Livre blanc du Tritium

117 Deuterium and Tritium: The fuel of ITER ITER is a long pulse tokamak that in nominal operation produces a deuterium-tritium fusion power of 500 MW for a burn length of 400 s, with the injection of 50 MW of auxiliary power also called “additional heating”. A pulse has 3 phases: the start-up, the “plateau” and the rampdown. During plasma start-up, a very low-density gaseous fuel, a fraction of a gram of a mixture of deuterium and tritium, will be introduced into a 1000 m3 vacuum vessel chamber by a gas injection system. The plasma will progress from a circular cross section configuration to an elongated D-shape configuration as the plasma current is ramped up (see D-shape of the vacuum vessel in). As the current develops (nominally up to 15 MA), for reaching the “plateau”, subsequent plasma fuelling (gas or pellets), together with additional heating, leads to a high energy gain burn with a fusion power of about 500 MW. At the end of the pulse the fuelling rate is reduced in order to achieve a slow rampdown of the fusion power, and the plasma current is ramped down to terminate the burn. The purely inductively driven pulse has nominal burn duration of 400 s, with a pulse repetition period as short as 1800 s. During these 400 s about 0,4g of tritium are used for the fusion reaction. The products of each fusion reaction are a nucleus of helium, the energy of which (3.5 MeV) will partially heat the plasma in addition to the auxiliary power, and a neutron bearing the energy (14.1 MeV) that will produce heat by collisions in the shielding blankets (also called first wall) which protect the vacuum vessel. This slowing-down process in the blanket has the side effect that when the neutron is captured or interacts with structural atoms, it can activate the material by transmutation of specific atoms, and this process occurs predominantly in the first wall. A second process is that the neutron can interact with lithium in order to produce the tritium needed to feed the fusion plasma. Though this process will not be tested at full scale in ITER; test demonstrations of breeding capabilities will be performed in test modules provided by the Parties under ITER Organization quality control. ITER est un tokamak à impulsions longues qui, dans des conditions d’exploitation nominales, produit une puissance de fusion deutérium-tritium de 500 MW pour une durée de combustion de 400 secondes, en apportant une puissance de 50 MW appelée « puissance auxiliaire » ou « chauffage additionnel ». Une impulsion a trois phases : le démarrage, le plateau et le ralentissement. Au démarrage du plasma, un combustible gazeux à très basse densité, moins d’un gramme d’un mélange de deutérium et de tritium, est introduit dans une chambre à vide de 1 000 m3 par un système d’injection de gaz. Avec la montée d’intensité du courant de plasma, le plasma évolue d’une configuration à section circulaire vers une configuration en forme de D allongé (voir). Alors que le courant augmente (jusqu’à une valeur nominale de 15 MA) pour atteindre un « plateau », l’alimentation en combustible du plasma se fait par injection de gaz ou de glaçons, complétée par un chauffage additionnel, et aboutit à une combustion à très haut gain énergétique avec une puissance de fusion d’environ 500 MW. À la fin de l’impulsion, le débit d’alimentation en combustible ralentit afin de réduire lentement la puissance de fusion et on abaisse progressivement l’intensité du courant de plasma pour arrêter la combustion. L’impulsion en mode purement inductif présente une durée de combustion nominale de 400 s, avec une période de répétition des impulsions de 1 800 s à peine. Pendant ces 400 s, environ 0,4g de tritium sont utilisés pour la réaction de fusion. Les produits de chaque réaction de fusion sont un noyau d’hélium, dont l’énergie (3,5 MeV) sera utilisée pour chauffer partiellement le plasma, et un neutron porteur d’énergie (14,1 MeV) qui produira de la chaleur par collisions dans la couverture (appelée aussi « première paroi). Le processus de ralentissement dans la couverture induit un effet secondaire : quand le neutron est capturé ou interagit avec les atomes des structures, il peut activer la matière par transmutation d’atomes spécifiques, un processus qui se produit essentiellement dans la première paroi. Deuxième processus, le neutron peut interagir avec le lithium pour produire le tritium nécessaire à l’alimentation du plasma de fusion. Ce processus ne sera pas testé à grande échelle dans les installations ITER mais des démonstrations expérimentales des capacités tritigènes seront réalisées dans des modules d’essai fournis par les parties prenantes au projet sous contrôle qualité de l’organisation ITER. Figure 1: a cutaway view of the ITER device inside the cryostat. The major components of the tokamak are the superconducting magnets which confine, shape and control the plasma inside the toroidal vacuum vessel. The magnet system comprises toroidal field coils (1), a central solenoid (2), external poloidal field coils, and correction coils (2).The vacuum vessel is a double-walled structure (4). The magnet system and structure, together with the vacuum vessel and internals (5,6), is supported by gravity supports. Figure 1 : Schéma éclaté du tokamak d’ITER dans le cryostat Les principaux composants du tokamak sont des aimants supraconducteurs qui confinent le plasma, lui donnent sa forme et le contrôlent à l’intérieur de la chambre à vide de forme toroïdale. Le système magnétique comprend des bobines de champ magnétique toroïdal (1), un solénoïde central (3), des bobines de champ magnétique poloidal externes et des bobines de correction du champ magnétique (2). L’enceinte sous vide est une structure à double paroi (4). Le système et la structure magnétiques, ainsi que la cuve sous vide et les pièces internes (5, 6), reposent sur des appuis gravitaires.

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