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.