| dbo:abstract
|
- Ein Divertor ist eine Vorrichtung in Fusionsreaktoren, die das Fusionsplasma vom Fusionsprodukt Helium-4 und von Verunreinigungen befreit. Divertoren können in ringförmigen Fusionsreaktoren der Bauarten Tokamak und Stellarator eingesetzt werden. (de)
- In nuclear fusion power research, a divertor is a device within a tokamak or a stellarator that allows the online removal of waste material from the plasma while the reactor is still operating. This allows control over the buildup of fusion products in the fuel, and removes impurities in the plasma that have entered into it from the vessel lining. The divertor was initially introduced during the earliest studies of fusion power systems in the 1950s. It was realized early on that successful fusion would result in heavier ions being created and left in the fuel (the so-called "fusion ash"). These impurities were responsible for the loss of heat, and caused other effects that made it more difficult to keep the reaction going. The divertor was proposed as a solution to this problem. Operating on the same principle as a mass spectrometer, the plasma passes through the divertor region where heavier ions are flung out of the fuel mass by centrifugal force, colliding with some sort of absorber material, and depositing its energy as heat. Initially considered to be a device required for operational reactors, few early designs included a divertor. When early long-shot reactors started to appear in the 1970s, a serious practical problem emerged. No matter how tightly constrained, plasma continued to leak out of the main confinement area, striking the walls of the reactor core and causing multiple problems. A major concern was sputtering in reactors with higher power and particle flux density, which caused ions of the vacuum chamber's wall metal to flow into the fuel and to cool it. During the 1980s it became common for reactors to include a feature known as the limiter, which is a small piece of material that projects a short distance into the outer edge of the main plasma confinement area. Ions from the fuel that are travelling outwards strike the limiter,thereby protecting the walls of the chamber from this damage. However, the problems with material being deposited into the fuel remained;the limiter simply changed where that material was coming from. This led to the re-emergence of the divertor, as a device for protecting the reactor itself. In these designs, magnets pull the lower edge of the plasma to create a small region where the outer edge of the plasma, the "Scrape-Off Layer" (SOL), hits a limiter-like plate.The divertor improves on the limiter in several ways, mainly because modern reactors try to create plasmas with D-shaped cross-sections ("elongation" and "triangularity") so the lower edge of the D is a natural location for the divertor. In modern examples the plates are replaced by lithium metal, which better captures the ions and causes less cooling when it enters the plasma. In ITER and the latest configuration of Joint European Torus, the lowest region of the torus is configured as a divertor, while Alcator C-Mod was built with divertor channels at both top and bottom. A tokamak featuring a divertor is known as a divertor tokamak or divertor configuration tokamak. In this configuration, the particles escape through a magnetic "gap" (separatrix), which allows the energy absorbing part of the divertor to be placed outside the plasma.The divertor configuration also makes it easier to obtain a more stable H-mode of operation. The plasma facing material in the divertor faces significantly different stresses compared to the majority of the first wall. (en)
- Le divertor est l'un des éléments essentiels des tokamaks (réacteurs expérimentaux destinés à tester la fusion nucléaire en enceinte confinée). Il intervient au cours de la réaction pour dévier (« divert » en anglais) et capter les déchets présents en lisière du plasma en les séparant du plasma (déchets métalliques issus de la paroi interne du tore, érodée par le flux de plasma ; et hélium, qui est le produit de la réaction de fusion nucléaire). Il est généralement placé à la base du tore (le tore étant étiré vers le bas, dans une seconde déformation du poloïde, pour avoir un flux de plasma moins important en contact avec lui, afin qu'il ne fonde pas. Ce dernier est constitué de "cibles" régulièrement espacées qui viennent intercepter le flux de plasma à sa base. Même s'il n'est pas plongé directement dans le plasma, les contraintes mécaniques et thermiques subies par le divertor sont extrêmes. Dans certains projets il peut être équipé d'un revêtement tritigène (producteur de tritium). (fr)
- In un reattore tokamak per la fusione nucleare il divertore è quella parte della parete su cui è deviato il plasma che naturalmente diffonde perpendicolarmente alle linee di campo magnetico, per effetto o per la presenza di turbolenza. Il divertore è composto da una parte materiale ("tegoli" del divertore, divertor tiles oppure "piatti", divertor plates) e da una parte non materiale, cioè una configurazione a X (punto di nullo) del campo magnetico, che convoglia le particelle contro i tegoli stessi, che sono composti da un materiale adatto a sopportare carichi termici elevati (grafite, tungsteno, o metalli liquidi come il litio). In questo modo, si convoglia il carico termico su una superficie ben definita del toro, evitando quindi che ci siano zone della prima parete colpite inavvertitamente da calore. Nel reattore a fusione sperimentale ITER il divertore sarà composto da bersagli di tungsteno. (it)
- ダイバータ（divertor）とは核融合炉を構成する機器のひとつ。粒子排気、熱除去、プラズマ閉じ込め改善の3つの機能を担う。 環状型のプラズマ閉じ込め装置では、コアプラズマから壁へ拡散しようとする熱流束や粒子束による、装置内壁の損傷が問題となる。この問題解決のために、コアプラズマからの熱流束・粒子束を磁場配位によりダイバータ領域へ集中させるダイバータ磁場配位がある。この磁場配位では、コアプラズマからの熱流束・粒子束はScrape-Off層(SOL)を通ってダイバータプレートへ向かう。ダイバータ磁場配位の利点は、プラズマ粒子をダイバータ部に集中させることにより効率の良い排熱・排不純物粒子ができる点、ダイバータプレート以外の装置内壁の損傷を低減できる点、などがあげられる。ダイバータ磁場配位の問題点はダイバータプレートへの高熱負荷・粒子負荷である。このため、ダイバータ領域での放射冷却や非接触プラズマの形成が課題となっている。 (ja)
- Diwertor – urządzenie do oczyszczania plazmy z domieszek stanowiące zwykle część tokamaków. Składa się z kilku soczewek magnetycznych o przeciwsobnych polach wychwytujących niepożądane jony. Do wychwytu dochodzi na krawędzi sznura plazmy, a przechwycone jony są odprowadzane na zewnątrz urządzenia. Diwertory stosuje się, aby usuwać z plazmy głównie ciężkie jony, które obniżają jej temperaturę, i które zderzając się ze ścianami urządzeń plazmowych powodują ich aktywację i degradację. (pl)
- Дивертор — название ряда технических устройств. Общее значение термина — направляющий лист, направляющая (отклоняющая) перегородка, отводное устройство, отклонитель. В ядерной физике дивертор — специальное устройство в термоядерном реакторе типов токамак или стелларатор, служащее для удаления внешних слоев плазменного шнура. Часть частиц со стенок вакуумной камеры неизбежно попадают в шнур. Это нежелательно по двум причинам: 1.
* Плазма охлаждается за счет излучения примесей. 2.
* Стенка реактора перегревается за счет дополнительного излучения. Благодаря дивертору эти примеси удаляются из периферии плазмы. Они не успевают проникнуть в центр плазменного шнура и охладить его. Однако использование дивертора связано с большими технологическими трудностями. Материал пластин дивертора не должен легко распыляться, чтобы не загрязнить плазму. В ракетно-космической технике дивертор — устройство молниезащиты, представляющее собой отдельно стоящую мачту с размещёнными на ней молниеприёмником, токопроводом и заземляющим устройством. В сантехнике дивертор — устройство, которым комплектуются смесители. Он представляет собой переключатель, заставляющий течь воду по той или иной трубе. (ru)
- Дивертор — назва ряду технічних пристроїв. Загальне значення терміна — направляючий лист, напрямна (відхиляє) перегородка, відвідний пристрій, відхилювач. (uk)
- 偏滤器(Divertor)是核聚变能研究中托卡馬克或仿星器组成部分之一，它允许在反应器在仍在运行时从等离子体中去除聚变生成的重原子“废料”。偏滤器可以控制燃料中聚变产物的堆积，并从等离子体中除去掺入的杂质，避免外壳层内的高能粒子轰击壁而释放出能够冷却放电的次级粒子。 偏滤器装置最初是在1950年代对核聚变动力系统的最早研究期间引入的。成功的核聚变会导致产生更重的离子并且留在燃料中（所谓的“聚变灰烬”）；这些杂质会造成能量损失等一系列影响，使聚变反应难以继续进行。偏滤器利用了与质谱仪近似的原理，使重离子在穿过偏滤器区域时通过离心力从燃料中被甩出，与某种吸收剂材料碰撞变为中性粒子，其能量亦被吸收为热能。 。 最初人们认为偏滤器只是在实际运行时才会用到的装置，很少有早期的原型设计包括偏滤器。随着完整托卡马克装置的出现，高能粒子溅射的问题逐渐显现，偏滤器及类似装置又重回人们的视野。最初的设计（限制器，limiter）为简单的从容器壁表面延伸出的小块材料，为器壁吸收散射的粒子。然而这种装置不能解决粒子溅射的问题，因为限制器材料仍会进入等离子体中造成能量损失。偏滤器设计调整了等离子体约束区边缘的磁场位形，从而把杂质/氦灰“定向”偏滤到靶室。偏滤器替换孔栏确定等离子体边缘。现代托卡马克设计中，等离子体截面多为D形，因而D形的上下两缘为很理想的设置偏滤器的位置。 在国际热核聚变实验反应堆(ITER)和歐洲聯合環狀反應爐(JET)的最新配置中，圆环的最低区域配置为偏滤器，而的顶部和底部均带有偏滤器通道。 (zh)
|
| rdfs:comment
|
- Ein Divertor ist eine Vorrichtung in Fusionsreaktoren, die das Fusionsplasma vom Fusionsprodukt Helium-4 und von Verunreinigungen befreit. Divertoren können in ringförmigen Fusionsreaktoren der Bauarten Tokamak und Stellarator eingesetzt werden. (de)
- ダイバータ（divertor）とは核融合炉を構成する機器のひとつ。粒子排気、熱除去、プラズマ閉じ込め改善の3つの機能を担う。 環状型のプラズマ閉じ込め装置では、コアプラズマから壁へ拡散しようとする熱流束や粒子束による、装置内壁の損傷が問題となる。この問題解決のために、コアプラズマからの熱流束・粒子束を磁場配位によりダイバータ領域へ集中させるダイバータ磁場配位がある。この磁場配位では、コアプラズマからの熱流束・粒子束はScrape-Off層(SOL)を通ってダイバータプレートへ向かう。ダイバータ磁場配位の利点は、プラズマ粒子をダイバータ部に集中させることにより効率の良い排熱・排不純物粒子ができる点、ダイバータプレート以外の装置内壁の損傷を低減できる点、などがあげられる。ダイバータ磁場配位の問題点はダイバータプレートへの高熱負荷・粒子負荷である。このため、ダイバータ領域での放射冷却や非接触プラズマの形成が課題となっている。 (ja)
- Diwertor – urządzenie do oczyszczania plazmy z domieszek stanowiące zwykle część tokamaków. Składa się z kilku soczewek magnetycznych o przeciwsobnych polach wychwytujących niepożądane jony. Do wychwytu dochodzi na krawędzi sznura plazmy, a przechwycone jony są odprowadzane na zewnątrz urządzenia. Diwertory stosuje się, aby usuwać z plazmy głównie ciężkie jony, które obniżają jej temperaturę, i które zderzając się ze ścianami urządzeń plazmowych powodują ich aktywację i degradację. (pl)
- Дивертор — назва ряду технічних пристроїв. Загальне значення терміна — направляючий лист, напрямна (відхиляє) перегородка, відвідний пристрій, відхилювач. (uk)
- In nuclear fusion power research, a divertor is a device within a tokamak or a stellarator that allows the online removal of waste material from the plasma while the reactor is still operating. This allows control over the buildup of fusion products in the fuel, and removes impurities in the plasma that have entered into it from the vessel lining. In ITER and the latest configuration of Joint European Torus, the lowest region of the torus is configured as a divertor, while Alcator C-Mod was built with divertor channels at both top and bottom. (en)
- Le divertor est l'un des éléments essentiels des tokamaks (réacteurs expérimentaux destinés à tester la fusion nucléaire en enceinte confinée). Il intervient au cours de la réaction pour dévier (« divert » en anglais) et capter les déchets présents en lisière du plasma en les séparant du plasma (déchets métalliques issus de la paroi interne du tore, érodée par le flux de plasma ; et hélium, qui est le produit de la réaction de fusion nucléaire). Il est généralement placé à la base du tore (le tore étant étiré vers le bas, dans une seconde déformation du poloïde, pour avoir un flux de plasma moins important en contact avec lui, afin qu'il ne fonde pas. Ce dernier est constitué de "cibles" régulièrement espacées qui viennent intercepter le flux de plasma à sa base. Même s'il n'est pas plongé (fr)
- In un reattore tokamak per la fusione nucleare il divertore è quella parte della parete su cui è deviato il plasma che naturalmente diffonde perpendicolarmente alle linee di campo magnetico, per effetto o per la presenza di turbolenza. Nel reattore a fusione sperimentale ITER il divertore sarà composto da bersagli di tungsteno. (it)
- Дивертор — название ряда технических устройств. Общее значение термина — направляющий лист, направляющая (отклоняющая) перегородка, отводное устройство, отклонитель. В ядерной физике дивертор — специальное устройство в термоядерном реакторе типов токамак или стелларатор, служащее для удаления внешних слоев плазменного шнура. Часть частиц со стенок вакуумной камеры неизбежно попадают в шнур. Это нежелательно по двум причинам: 1.
* Плазма охлаждается за счет излучения примесей. 2.
* Стенка реактора перегревается за счет дополнительного излучения. (ru)
- 偏滤器(Divertor)是核聚变能研究中托卡馬克或仿星器组成部分之一，它允许在反应器在仍在运行时从等离子体中去除聚变生成的重原子“废料”。偏滤器可以控制燃料中聚变产物的堆积，并从等离子体中除去掺入的杂质，避免外壳层内的高能粒子轰击壁而释放出能够冷却放电的次级粒子。 偏滤器装置最初是在1950年代对核聚变动力系统的最早研究期间引入的。成功的核聚变会导致产生更重的离子并且留在燃料中（所谓的“聚变灰烬”）；这些杂质会造成能量损失等一系列影响，使聚变反应难以继续进行。偏滤器利用了与质谱仪近似的原理，使重离子在穿过偏滤器区域时通过离心力从燃料中被甩出，与某种吸收剂材料碰撞变为中性粒子，其能量亦被吸收为热能。 。 最初人们认为偏滤器只是在实际运行时才会用到的装置，很少有早期的原型设计包括偏滤器。随着完整托卡马克装置的出现，高能粒子溅射的问题逐渐显现，偏滤器及类似装置又重回人们的视野。最初的设计（限制器，limiter）为简单的从容器壁表面延伸出的小块材料，为器壁吸收散射的粒子。然而这种装置不能解决粒子溅射的问题，因为限制器材料仍会进入等离子体中造成能量损失。偏滤器设计调整了等离子体约束区边缘的磁场位形，从而把杂质/氦灰“定向”偏滤到靶室。偏滤器替换孔栏确定等离子体边缘。现代托卡马克设计中，等离子体截面多为D形，因而D形的上下两缘为很理想的设置偏滤器的位置。 (zh)
|