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Ferro, Alberto (2011) Study of the power supply system for the acceleration grids of the iter neutral bean injector. [Tesi di dottorato]

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Documento PDF (STUDY OF THE POWER SUPPLY SYSTEM FOR THE ACCELERATION GRIDS OF THE ITER NEUTRAL BEAM INJECTOR )
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Abstract (inglese)

Thermonuclear fusion is a promising alternative to hydrocarbons as a clean and almost unlimited source of energy, presently the only one having the potential to substitute completely the non-renewable resources. The increase and the volatility of the oil prices, the foreseeable forthcoming shortage of oil and natural gas and the apparent co-responsibility of the combustion of coal and hydrocarbons in the recent climate changes make fusion more and more interesting. ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) is a large-scale prototype of a fusion power plant, under construction in Cadarache, south of France. ITER, resulting from a large international cooperation, will be the most ambitious of a series of fusion experiments built and operated around the world, in which a gas of light nuclei is heated up to become plasma, and suspended into a toroidal vacuum chamber by means of powerful magnetic fields produced by electromagnets. If the plasma temperature is sufficient and if the magnetic confinement is good, the fusion reactions become probable enough to produce higher fusion energy than the energy necessary to sustain the fusion boundary conditions. The main aim of ITER is to prove the physical and technological feasibility of fusion as an effective source of energy and to develop the technologies to be implemented in the future fusion reactors.
In ITER, to heat the plasma, the contribution of 2 or 3 Neutral Beam Injectors (NBI) is necessary. In these devices, a beam of negative ions (40 A) is accelerated up to 1MeV by a set of grids having increasing potentials. Then, the beam is neutralized and injected into the ITER vacuum vessel, heating the plasma by collision with plasma particles. The NBI accelerator is fed by a dedicated power supply system (AGPS, Acceleration Grid Power Supply), rated for a total power of 54.7 MW. Being the technical requirements of the overall ITER NBI system well above the performances presently achieved in similar neutral beam injectors in fusion experiments, a test facility is foreseen and presently under construction in the CNR Research Area in Padova. In this facility, called PRIMA (Padova Research on ITER Megavolt Accelerator), the present NBI design will be tested and, where necessary, improvements and further developments of the NBI components will be implemented before their installation in ITER.
This thesis presents the studies carried out by the author on the AGPS system, in collaboration with the research group of Consorzio RFX and the researchers of the other institutions involved in the project. The objectives of these studies are the following: to verify the feasibility of the AGPS, to support the definition of a reference design and to verify the achievement of the required performance. In section 1, a brief introduction to the energy problem and the thermonuclear fusion is given. Section 2 describes the principle of a tokamak, the most promising configuration for a fusion reactor. Section 3 contains a short description of the ITER experiment. In section 4, the main components of the ITER NBI are presented, together with a brief introduction to the PRIMA test facility. In section 5, the power supply system of the ITER NBI and the layouts foreseen on ITER and PRIMA sites are introduced. The main requirements for the AGPS are given in section 6, focusing in particular on those related with the analyses presented in this thesis. In section 7, the reference design of the AGPS is revised and the calculations for the most important components of the AGPS conversion system are given. The reference design presented here, of course, is the result of the contributions of many researchers working under the respective national domestic agencies involved in the project. Moreover, some open points of the AGPS design are still under discussion and the AGPS specifications are not finalized yet, thus the parameters and the technical choices shown here not necessarily represent the final version that will be implemented in the real system. The same considerations are applicable to section 8, where the design of the AGPS control system is described. The performance of the AGPS system defined in the previous sections has been tested by using proper computer models and simulations, under normal and abnormal conditions. In sections 9, 10, 11 and 12, the models developed by the author and the results of the simulations are described. In section 13, some specific issues regarding the tests to be performed on the real AGPS system are investigated. In particular, an alternative type of dummy load is proposed by the author, and a solution to test the voltage control loop is studied, by means of original computer models and simulations. The conclusions of this work are summarized in section 14.

Abstract (italiano)

La fusione termonucleare controllata costituisce una promettente alternativa agli idrocarburi quale fonte pulita e quasi illimitata di energia, attualmente la sola potenzialmente in grado di sostituire del tutto le fonti non rinnovabili. L’incremento e la volatilità dei prezzi del petrolio, la prevedibile futura scarsità di idrocarburi e l’apparente corresponsabilità della combustione di tali sostanze nei recenti cambiamenti climatici rendono la fusione sempre più attraente. ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) è un prototipo su larga scala di un reattore a fusione, in costruzione a Cadarache, nel sud della Francia. ITER, frutto di una vasta collaborazione internazionale, sarà il più ambizioso di una serie di esperimenti di fusione costruiti e resi operativi nel mondo, nei quali un gas di atomi leggeri è riscaldato fino a divenire un plasma e sospeso in una camera da vuoto toroidale per mezzo di potenti campi magnetici prodotti da elettromagneti. Se la temperatura del plasma è sufficiente e il confinamento magnetico è abbastanza buono, le reazioni di fusione diventano abbastanza probabili da produrre più energia di quanta non ne serva per sostenere le condizioni di fusione. Lo scopo principale di ITER è di provare la fattibilità fisica e tecnologica della fusione quale fonte di energia e di sviluppare le tecnologie che dovranno essere implementate nei futuri reattori a fusione.
In ITER, per riscaldare il plasma è necessario il contributo di 2 o 3 iniettori di atomi neutri (NBI). In questi dispositivi, un fascio di ioni negativi (40 A) è accelerato fino a 1 MeV da una serie di griglie aventi potenziali crescenti. Il fascio viene quindi neutralizzato e iniettato nella camera da vuoto di ITER, dove collide con le particelle di plasma contribuendo al loro riscaldamento. L’acceleratore dell’NBI è alimentato da un sistema dedicato (AGPS, Acceleration Grid Power Supply) dimensionato per 54.7 MW totali. Essendo i requisiti tecnici del sistema NBI nel suo complesso molto superiori alle prestazioni attualmente raggiunte in NBI simili operanti negli esperimenti di fusione, una test facility è prevista e attualmente in costruzione nell’area della ricerca del CNR di Padova. In questa facility, detta PRIMA (Padova Research on ITER Megavolt Accelerator), il progetto attuale dell’NBI verrà testato e migliorato laddove necessario e verranno implementati ulteriori sviluppi dei componenti dell’NBI prima della loro installazione in ITER.
Questa tesi espone gli studi condotti dall’autore sull’AGPS, in collaborazione con il gruppo di ricerca del Consorzio RFX di Padova e i ricercatori degli altri enti coinvolti nel progetto. Questi studi hanno lo scopo di verificare la fattibilità dell’AGPS, di supportare la definizione del progetto di riferimento e di verificare il raggiungimento delle prestazioni richieste. Nella sezione 1, è riportata una breve introduzione sul problema energetico e sulla fusione termonucleare controllata. La sezione 2 descrive il principio di funzionamento di un tokamak, la più promettente configurazione per un reattore a fusione. La sezione 3 contiene una breve descrizione dell’esperimento ITER. Nella sezione 4 vengono presentati i componenti principali dell’iniettore di ITER, oltre ad una breve introduzione sulla test facility PRIMA. In sezione 5, vengono introdotti il sistema di alimentazione dell’NBI e i relativi layout. I principali requisiti dell’AGPS sono forniti nella sezione 6, con particolare riguardo a quelli relativi alle analisi presentate in questa tesi. Nella sezione 7, si fornisce una revisione del progetto di riferimento dell’AGPS, descrivendo i calcoli dei principali componenti del sistema di conversione. Il progetto di riferimento presentato in questa tesi, ovviamente, è il risultato del contributo di molti ricercatori che operano all’interno dei relativi enti di ricerca nazionali coinvolti nella sua definizione. Inoltre, alcuni punti aperti del progetto dell’AGPS sono ancora in discussione, e le specifiche dell’AGPS non sono ancora state ultimate. Di conseguenza, i parametri e le scelte tecniche mostrati in questa tesi non rispecchiano necessariamente la versione finale che sarà implementata nel sistema reale. Le stesse considerazioni valgono per la sezione 8, in cui si descrive il progetto del sistema di controllo dell’AGPS. Le prestazioni dell’AGPS descritto nelle sezioni precedenti sono state verificate per mezzo di appositi modelli e simulazioni al calcolatore, sia in condizioni normali che anormali. Nelle sezioni 9, 10, 11 e 12 vengono descritti i modelli sviluppati dall’autore e i risultati delle simulazioni. Nella sezione 13, vengono studiate alcune questioni specifiche riguardanti i test da realizzarsi sull’AGPS reale. In particolare, l’autore propone un tipo di carico fittizio alternativo e studia un sistema per testare il controllo di tensione in catena chiusa, per mezzo di modelli al calcolatore e simulazioni originali. Le conclusioni della tesi sono riassunte nella sezione 14.

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Tipo di EPrint:Tesi di dottorato
Relatore:Gnesotto, Francesco
Correlatore:Toigo, Vanni
Dottorato (corsi e scuole):Ciclo 23 > Scuole per il 23simo ciclo > INGEGNERIA INDUSTRIALE > INGEGNERIA ELETTROTECNICA
Data di deposito della tesi:NON SPECIFICATO
Anno di Pubblicazione:31 Gennaio 2011
Parole chiave (italiano / inglese):ITER, Neutral Beam Injector, Power Supply, Fusion
Settori scientifico-disciplinari MIUR:Area 09 - Ingegneria industriale e dell'informazione > ING-IND/33 Sistemi elettrici per l'energia
Struttura di riferimento:Dipartimenti > Dipartimento di Ingegneria Elettrica
Codice ID:3456
Depositato il:20 Lug 2011 11:23
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Bibliografia

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[1] “Scaling up alternative energy”, Science, Vol. 329, 13 Aug. 2010. Cerca con Google

[2] Greene D.L., Hopson J.L. and Li J., “Running out of and into oil: analyzing global depletion and transition through 2050”, ORNL/TM-2003/259, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, Oct. 2003. Cerca con Google

[3] “Climate change 2007: the physical science basis, summary for policymakers”, Fourth assessment report of the Intergovernmental Panel on Climate Change, Paris, Feb. 2007. Cerca con Google

[4] Ongena J. and Van Oost G., “Energy for future centuries”, Transactions for fusion science and technology, Vol. 49, no. 2T, 2006. Cerca con Google

[5] Noterdaeme J.M., “Controlled fusion, from basic plasma physics to nuclear engineering”, 12th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems, Brussels, Belgium, 21-26 Aug. 2005. Cerca con Google

[6] Wesson J., “Tokamaks”, Clarendon Press, 2004. Cerca con Google

[7] Faulconer D.W., “Current drive”, Transactions for fusion science and technology, Vol. 49, no. 2T, 2006. Cerca con Google

[8] Koch R., “Plasma heating by neutral beam injection”, Transactions for fusion science and technology, Vol. 49, no. 2T, 2006, pp. 167-176. Cerca con Google

[9] http://www.iter.org Vai! Cerca con Google

[10] Holtkamp N. and the ITER project team, “An overview of the ITER project”, Fusion Engineering and Design, Vol. 82, no. 5-14, 2007, pp. 427-434. Cerca con Google

[11] Maisonnier D. et al., “The European power plant conceptual study”, Proc. of the 23rd Symposium of Fusion Technology, SOFT 23, Fus. Eng. Des., Vol. 75-79, Nov. 2005, pp. 1173-1179. Cerca con Google

[12] How J., ITER Plant Integration Documentation, ITER_D_2234RH, ver. 3.0, Jan. 2007. Cerca con Google

[13] Antoni V. et al., “The ITER Neutral Beam system: status of the project and review of the main technological issues”, invited talk, 24th Symposium on Fusion Technology, Sept. 2006, Warsaw, Poland. Cerca con Google

[14] ITER Design Description Document (DDD) 5.3, “Neutral beam heating & current drive system”, July 2003. Cerca con Google

[15] Ikeda Y. et al., “Recent R&D activities of negative-ion-based ion source for JT-60SA”, IEEE Trans. on Plasma Science, Vol. 36, no. 4, Aug. 2008. Cerca con Google

[16] Sonato P., “The neutral beam test facility in Padova: the necessary step to develop the neutral beam injectors for ITER”, invited talk, 26th Symposium on Fusion Technology, Sept. 2010, Porto, Portugal. Cerca con Google

[17] Pamela J., “The physics of production, acceleration and neutralization of large negative ion beams”, Plasma Phys. Control. Fus., Vol. 37 (1995), pp. A325-A336. Cerca con Google

[18] Hemsworth R. et al., “Status of the ITER heating neutral beam system”, Nucl. Fusion, Vol. 49 (2009). Cerca con Google

[19] Hanada M. et al., “Development of negative ion sources for the ITER neutral beam injector”, Fus. Eng. and Des., Vol. 56-57 (2001), pp. 505-509. Cerca con Google

[20] Franzen P. et al, “Progress of the development of the IPP RF negative ion source for the ITER neutral beam system”, Nucl. Fusion, Vol. 47 (2007), pp. 264-270. Cerca con Google

[21] P. Sonato et al., The ITER full size plasma source device design, Proc. of the 25th Symposium on Fusion Technology, Vol. 84, June 2009, pp. 269-274. Cerca con Google

[22] Fubiani G., Hemsworth R.S., De Esch H.P.L. and Svensson L., “Analysis of the two accelerator concepts foreseen for the neutral beam injector of the international thermonuclear experimental reactor”, Phys. Rev. ST Accel. Beams, Vol. 12 (2009). Cerca con Google

[23] Gaio E., Toigo V., De Lorenzi A., Piovan R. and Zanotto L., “The alternative design concept for the ion source power supply of the ITER neutral beam injector”, Fus. Eng. and Des., Vol. 83 (2008), pp. 21-29. Cerca con Google

[24] Rostagni G., “RFX: an expected step in RFP research”, Fus. Eng. and Des., Vol. 25 (1995), pp.301-313. Cerca con Google

[25] Annex B to Procurement Arrangement 5.3.P6.EU.01.0 between the ITER International Fusion Cerca con Google

Energy Organization for the Joint Implementation of the ITER Project and EU-Domestic Agency, ITER IDM ref. 2N8Z8F_v1_0. Cerca con Google

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