Vše

Co hledáte?

Vše
Projekty
Výsledky výzkumu
Subjekty

Rychlé hledání

  • Projekty podpořené TA ČR
  • Významné projekty
  • Projekty s nejvyšší státní podporou
  • Aktuálně běžící projekty

Chytré vyhledávání

  • Takto najdu konkrétní +slovo
  • Takto z výsledků -slovo zcela vynechám
  • “Takto můžu najít celou frázi”

Liquid metal test divertor in tokamak COMPASS (SPPT 2018, Prague)

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F61389021%3A_____%2F18%3A00491927" target="_blank" >RIV/61389021:_____/18:00491927 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

  • DOI - Digital Object Identifier

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    Liquid metal test divertor in tokamak COMPASS (SPPT 2018, Prague)

  • Popis výsledku v původním jazyce

    Předneseno na: SPPT 2018 -Plasma Physics and Technology in Prague ,nSoid metal plasma-facing components in divertors of thermonuclear reactors will marginally survive in ITER, whilst new approaches are required for the more powerful DEMOnstration power plant. We therefore install in tokamak COMPASS divertor a test target based on liquid lithium/tin. We will exposed it to ITER-relevant surface heat flux (20 MW/m2). Based on precisely measured heat fluxes, our simulations predict its easy survival, the surface temperature rises up to 800°C within 120 ms of the standard ELMy H-mode heat flux with ELM filaments reaching hundreds MW/m2. Consequent strong lithium vaporization will be the major operational limit, observed by spectroscopy, fast visible and infrared cameras. The scientific program will focus on operational issues (redeposition of the evaporated metal, ejection of droplets, fast enough liquid refill) as well as on the effect on the plasma physics (improvement of plasma confinement, L-H power thresholdnn

  • Název v anglickém jazyce

    Liquid metal test divertor in tokamak COMPASS (SPPT 2018, Prague)

  • Popis výsledku anglicky

    Předneseno na: SPPT 2018 -Plasma Physics and Technology in Prague ,nSoid metal plasma-facing components in divertors of thermonuclear reactors will marginally survive in ITER, whilst new approaches are required for the more powerful DEMOnstration power plant. We therefore install in tokamak COMPASS divertor a test target based on liquid lithium/tin. We will exposed it to ITER-relevant surface heat flux (20 MW/m2). Based on precisely measured heat fluxes, our simulations predict its easy survival, the surface temperature rises up to 800°C within 120 ms of the standard ELMy H-mode heat flux with ELM filaments reaching hundreds MW/m2. Consequent strong lithium vaporization will be the major operational limit, observed by spectroscopy, fast visible and infrared cameras. The scientific program will focus on operational issues (redeposition of the evaporated metal, ejection of droplets, fast enough liquid refill) as well as on the effect on the plasma physics (improvement of plasma confinement, L-H power thresholdnn

Klasifikace

  • Druh

    O - Ostatní výsledky

  • CEP obor

  • OECD FORD obor

    10305 - Fluids and plasma physics (including surface physics)

Návaznosti výsledku

  • Projekt

    <a href="/cs/project/GA16-14228S" target="_blank" >GA16-14228S: Redukce lokalizovaných tepelných toků v divertoru tokamaku COMPASS za pomocí aktivních technik</a><br>

  • Návaznosti

    P - Projekt vyzkumu a vyvoje financovany z verejnych zdroju (s odkazem do CEP)

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2018

  • Kód důvěrnosti údajů

    S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů