of CPS can return the deposited
lithium from “legs” to “hat’.
Fig.5. Li limiter surface after the heating above the
melting point
As results we can close the lithium circuit: “hat”-plasma-
“leg”-CPS-“hat”. The non coronal radiation of lithium ions
during its plasma wandering should work as virtual limiter.
In condition of intensive plasma boundary cooling by lithium
radiation we can hope to decrease the energy flux to “hat”
area up to low magnitude, which can be avoided by water
cooling. That means that the “hat” area in such conditions
can work as lithium emitter to plasma and colder “leg” area
as collector of lithium ions out flux to wall.
One of the most critical point of lithium limiter
concept is control of Li ion lifetime in irradiative blanket
(τ control) for dissipation of the power flowing out of the
plasma. The greater is τ the more should be lithium
density close a plasma periphery and the increase of
lithium influx to plasma core, if the power flow will be
constant. The well known method of magnetic field line
ergodization [5] as method of τ (and lithium density)
decrease can be suggested. The special winding in or
close plasma chamber will be needed for its realization.
Unfortunately it can’t be used really in reactor condition.
We suggested the replacement of helical coils by currents,
induced in plasma periphery between lithium limiters.
Main objection to this suggestion was misgiving of high
lithium out flux to plasma during such operation. The test
experiment was performed in T-11M (Fig.6).
Fig. 6. Lithium limiter biasing in T-11M:
Total current Ip, density, voltage spike ULi (positive),
ILi and IMo and Li(I) intensity
42
The positive bias voltage ULi (≤300V) was applied
between Li limiter and plasma chamber. The similar Mo
rail limiter (d=0.2m) was situated in opposite ports of
T-11M (Δφ=1800,Δθ=1800) and was connected by small
resistor (1.5x10-2 Ω) with plasma chamber. The saturation
type electrical current (IMo) equal 100 A was measured
between both rail limiters during voltage puls. As we can
see, the indicator of lithium emission from limiter - Li(I)
intensity – was almost non sensitive to current pulse. The
alteration of applied voltage polarity does not change
remarkably the lithium emission. That means the
electrical biasing of lithium limiters can be used for
current generation in tokamak boundary plasma and
excitation of magnetic perturbation in chamber without
the visible increase of lithium emission. The length of
magnetic line connected both limiter was equal 6m.
This lithium limiter concept has also an additional
advantage. That is the possible separation of He atoms
from the mixture with hydrogen isotopes. Of course, the
details of LLL design for this purpose are to be developed
more definitely after getting more relevant experience at
the large tokamaks.
REFERENCES
1. V.A.Vershkov, S.V.Mirnov // Nucl. Fus. 1974, v. 14,
p. 383.
2. V.A.Evtikhin, L.G.Golubchikov// J.Nucl. Mat. 1996,
v. 233-237, p. 667.
3. V.A.Etikhin et al. // Plasma Phys. Contr. Fus. 2002,
v. 44, p. 955.
4. S.V.Mirnov et al. // Plasma Phys. Contr. Fus. 2006,
v. 48, p. 821.
5. W.Ehgelhardt, W.Feneberg // J.Nucl.Mat. 1978,
v. 76,77, p. 518.
ЭКСПЕРИМЕНТЫ С ЛИТИЕМ В ТОКАМАКЕ Т-11М
И КОНЦЕПЦИЯ ЛИМИТЕРНОГО ТОКАМАКА-РЕАКТОРА
С.В. Мирнов, Е.А. Азизов, А.Г. Алексеев, Я.В. Горбунов, А.В. Вертков, В.А. Евтихин, В.Б. Лазарев,
И.Е. Люблинский, Д.Ю. Прохоров, С.М. Сотников, С.Н. Тугаринов
Предлагается замена или дополнение магнитного дивертора литиевым лимитером, создающим излучающий
бланкет, который должен разгрузить первую стенку и диверторные пластины реактора от чрезмерных тепловых
нагрузок. В основе этой идеи лежат две обнаруженные экспериментальные особенности поведения лития:
локализация лития вблизи границы шнура при его инжекции с периферии и его сравнительно незначительное
проникновение в центр шнура. Технически для замены предлагается использовать «грибковый» лимитер с
капиллярной пористой структурой (КПС), заполненной литием. Горячая часть такого лимитера («шляпка»)
может работать как инжектор лития, а холодная («ножка») как коллектор. Силы поверхностного натяжения
должны возвращать жидкий литий с холодной части лимитера на горячую, замыкая тем самым контур
циркуляции лития «лимитер – плазма – лимитер». При этом основной поток тепла, выходящего из плазмы,
должен трансформироваться в некорональное излучение лития и передаваться равномерно на первую стенку
реактора. Такая схема была реализована частично в опытах на токамаке Т-3М. Обсуждается поведение лития,
обнаруженное в этих экспериментах и возможный способ его контроля.
ЕКСПЕРИМЕНТИ З ЛІТІЄМ У ТОКАМАЦІ Т-11М
І КОНЦЕПЦІЯ ЛІМІТЕРНОГО ТОКАМАКА-РЕАКТОРА
С.В. Мирнов, Є.А. Азізов, А.Г. Алексєєв, Я.В. Горбунов, А.В. Вертков, В.А. Євтіхін, В.Б. Лазарєв,
І.Є. Люблінський, Д.Ю. Прохоров, С.М. Сотников, С.М. Тугарінов
Пропонується заміна або доповнення магнітного дивертора літієвим лімітером, що створює випромінюючий
бланкет, який повинний розвантажити першу стінку і диверторні пластини реактора від надмірних теплових
навантажень. В основі цієї ідеї лежать дві виявлені експериментальні особливості поводження літію:
локалізація літію поблизу межи шнура при його інжекції з периферії і його порівняно незначне проникнення в
центр шнура. Технічно для заміни пропонується використовувати «грибковий» лімітер з капілярною пористою
структурою (КПС), заповненою літієм. Гаряча частина такого лімітера («капелюшок») може працювати як
інжектор літію, а холодна («ніжка») як колектор. Сили поверхневого натягу повинні повертати рідкий літій з
холодної частини лімітера на гарячу, замикаючи тим самим контур циркуляції літію «лімітер – плазма –
лімітер». При цьому основний потік тепла, що виходить із плазми, повинний трансформуватися в некорональне
випромінювання літію і передаватися рівномірно на першу стінку реактора. Така схема була реалізована
частково в досвідах на токамаці Т-3М. Обговорюється поводження літію, виявлене в цих експериментах і
можливий спосіб його контролю.
43
1TRINITI, Troitsk, Moscow reg., 142190 Russia;
2Krasnaya Zvezda, 1A, Elektrolitny pr., Moscow, 115230, Russia;
|