Fyzika plazmatu a termojaderné slučování

Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha

• Potřeba nových zdrojů energie • Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny• Tokamak – perspektivní termojaderný reaktor• Tokamak JET - rekordní výsledky • Projekt ITER• Český podíl na výzkumu jaderné fůze – EURATOM

Jihočeská univerzita, 6.12.2006

(Trvale udržitelný) rozvoj civilizace vyžaduje především výrobu dostatečně velkého množství energie.

V současné době je světová energetická bilance napjatáa zdroje jsou navíc rozděleny nerovnoměrně

20 % populace spotřebovává 80% světové produkceTo se určitě změní (Čína, Indie, Latinská Amerika, Afrika)

Spotřeba energie tedy v budoucnu určitě poroste – co však ZDROJE?

Energie v třetím tisíciletí

Rok 2006: Země má 6 miliard obyvatel

Rok 2060Země bude mít 9 miliard obyvatel

Více obyvatel Více energie

Navíc se rychle rozvíjejí státy jako Čína, Indie, Latinská Amerika ??…

v roce 2060 se světová potřeba energie zdvojnásobí !!!!

The Association for the Study of Peak Oil&Gas, Sweden (2004)

Světové zásoby paliv na bázi uhlovodíků

Pro řešení energetického problému je nutno

•ŠETŘIT•efektivně využíval klasická paliv•hledat nové zdroje energie

Fosilní paliva (uhlí, přírodní plyn) – produkce CO2?Obnovitelné zdroje

– sluneční energie- větrná energie- vodní energie- spalování biomasy

Jaderná energie-návrat ke klasickým ( a rychlým) štěpným reaktorům (problémy - bezpečnost, skladování vyhořelého paliva)

-termojaderné slučování

Lehká jádra (isotopy vodíku)

Proton

Proton+

Neutron(mořská voda)

Proton+

dva neutrony(nestabilní izotop,

poločas rozpadu ~12 let)

Ekin ~ 20 keVT~ 200 mil. K

α částice – 3.5 MeV(ohřev paliva)

neutron – 14.1 MeV(energie využitelná na výrobu elektřiny)

deuteron

triton

Možné řešení energetického problému

Exotermní reakce! – produkty reakce mají 1000x větší kinetickou energii než vstupní palivo

Původ kinetické energie produktů fúze

Hmotnost produktů je menší než hmotnost částic do reakce vstupujících:

Ekin = mc2

m = 0.013 amu E~2.10-12 J

K tomu, abychom získali z jednoho krychlového metru paliva výkon 1 MW, je třeba uskutečnit v tomto objemu za jednu vteřinu

~ 5.1017 slučovacích reakcí

Slunce

Reaktor

Možné kombinace paliva-Deuterium-Tritium(nejpravděpodobnější)

-Deuterium-Helium 3(je na Měsíci)

- Deuterium-Deuterium

- Proton-Proton(probíhá na Slunci)

Koncept termojaderné elektrárny – rok 2050

Výkon 1-2 GWSpotřeba paliva ~ 1 t D+T/rokOdhadovaná cena 10 miliard Euro

Produkuje minimální množství radioaktivního odpadu.

Výroba tritia v reaktorun + Lithium = tritium + helium

Ekologické aspekty – Zbytková radioaktivita

ITER (2004)

ITERUhelná elektrárna

Uranový odpad

Uranová ruda

Materiál z jaderné elektrárny

Rela

tivně

krá

tký

polo

čas

rozp

adu

Podmínka hoření termojaderné reakce

VnTxP 237 )(105.1

Výkon alfa-částic předávaný palivu o objemu V (aprox. pro T =5 - 20 keV)

EELoss

nTVWP

3

Celkové ztráty (tepelná vodivost,Záření, …)

LossPP

eVsmnT E321105

Lawsonovo kriterium

Při tak vysokých teplotách je palivo ve stavu, který se nazývá plazma

Rychlost jader musí být větší než 20 tisíc km/s!Za normální (pokojové) teploty se jádra (atomy) pohybují pouze rychlostí 1 km/s

abychom jádra paliva urychlili na požadovanou rychlost, je třeba ohřát směs deuteria a tritia na teplotu 200 milionů stupňů !!!!!

Základní předpoklad pro slučování jader deuteria a tritia

PLAZMA ve Vesmíru a na Zemi>

99%

ves

mír

u je

v p

lazm

atic

kém

sta

vu

Inerciální a magnetické udržení plazmatuT> 200 mil. K n τ > 1020 m-3 s

• Systémy s inerciálním udržením plazmatu - mikro-výbuchy

n > 1026 m-3 (extrémní hustota plazmatu, komprese)

τ > 10-6 s (dáno rychlostí expanze)

Výkonové lasery • Systémy s kvasistacionárním udržením plazmatu v

magnetické nádobě

n > 1020 m-3 (<< než koncentrace plynu za atmosférického tlaku)

τ > 1 s (dáno tepelnou vodivostí plazmatu a velikostí nádoby)

Tokamaky

miniaturní H-bomba

Klíčový parametr pro zapálení termojaderné reakceHustota plazmatu Doba udržení jeho tepelné energie

n τ > 1020 m-3 s Lawsonovo kriterium

τ > miliardy let

τ > 1- 10 sec

τ > 1 mikrosekunda

Princip tokamaku

• Tokamak, zkratka z ruských slov:toroidalnaya kamera, s magnitnami katushkami

znamená “toroidální komora” s “magnetickými cívkami”

• Navržen: Andrei Sacharov a Igor Tamm

(oba Nobelova cena)

v ústavu I.V. Kurchatova v Moskvě 1950

• Tokamak se skládá:— velký transformátor

— cívky pro vytváření magnetických siločar ve tvaru kružnice

— prstenec plasmatu, kterým protéká velký elektrický proud

Nutná podmínka pro vytvoření stabilního prstence plazmatu

Toroidální mag. pole

Poloidální mag. pole

Spirálové siločáry mag. pole

Cívky toroidálního magnetického pole

Tokamak - princip činnosti

Prstenec horkého plazmatu (200 milionů stupňů)

Udržován magnetickým polemtoroidálního solenoidu

Elektrický proud prstencemje vytvářen induktivně - sekundární vinutí transformátoru

Prstenec plazmatu je ohřívánprůchodem elektrického proudu

Jádro transfornítoru

Prstenec plazmatu

Cívky toroidálního magnetického pole

Tokamak - základní princip

Co musíme vyřešit pro dosažení kvalitního výbojového režimu v tokamaku

•Rovnováha a tvar průřezu sloupce plazmatu

•Stabilita prstence

•Udržení plazmatu

•Ohřev plazmatu

•Interakce plazma – stěna

•……….

•… Fyzikální a technologické problémy:

Obrovský teplotní gradient 200 000 000o/m (zřejmě největší v celém vesmíru!)

Obrovská tepelná a neutronová zátěž vnitřní stěny reaktoru!

Ohmický ohřev v tokamacích

Toroidální sloupec plazmatu – sekundární zavit transformátoru(pistolová pájka) - Plazma má konečnou vodivost.

2/3 eplazmaplasmaplazmaOH TIRIP

S rostoucí teplotou ohmický příkon klesá:• účinný pouze do teplot ~ 1-2 keV (~10 – 20 milionů stupňů) • na velkých tokamacích a v reaktoru je ohmický ohřev

zanedbatelný (několik procent)

Jak dosáhnout ultravysokých teplot?

Vstřik svazku neutrálních atomů

Ohmický ohřev průchodem proudu

Ohřev elektro- magnetickou vlnou

Reaktor: Ohřev nabitýmiprodukty jaderných reakcí

(jádra Helia)

Ohřev plazmatu v tokamacích

Základní metoda ohřevu:Ohmický ohřev (OH) – plazma má konečnou vodivost

a tudíž se ohřívá průchodem prouduOhřev a-částicemi - plazma se ohřívá nabitými produkty

jaderného slučování (reaktor) Dodatečný ohřev:Svazky neutrálních atomů (NBI) – (H, D, T) se vstřikují do plazmatu a předávají svou kinetickou energii iontům plazmatu

Elektromagnetické vlny – se vstřikují do plazmatu speciálními anténními systémy. Frekvence vlny se vybírá tak, aby byla v rezonanci s vlastními frekvencemi plazmatu:

ECRH – elektronová cyklotroní frekvence (20-200 GHz)ICRH - iontový cyklotroní frekvence (20- 200 MHz)LH - hybridní frekvence (1-10 GHz)

Celková energie W &

Celkový počet částic N

Ohřev P

Zdroj částicrecycling, fuelling, …

Plazma držené magnetickým polem (globální bilance schematicky)

Ztráty nabitých částicdifúze, …

Ztráty Energie tepelná vodivost, vyzařování,…

Detailní popis energetických ztrát je komplikovaný!

Globalní doba udržení energie

Eτ

WP

dt

dW

W - Celková kinetická energie v plazmatuP - Výkon ohřevu

Energie E~ a2/ , podobně Částice p~ a2/D

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

1 6 11 16 21 26 31

Time [s]

En

erg

y W

/Wo

)/exp( Et

HEATING ON

E0 PτW

Nezaměňovat s dobou výboje!!

Avšak!!!!• Korficienty difúze D a tepelné vodivosti

jsou ve skutečnosti 100-1000 x větší než se očekávalo na počátku tokamakového výzkumu

• Částice a teplo se transportují napříč magnetickým polem nikoli klasicky (srážky částic), nýbrž důsledkem turbulence plasmatu!

• Koeficienty D a tepelné vodivosti jsou úměrné velikosti turbulentních polí.

• Turbulence existuje ve všech tokamacích (přebytek energie v omezeném objemu!!!

ŘEŠENÍ: maximalizace E~ a2/ • Zvětšit rozměry tokamaku• Snížit úroveň turbulence plazmatu

Tokamaky v provozuEURATOM JETNěmecko ASDEX U, TEXTOR 94, (W-7X)Francie TORE – SUPRAAnglie MAST, COMPASS-DItálie FT-U, RFXŠpanělsko TJ-IIŠvýcarsko TCVČeská rep. CASTORPortugalsko ISTTOKUSA D IIID, ALCATOR CJaponsko JT- 60, LHD, + 4 dalšíRusko T-10, TUMAN 3, FT-2Čína HT-6, + ….5 dalšíchBrazilie, Indie, Korea, Egypt, Irán, Libye

~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole

Proud plazmatem I < 7 MA

Toroidální pole B < 3.45 T

Doba pulsu t>30 s

JET Joint European Torus

Největší fungující tokamak na světě

Stavba zahájena 1975Zakončeno 1983Provoz (alespoň) do 2010

6 m

JET pohled do výbojové komoryV roce 1997 produkoval špičkově termojadernou energii o výkonu 16.1 MWPoměr fúzního a dodávaného výkonu Qtot= 0.940.17 .

Rekordní parametry Dosaženy na dvou tokamacích, TFTR (USA) a JET (EURATOM),které doposud jako jediné pracovaly se skutečnou palivovou směsí D-T

Ohřev - částicemi představuje již 15% z celkového příkonu potřebného k ohřevu plazmatu!

Antény pro dodatečný ohřevJET

DIVEROR

Iontový cyklotronní ohřev

Dolně hybridní vlna

Komora tokamaku se během provozu postupně aktivuje neutronovým tokem a triciem ve stěnách

Robot pro opravy poškozených dílůuvnitř komorytokamaku JET

Energetická doba života-škálování s inženýrskými parametry

37.75.15.01 OpE aRPI

Udržení se zlepšuje se zvětšováním rozměrů a růstem prouduUdržení se zhoršuje s růstem příkonu dodatečného ohřevu

Extrémě důležité pro konstrukci budoucích tokamaků (ITER, DEMO) a nakonec i reaktoru!!!!

Interakce plazmatu se stěnou komoryUdržení plazmatu v tokamacích není ideální!! Tepelné ztráty (cca 1 až 10 MW-m2) je nezbytně nutné kontrolovaně uchladit.

Chlazení – tak aby T< 1200o

Vhodné materiály – grafit, CFC, Berilium, Wolfram

Vhodná magnetická konfigurace magnetického pole na okraji – nutno omezit průnik atomů materiálu stěn (rozprašování) do plazmatu

Dva způsoby magnetické konfigurace:LIMITER – clona v jednom poloidálním řezu nebo po obvodu toruDIVERTOR – oblast na spodní části toru, která odvádí energii

pomocí speciální konfigurace magnetického pole.

Poloidální limiter – clona, která odděluje horké plazma od stěny

Používán v tokamacích první generaceVýhoda – jednoduchá konstrukceProblém – tepelná energie plazmatu dopadá na relativně malou plochu, potíže s chlazením

Poslední uzavřený magnetický povrch definovánLIMITERem

Tokamak s toroidalním limiterem

TORE SUPRA, CEA Cadarache, Francie

Toroidální limiter zhotovený z uhlíkových kompozitů (CFC)Složený z několika stovek "prstů", každý z nich je individuálně chlazený

Limiter ohřátý na teplotuvyšší než 1000o

Tokamak s toroidálním limiteremTORE-SUPRA, Francie

Interakce plazmatu se stěnou komoryDivertor

V moderních tokamacích • oblast na spodní části toru, • která odvádí energii pomocí

speciální konfigurace magnetického pole.

• zhotoven z těžko tavitelných materiálů (grafit, wolfram,..)

• Dokonalé chlazení

Magnetická konfigurace tokamaku s divertorem

Moderní koncepce

Separatrix

X-point

Scrape-offlayer

Divertorplates

Interakce plazmatu se stěnou – Divertormoderní koncepce

ASDEX-Upgrade, Německo magnetický povrch

Alternativní koncepce udržení plazmatuSférický tokamak START, Anglie

Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru

Stellarator W-7X bude dokončen 2010 v Greisfwaldu (SNR)

Spirálovost magnetických siločar lze dosáhnout i bez induktivně buzeného proudu:• Dodatečná vinutí• 3D konfigurace cívek pro toroidální magnetické poleNevýhoda: extrémně náročné náročné na přesnost konstrukce Výhoda: stacionární provoz reaktoru zaručen!

Complex shape, high accuracy

good insulation; paschen proof

void-free casted casings

high overall quality also in classical technologies

Large structure with many openings

3-D shapeComplex weldedStructure withoutdistortionHigh heat fluxes

Compound material

High accuracy in machining

Wendelstein 7-X

CriticalPositioningNo weldingdistortions

key parametersmajor radius: 5.5 mminor radius: 0.53 mnon-planar coils: 50planar coils: 20induction on axis: < 3Theating power 15 - 30 MWpulse length: 30 minenergy turn around: 18 GJ

machine mass: 725 tcold mass: 425 t

Goal: demonstration of principle reactor suitability of the optimised stellarator

Projektovaná délka výboje 30 min, příkon 30 MWvyžaduje dokonalý (avšak velmi komplikovaný systém vodního chlazení

Nezbytné kroky na cestě k fúzní elektrárně

Je nevyhnutelné:• Postavit velký tokamak (~3x větší než JET);• Zabezpečit kvazikontinuální provoz (500 – 1000 s);• Dosáhnout fúzní výkon alespoň 10 x větší než výkon potřebný k

ohřevu plazmatu .

aby se vyjasnila:• Fyzika plazmatu, v němž dominuje ohřev α částicemi (možné nové

nestability, transportní bariéry, ……);

• Technologie první stěny reaktoru při extrémní tepelné zátěži až 20 MW/ m2 (chlazení, nové materiály, životnost……);

• Technologie blanketu (separace tritia, …..);

Co je to ITER?dříve International Termonuclear Experimental Reactor)nyní ITER je latinsky CESTA (směrem k fúzní elektrárně)

Programový cíl• Prokázat vědecké a technologické využití fúzní energie pro mírové účely, tak aby bylo

možno zkonstruovat elektrárnu v letech 2030-2050.

Technické cíle• Prokázat vysoký energetický zisk (Q = 10) po dobu 400 sek při použití palivové směsi DT• Prokázat energetický zisk (Q = 5) v dlouhých pulsech delších než 1000 sek.• Testovat důležité technologie v reaktorových podmínkách• Testovat jednotlivé komponenty při vysokých neutronových tocích ≥ 0.5 MW/m2 a střední

zátěži (fluence) ≥ 0.3 MWa/m2

• Demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím

Proud plazmatem 15 MAMagnetické pole 5.3 T(supravodivý magnet)Objem plazmatu 840 m3

Fúzní výkon 500 MWDoba hoření >400 s

Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10

International Termonuclear Experimental Reactor ITER

12 m

ITER

Divertor 54 ks výměnných kazet

Centrální Solenoidsupravodič

Cívky Toroidálního mag. pole18 ks, supravodič

Cívky Poloidálního mag. pole6 ks, supravodič

Podpůrná konstrukce

Blanket Modul421 ks

Vakuová nádoba9 sectorů

Cryostat

24 m high x 28 m dia.

Port Plug6 pro ohřev3 pro blanket2 pro dálkovou manipulacizbývající pro diagnostics

Kryogenní pumpy8 ks

Současný stav projektu ITERPartneři• EURATOM, Japonsko (50%) + USA, Rusko, Čína, Korea a Indie ( a 10%) • Cena cca 3,85 miliardy EUR

V současné době• Projekt je hotov• Vytváří se právnická osoba převezme zodpovědnost za projekt na dobu 40 let)• Započetí stavby během 2006 (nejaderná část) , 2008 (experimentální hala)

doba stavby cca 7-8 let (2015), bude v provozu dalších 25 let• Místo stavby vybráno - Cadarache, jižní Francie

Momentálně:• Konstituují se řídící orgány • Probíhá dělba zakázek mezi jednotlivé partnery• Licenční proces ve Francii (do roku 2008)

Plánuje se tzv. Broader approach – rekonstrukce japonského tokamaku, urychlovač pro materiálové testy (IFMIF) – Japonsko – ústupky japonské straně

Evropská koncepce fúzní elektrárny DEMO (model C)

•Produkuje elektrickou energii •vnitřní stěna z wolframu•kvazistacionární provoz•obrovské neutronové toky -velká radiační zátěž•stavba kolem roku 2030

Vyroben v Moskvě1958V provozu v ÚFP Praha od1977Rekonstrukce (nová komora)1985EURATOM1999 - 2006

CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus

Srovnání velkého a malého tokamaku

CASTOR Joint European Torus

Objem plazmatu 0.1 m3 50 m3

Magnetické pole ~ 1.5 Tesla ~ 3.5 Tesla

Proud plazmatem 0.01 MA 5.0 MA

Délka pulzu 0.05 s 30 s

Teplota plazmatu 2 mil K 100 mil K

Roční rozpočet ~ 0.5 MEuro ~ 50 MEuro

Obsluha (fyziků + techniků) ~ 20 ~ 300

Otázka• Může malý experiment jako CASTOR přispívat k termojadernému

výzkumu a soutěžit s velkými experimenty jako JET, ASDEX Upgrade, TORE Supra s multi - milionovým rozpočtem?

Odpověď: ano, ale

• Relevantní program fyzikálního výzkumu • Vyhovující financování, dobrou technickou podporu,…..)• Silná mezinárodní spolupráce (EURATOM)• Těsný kontakt se studenty (diplomové a PhD práce,..)

EURATOM (část Rámcového Programu)

Koordinuje výzkum jaderné fúze v EU • Contract of Association

Koordinuje lokální výzkum – 21 tzv. Asociací

(EU, Švýcarsko, ČR, Maďarsko, Rumunsko, Lotyšsko

Bruselská centrála financuje 20% doložených výdajů

• European Fusion Developement Agreement (EFDA) provozuje JET, koordinuje vývoj nových technologií¨a ITER

• Staff Mobility Agreement

Zabezpečuje výměnu vědců mezi jednotlivými Asociacemi

Celkem 700 milionů EUR v 6 Rámcovém programu,

z toho 200 milionů na ITER

Česká republika – asociovaná do EURATOMu od 1999 - Association EURATOM/IPP.CR

Konsorcium sedmi institucí koordinované Ústavem fyziky plazmatu AV ČR

Fyzikální výzkum Tokamak CASTOR, teorie/modelování, srážové procesy•Ústav fyzikální chemie, AV CR•Matematicko-fyzikální fakulta, UK•Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, ČVUT

Vývoj nových technologií (pro ITER) Cyklotron, ozařování ve štěpném reaktoru, materiálový výzkum•Ústav jaderné fyziky, AV CR•Ústav jaderného výzkumu, a.s. Řež•Ústav aplikované mechaniky a.s, Brno

Celkem - 80 profesionálů a techniků

Fyzikální Program

Vývoj nových diagnostických metodSoft X-Ray spectroscopy

Pokročilé elektrické sondy

Interakce vln s plazmatem Generace rychlých částic

Šíření elektromagnetických vln

VzděláváníDiplomové & PhD práce

Letní škola

Fyzika okrajového plazmatuTurbulence, Elektrická poleInterakce Plazma - stěna

Plazmové stříkání wolframuOzařování Hallových senzorů

ITER blanket ozařování

Svařování vakuové nádoby pro ITER Numerické simulace

Nuclear Data (IFMIF)

Mechanické testy panelů první stěny pro ITER ve spolupráci s průmyslovou sférou

(Škoda Výzkum, Vítkovice)

Ústav fyziky plazmatu, AV ČR

Ústav jaderného výzkumu

Vývoj nových technologií

Ústav jaderné fyziky, AV ČR

Fakulka jaderná a fyzikálně inženýrskáČVUT

Ústav aplikované mechanikyBRNO

* Tokamak velmi moderní konstrukce* Magnetická konfigurace podobná jako na ITERu (10x menší)* Relevantní fyzikální program* Cena cca 400 mil Kč – nabídnut zdarma ÚFPAvšak:nutné další investice (nová budova, nové napájecí zdroje, navýšení počtu pracovníků, …) – první plazma 31.12.2008

COMPASS-D COMPASS-D vv Culham Laboratory, UKCulham Laboratory, UK

COMPASS-D je sice relativně malý tokamak, ale má geometrií (magnetickou konfiguraci) podobnou ITERu

Prů

řez

prst

ence

pla

zmat

u

Závěr• Fyzikové jsou přesvědčeni, že ekonomicky výhodný

a ekologicky přijatelný reaktor na bázi magnetického udržení plazmatu lze vybudovat do 2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60).

• Klíčové rozhodnutí – postavit ITER

• Stávající vědecký, technologický a průmyslový potenciál ČR umožní naše pokračování ve fúzním výzkumu a zapojení do projektu ITER.