KSTAR

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Korean Superconducting Tokamak Advanced Research
( KSTAR )
KSTAR tokamak.jpg
Загальні відомості
Область дослідження Термоядерний синтез
Тип Токамак
Країна Південна Корея Південна Корея
Місто Теджон
Установа Національний інститут термоядерних досліджень
Технічні характеристики
Тороїдальне магнітне поле 3,5 
Q > 1
Потужність > 20 МВт
Нагрів 15,5 МВт
Плазма
Зовнішній радіус 1,8 м
Внутрішній радіус 0,5 м
Струм плазми 2,0 МА
Тривалість імпульсу 20 (300) сек
Інше
Веб-сторінка KSTAR


KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Advanced Research) — установка для магнітного утримання плазми типу токамак, збудована в Національному інституті термоядерних досліджень в Теджоні, Південна Корея. Токамак KSTAR призначений для вивчення аспектів магнітної термоядерної енергії, які будуть стосуватися термоядерного проекту ITER, в якості внеску країни в співпрацю ITER.

Історія[ред.ред. код]

Проект було ухвалено в 1995 році, і спорудження установки розпочалось вже у грудні. Але воно було відтерміновано через фінансову кризу в Східній Азії, котра значно ослабила економіку Південної Кореї. Врешті-решт, стадія спорудження проекту була завершена 14 вересня 2007 року. Першу плазму було отримано 15 липня 2008 року.

Перспективи використання[ред.ред. код]

KSTAR стане одним із перших у світі дослідницьких токамаків, який буде обладнано повністю надпровідними магнітами, що знову ж таки буде відповідати зусиллям ITER, оскільки в ньому також будуть використовуватись надпровідні магніти. Магнітна система KSTAR складається з 16 ніобієво-олов'яних магнітів тороїдального поля прямого струму, 10 ніобієво-олов'яних магнітів полоїдального поля змінного струму, 4 ніобієво-титанових магнітів полоїдального поля змінного струму. Планується, що реактор досліджуватиме імпульси плазми тривалістю до 20 секунд до 2011 року, а тоді буде він буде модернізований для дослідження імпульсів тривалістю до 300 секунд. Камера реактора матиме зовнішній радіус 1,8 м, внутрішній радіус 0,5 м, максимальне тороїдальне поле 3,5 Тл, та максимальний струм плазми 2 мегаампери.

Як і у випадку з іншими токамаками, нагрівання та підтримка струму буде здійснюватися з використанням інжекції пучка нейтральних частинок, нагріву іонним циклотронним резонансом (англ. ion cyclotron resonance heating, ICRH), високочастотного нагріву та нагріву електронним циклотронним резонансом (англ. electron cyclotron resonance heating, ECRH). Початкова потужність нагріву буде 8 мегават від інжекції пучка нейтральних частинок, який можна модернізувати до 24 МВт, 6 МВт від ICRH, який можна модернізувати до 12 МВт, і поки ще невизначена потужність нагріву від ECRH та високочастотного нагріву. В експерименті будуть використовуватись як водневі так і дейтерієві палива, але не дейтерієво-тритієва суміш, що буде досліджуватись в ITER.

Технічні характеристики[ред.ред. код]

Котушки магніту тороїдального поля виготовлені з Nb3Sn, що забезпечує високі тороїдальні поля до 3,5 Тл, і вже були повністю протестовані. Магнітні котушки полоїдального поля, що складаються як із Nb3Sn так і з NbTi, конструкція яких розрахована на максимальний струм 25 кА, були протестовані до 15 кА.

Характеристика Значення
Зовнішній радіус 1,8 м
Внутрішній радіус 0,5 м
Тороїдальне магнітне поле 3,5 Тл
Струм плазми 2,0 МА
Об'єм вакуумної камери 17 м³
Площа поверхні плазми 48 м²
Витягнутість[1] 2,0
Трикутність[2] 0,8
Тривалість імпульсу 20 сек < tpulse < 300 сек

Примітки[ред.ред. код]

  1. Витягнутість перерізу шнура в токамаку (англ. elongation)
  2. Трикутність перерізу шнура в токамаку (англ. triangularity)

Джерела[ред.ред. код]

Посилання[ред.ред. код]

Див. також[ред.ред. код]