A new 3MW ECRH system at 105 GHz for WEST

The aim of the WEST experiments is to master long plasma pulses (1000s) and expose ITER-like tungsten wall to deposited heat fluxes up to 10 MW/m$^2$. To increase the margin to reach the H-Mode and to control W-impurities in the plasma, the installation of an upgraded ECRH heating system, with a gyrotron performance of 1MW/1000s per unit, is planned in 2023. With the modifications of Tore Supra to WEST, simulations at a magnetic field B$_0$∼3.7T and a central density n$_{e0}$∼6 × 10$^{19}$ m$^{−3}$ show that the optimal frequency for central absorption is 105 GHz. For this purpose, a 105 GHz/1MW gyrotron (TH1511) has been designed at KIT in 2021, based on the technological design of the 140 GHz/1.5 MW (TH1507U) gyrotron for W7-X. Currently, three units are under fabrication at THALES. In the first phase of the project, some of the previous Tore Supra Electron Cyclotron (EC) system components will be re-installed and re-used whenever possible. This paper describes the studies performed to adapt the new ECRH system to 105 GHz and the status of the modifications necessary to re-start the system with a challenging schedule

Les défis Matériaux et Plasmas pour la fusion - ITER

Au cœur du soleil et des étoiles, les noyaux légers se combinent ou fusionnent pour former des noyaux plus lourds. Ce processus dégage une énergie considérable et est à l’origine de la chaleur et de la lumière que nous recevons. Maîtriser sur terre de telles réactions à des fins de production d’énergie, ouvrirait la voie à des ressources quasiment illimitées. C’est l’objectif des recherches engagées par les grandes nations industrielles avec en particulier la construction d’ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) à Cadarache dans les Bouches-du-Rhône. L’avenir énergétique de cette filière repose d’une part sur la compréhension puis la maitrise des phénomènes complexes intervenant dans les plasmas de fusion et d’autre part sur la mise en œuvre de composants spécifiques dont la performance est intimement liée aux matériaux utilisés. L’exposé ciblera en particulier trois composants clés d’une installation de fusion par confinement magnétique : le système magnétique, formé d’un ensemble d’aimants supraconducteurs qui crée le piège magnétique où se déroulent les réactions de fusion. Les contraintes spécifiques de ces grands aimants où circulent des courants de plusieurs kA seront abordées en incluant les aspects liés aux phénomènes électromagnétiques influant la conception mécanique de ces composants. Les composants face au plasma forment la première surface matérielle en face du plasma. Ils doivent résister aux agressions des plasmas de fusion comme en particulier des flux de chaleur de l’ordre de la dizaine de MW.m-2. La mise en œuvre de ces composants activement refroidis par de l’eau pressurisée fait appel à des technologiques de pointe incluant l’assemblage de matériaux fortement hétérogènes mais aussi des moyens d’essais très spécifiques (station de tests à haut flux). La conception, la fabrication, la qualification puis l’exploitation de tels composants seront décrites. Les couvertures productrices de tritium seront abordées essentiellement sous l’angle des matériaux de structure qui constituent une limite importante à leur performance globale. La conception générale de ces composants multifonctions ainsi que la problématique de leur intégration dans une machine de fusion du type ITER seront aussi illustrées. Pour chaque composant, l’état de l’art sera présenté ainsi que les étapes restant à réaliser pour ITER et le réacteur de fusion

Analysis of the New Thomson Scattering Diagnostic System on WEST Tokamak

The French tokamak WEST supports the ITER design and operation. IRFM is designing a new Thomson scattering diagnostic to measure plasma density and temperature profiles. The diagnostic system consists of an endoscope inside a vacuum vessel, composed of actively cooled optical components. In order to validate and guarantee the diagnostic performances during normal operations, mechanical, thermal, hydraulic and vibratory behavior must be checked. Moreover, perpendicular displacement of the optical surface shall not be higher than 40 µm. Since this diagnostic operates in near infrared light, the temperature of all components must stay lower than 200 °C as not to bias the measurements. The differences in water temperature and pressure between the inlet and outlet of the diagnostic must be lower than 50 °C and 5.6 bar, respectively. The natural frequencies of the structure must be higher than 20 Hz and far enough from the frequency of external components. In this study, the worst radiative plasma scenario was chosen. The results of this study validate the accuracy of the measurements. Before manufacturing, electromagnetic disruption events must also be considered

Analysis of the New Thomson Scattering Diagnostic System on WEST Tokamak

The French tokamak WEST supports the ITER design and operation. IRFM is designing a new Thomson scattering diagnostic to measure plasma density and temperature profiles. The diagnostic system consists of an endoscope inside a vacuum vessel, composed of actively cooled optical components. In order to validate and guarantee the diagnostic performances during normal operations, mechanical, thermal, hydraulic and vibratory behavior must be checked. Moreover, perpendicular displacement of the optical surface shall not be higher than 40 µm. Since this diagnostic operates in near infrared light, the temperature of all components must stay lower than 200 °C as not to bias the measurements. The differences in water temperature and pressure between the inlet and outlet of the diagnostic must be lower than 50 °C and 5.6 bar, respectively. The natural frequencies of the structure must be higher than 20 Hz and far enough from the frequency of external components. In this study, the worst radiative plasma scenario was chosen. The results of this study validate the accuracy of the measurements. Before manufacturing, electromagnetic disruption events must also be considered