Experimenteller erweiterter supraleitender Tokamak - Experimental Advanced Superconducting Tokamak

OST
Experimentelle fortgeschrittene supraleitende Tokamak
Gerätetyp Tokamak
Standort Hefei , China
Zugehörigkeit Hefei Institute of Physical Science , Chinesische Akademie der Wissenschaften
Technische Spezifikationen
Hauptradius 1,85 m (6 Fuß 1 Zoll)
Kleiner Radius 0,45 m (1 Fuß 6 Zoll)
Magnetfeld 3,5 t (35.000 g)
Heizleistung 7,5  MW
Entladedauer 102  s
Plasmastrom 1,0  MA
Plasmatemperatur 100 × 10 6  K
Geschichte
Betriebsjahr(e) 2006–heute
Vorangestellt HT-6M
Experimentelle fortgeschrittene supraleitende Tokamak
Chinesisch 先进 超导 托卡马克 实验 装置
Hanyu Pinyin xiānjìn chāodǎo tuōkǎmǎkè shíyàn zhuāngzhì
Wörtliche Bedeutung Fortschrittliches supraleitendes Tokamak-Experimentiergerät
Technische Skizze von EAST
EAST Vakuumgefäß
Plasma in OST

Der Experimental Advanced Supraconductor Tokamak ( EAST ), interne Bezeichnung HT-7U (Hefei Tokamak 7 Upgrade), ist ein experimenteller supraleitender Tokamak- Magnetfusionsenergiereaktor in Hefei , China. Das Hefei Institute of Physical Science führt das Experiment für die Chinesische Akademie der Wissenschaften durch . Es ist seit 2006 in Betrieb.

Es ist der erste Tokamak, der supraleitende toroidale und poloidale Magnete verwendet. Es zielt auf Plasmapulse von bis zu 1.000 Sekunden ab.

Geschichte

EAST folgte Chinas erstem supraleitenden Tokamak-Gerät namens HT-7 , das Anfang der 1990er Jahre vom Institut für Plasmaphysik in Zusammenarbeit mit Russland gebaut wurde.

Das Projekt wurde 1996 vorgeschlagen und 1998 genehmigt. Gemäß einem Zeitplan von 2003 sollten Gebäude und Baustelleneinrichtungen bis 2003 errichtet werden. Die Tokamak-Montage sollte von 2003 bis 2005 erfolgen.

Der Bau wurde im März 2006 abgeschlossen und am 28. September 2006 wurde das „erste Plasma“ erreicht.

Offiziellen Berichten zufolge beläuft sich das Budget des Projekts auf 300 Millionen CNY (ca. 37 Millionen US-Dollar), etwa 1/15 bis 1/20 der Kosten eines vergleichbaren Reaktors, der in anderen Ländern gebaut wird.

Phase I

Am 28. September 2006 wurde das erste Plasma erreicht – der erste Test dauerte fast drei Sekunden und erzeugte einen elektrischen Strom von 200 Kiloampere.

Bis Januar 2007 "erzeugte der Reaktor ein Plasma, das fast fünf Sekunden dauerte und einen elektrischen Strom von 500 Kiloampere erzeugte".

Am 7. November 2010 erreichte EAST sein erstes H-Mode- Plasma allein durch LHW.

Im Mai 2011 war EAST der erste Tokamak, der erfolgreich H-Mode-Plasma über 30 Sekunden bei ~50 Millionen Kelvin aufrechterhielt.

Phase II

Am 29. November 2011 fand die feierliche Durchtrennung des Projekts EAST Standheizungssystem statt, mit der EAST in die „Phase II“ eingetreten ist.

Am 19. Mai 2014, nach einer fast 20-monatigen Ausbaupause seit September 2012, war EAST bereit für die erste Versuchsrunde 2014.

Im Mai 2015 meldete EAST Ströme von 1 MA und den H-Modus für 6,4 Sekunden.

Im Februar 2016 wurde ein Plasmapuls für einen Rekord von 102 Sekunden bei ~50 Millionen °C aufrechterhalten. Plasmastrom von 400 kA und einer Dichte von ca. 2,4 x 10 19 /m 3 bei langsam steigender Temperatur.

Am 2. November 2016 war EAST der erste Tokamak, der H-Mode-Plasma erfolgreich über eine Minute bei ~50 Millionen °C aufrechterhalten konnte.

Am 3. Juli 2017 war EAST der erste Tokamak, der H-Mode-Plasma erfolgreich über 100 Sekunden bei ~50 Millionen °C aufrechterhalten konnte.

Am 12. November 2018 erreichte EAST einen Meilenstein von 100 Millionen °C Elektronentemperatur.

Im Mai 2021 erreichte EAST einen Meilenstein von 120 Millionen °C Elektronentemperatur für 101 Sekunden.

Physik-Ziele

China ist Mitglied des ITER- Konsortiums und EAST ist eine Testumgebung für ITER-Technologien.

EAST wurde entwickelt, um zu testen:

  • Superconducting Niobium-Titan poloidalen Feldmagneten , so dass es die erste supraleitende Tokamak mit toroidförmigen und poloidalen Magneten
  • Nicht induktiver Stromantrieb
  • Pulse von bis zu 102 Sekunden mit 0,5 MA Plasmastrom
  • Schemata zur Kontrolle von Plasmainstabilitäten durch Echtzeitdiagnostik
  • Werkstoffe für Umlenker und plasmazugewandte Bauteile
  • Betrieb mit β N = 2 und Einschlussfaktor H 89 > 2

Tokamak-Parameter

Tokamak-Parameter
Ringkernfeld , B t 3,5 t
Plasmastrom, I P 1,0 MA
Hauptradius, R 0 1,85 m²
Kleiner Radius, a 0,45 m
Seitenverhältnis, R / a 4.11
Dehnung , κ 1,6–2
Dreieckigkeit , δ 0,6–0,8 　
Ionenzyklotronresonanzheizung (ICRH) 3 MW
Niedrigerer Hybridstromantrieb (LHCD) 4 MW
Elektronenzyklotronresonanzheizung (ECRH) Derzeit keine (0,5 MW geplant)
Neutralstrahlinjektion (NBI) Derzeit keine (geplant)
Pulslänge 1–1000 s
Aufbau Doppel-Null- Divertor
Pumpenbegrenzer
Einfach-Null-Divertor

Siehe auch

Verweise

Externe Links