1 / 49

Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny

Výzkum tokamaků v Čechách a ve světě CASTOR/GOLEM, COMPASS , JET, ITER Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha. Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny Tokamaku – perspektivní termojaderný reaktor Tokamak CASTOR/GOLEM

awen
Download Presentation

Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny

An Image/Link below is provided (as is) to download presentation Download Policy: Content on the Website is provided to you AS IS for your information and personal use and may not be sold / licensed / shared on other websites without getting consent from its author. Content is provided to you AS IS for your information and personal use only. Download presentation by click this link. While downloading, if for some reason you are not able to download a presentation, the publisher may have deleted the file from their server. During download, if you can't get a presentation, the file might be deleted by the publisher.

E N D

Presentation Transcript

  1. Výzkum tokamaků v Čechách a ve světěCASTOR/GOLEM, COMPASS, JET, ITERJan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha • Potřeba nových zdrojů energie • Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny • Tokamaku – perspektivní termojaderný reaktor • Tokamak CASTOR/GOLEM • Tokamak JET - rekordní výsledky • Projekt ITER • Tokamak COMPASS v Praze FJFI, 9.4.2009

  2. Energie v třetím tisíciletí (Trvale udržitelný) rozvoj civilizace vyžaduje především výrobu dostatečně velkého množství energie. V současné době je světová energetická bilance napjatá a zdroje jsou navíc rozděleny nerovnoměrně 20 % populace spotřebovává 80% světové produkce To se určitě změní (Čína, Indie, Latinská Amerika, Afrika) Spotřeba energie tedy v budoucnu určitě poroste – co však ZDROJE?

  3. 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

  4. Lehká jádra (isotopy vodíku) Proton + Neutron (mořská voda) Proton + dva neutrony (nestabilní izotop, poločas rozpadu ~12 let) Proton

  5. α částice – 3.5 MeV (ohřev paliva) deuteron Ekin ~ 20 keV T~ 200 mil. K triton neutron – 14.1 MeV (energie využitelná na výrobu elektřiny) Exotermní reakce! – produkty reakce mají 1000x větší kinetickou energii než vstupní palivo

  6. Koncept termojaderné elektrárny – rok 2050 Výkon 1-2 GW Spotřeba paliva ~ 1 t D+T/rok Odhadovaná cena 10 miliard Euro Produkuje minimální množství radioaktivního odpadu. Výroba tritia v reaktoru n + Lithium = tritium + helium

  7. Ekologické aspekty – Zbytková radioaktivita Materiál z jaderné elektrárny Uranová ruda Relativně krátký poločas rozpadu Uranový odpad Uhelná elektrárna ITER ITER (2004)

  8. Základní předpoklad pro slučování jader deuteria a tritia 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/sabychom jádra paliva urychlili na požadovanou rychlost, je třeba ohřát směs deuteria a tritia na teplotu 200 milionů stupňů !!!!!

  9. PLAZMA ve Vesmíru a na Zemi > 99% vesmíru je v plazmatickém stavu

  10. Lawsonovo kriteriumT> 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

  11. Princip tokamaku • Tokamak, zkratka z ruských slov: toroidalnaya kamera, s magnitnami katushkami znamená “toroidálníkomora” s “magnetickýmicívkami” • Navržen: Andrei Sacharov a Igor Tamm (oba Nobelovacena) v ústavuI.V. Kurchatovav Moskvě 1950 • Tokamak se skládá:— velký transformátor — cívky pro vytváření magnetických siločar ve tvaru kružnice — prstenec plasmatu, kterým protéká velký elektrický proud

  12. CASTOR tokamak Major radius 40 cm Minor radius 8,5 cm Toroidal magnetic field < 1,5 T Plasma current 5 - 20 kA Pulse length < 50 ms Features: Small tokamak Small ripple (24 TF coils) Routine operation (100 shots/day) Flexible (a good plasma already 1 day after opening)

  13. GOLEM (June 3, 2008) The CASTOR tokamak is nowlocated at the Faculty of Nuclear Physics and Physical Engeneering(Czech Technical University in Prague)located in the proximity of jewish cemetery and baptized as GOLEM. The word golem is used in the Bible to refer to an embryonic or incomplete substance: Psalm 139:16 uses the word גלמי, meaning my unshaped form. The Mishnah uses the term for an uncultivated person. Similarly, golems are often used today in metaphor as entities serving man under controlled conditions but hostile to him in others. see more at http://en.wikipedia.org/wiki/Golem

  14. Toroidální elektrické pole y – magnetický tok procházející prstencem "Napětí na závit" Uloop = Etor*2pR se měří smyčkou umístěnou podél prstence Toroidalní electrické poleurychluje nabité částice v toroidálním směru a generuje proud prstencem plazmatu

  15. Časový vývoj výboje na tokamakCASTOR Vessel is filled by working gas Toroidal mag. field Bt Loop voltage Uloop Plasma current Ip Plasma density ne 0 40 20 -20 Time [ms]

  16. Počáteční fáze výboje na tokamaku CASTOR/GOLEM Loop voltage [V] Uloop Toroidal current [kA] I_plasma+ I_vessel Plasma density ne[1019 m-3] 4 0 2 6 Time [ms] I_vessel = I_plasma – Uloop/Rvessel

  17. Co musíme vyřešit pro dosažení kvalitního výbojového režimu v tokamaku • Rovnováha prstence plazmatu • Stabilita prstence • Udržení plazmatu • Ohřev plazmatu • Interakce plazma – stěna • ………. • … 

  18. Nutná podmínka pro vytvoření stabilního prstence plazmatu Toroidální mag. pole Poloidální mag. pole Spirálové siločáry mag. pole

  19. Spirálová magnetická siločára v tokamaku • Superpozice: • toroidální magnetické pole • magnetické pole vytvářené elektrickým proudem v plazmatu

  20. Maximální proud plazmatem - Safety factor q Stabilita plazmatu vyžaduje aby bezpečnostní faktor splňoval podmínku q(a)MIN > 3 => Rozměry tokamaku a velikosttoroidálního magnetického poleurčujemaximálníproud,který se může v tokamaku vytvořit: CASTOR a = 0.085 m, R = 0.40 m, Bt = 1.0 T => IpMax ~ 0.033 MA JET a = 1.250 m, R = 2.96 m, Bt = 3.45 T => IpMax ~ 3.2 MA

  21. Rovnovážná pozice prstence plazmatu Prstenec s electrickým proudemJp expanduje ve směru velkého poloměru R Dva důvody: Amperovasíla (expansion of the current loop) Kinetický tlak plazmatu Růst R se kompenzuje radialní silou Fradial = Jplasma x Bvertical kdeBzjevnější vertikální mag. pole

  22. Bz Bz Jak vytvořit vertikální mag. pole v tokamaku? Vertikální mag. pole se generuječtyřmi závitys definovaným směrem proudu (kvadrupol)

  23. Ohmický ohřev v tokamacích Toroidální sloupec plazmatu – sekundární zavit transformátoru (pistolová pájka) - Plazma má konečnou vodivost. • 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)

  24. Jak dosáhnout ultravysokých teplot? Reaktor: Ohřev nabitými produkty jaderných reakcí (jádra Helia) Ohřev elektro- magnetickou vlnou Ohmický ohřev průchodem proudu Vstřik svazku neutrálních atomů

  25. Ohřev plazmatu v tokamacích Základní metoda ohřevu: Ohmický ohřev (OH)–plazma má konečnou vodivost a tudíž se ohřívá průchodem proudu Ohřev 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)

  26. Tokamaky v provozu EURATOM JET Německo ASDEX U, TEXTOR 94, (W-7X) Francie TORE – SUPRA Anglie MAST Itálie FT-U, RFX Španělsko TJ-II Švýcarsko TCV Česká rep. CASTOR (GOLEM), COMPASS Portugalsko ISTTOK USA D IIID, ALCATOR C Japonsko JT- 60,LHD, + 4 další Rusko T-10, TUMAN 3, FT-2, GLOBUS Čína EAST, HT-7, + ….5 dalších J Korea KSTAR + Brazilie, Kanada, Indie, Irán ~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole

  27. JETJoint European TorusNejvětší fungující tokamak na světě 6 m Stavba zahájena 1975 Zakončeno 1983 Provoz (alespoň) do 2010 Proud plazmatemI< 7 MA Toroidální pole B< 3.45 T Doba pulsut>30 s

  28. JET pohled do výbojové komory V roce 1997 produkoval špičkově termojadernou energii o výkonu 16.1 MW Poměr fúzního a dodávaného výkonu Qtot= 0.940.17 .

  29. Antény pro dodatečný ohřevJET Dolně hybridní vlna Iontový cyklotronní ohřev DIVEROR

  30. Interakce plazmatu se stěnou komory Udržení 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 toru DIVERTOR – oblast na spodní části toru, která odvádí energii pomocí speciální konfigurace magnetického pole.

  31. Poslední uzavřený magnetický povrch definován LIMITERem Poloidální limiter – clona, která odděluje horké plazma od stěny (CASTOR/GOLEM) Používán v tokamacích první generace Výhoda – jednoduchá konstrukce Problém – tepelná energie plazmatu dopadá na relativně malou plochu, potíže s chlazením

  32. Limiter ohřátý na teplotu vyšší než 1000o 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

  33. Tokamak s toroidálním limiterem TORE-SUPRA, Francie

  34. Interakce plazmatu se stěnou komoryDivertor Magnetická konfigurace tokamaku s divertorem Separatrix • 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 Scrape-off layer X-point Divertor plates Moderní koncepce

  35. Interakce plazmatu se stěnou – Divertor moderní koncepce ASDEX-Upgrade, Německo magnetický povrch

  36. Globální udržení energie v tokamacích Energetická bilance tEEnergetická doba života !! charakterizuje ztráty nergie W celková kinetická energie v prstenci plazmatu W ~ hustota x teplota plazmatu ohřev ztráty energie tE = W/ P

  37. Zlepšené udržení energie v tokamaku sdivertorem H mod Poprvé pozorován na tokamaku ASDEX, F. Wagner 1981 H-mód JET Redukce radiálního transportu tepla vytvořením transportní bariéry na okraji prstence plazmatu Doba udržen tE = Wplasma/Pinputvzrůstá 2x

  38. Energetická doba života-škálování s inženýrskými parametry Extrémě důležité pro konstrukci budoucích tokamaků (ITER, DEMO) a nakonec i reaktoru!!!! Udržení se zlepšuje se zvětšováním rozměrů a růstem proudu Udržení se zhoršuje s růstem příkonu dodatečného ohřevu

  39. 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, …..);

  40. 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. • Testovatdůležité technologiev reaktorových podmínkách • Testovatjednotlivé komponenty při vysokých neutronovýchtocích ≥ 0.5 MW/m2 a střední zátěži (fluence) ≥ 0.3 MWa/m2 • Demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím

  41. International Termonuclear Experimental Reactor ITER Proud plazmatem15 MA Magnetické pole 5.3 T (supravodivý magnet) Objem plazmatu 840 m3 Fúzní výkon500MW Doba hoření>400 s Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10 12 m

  42. ITER Centrální Solenoid supravodič Blanket Modul 421 ks Vakuovánádoba 9 sectorů Cryostat 24 m high x 28 m dia. Cívky Toroidálního mag. pole 18 ks, supravodič Port Plug 6 pro ohřev 3 pro blanket 2 pro dálkovou manipulaci zbývající pro diagnostics Cívky Poloidálního mag. pole 6 ks, supravodič Kryogenní pumpy 8 ks Podpůrná konstrukce Divertor54 ks výměnných kazet

  43. Současný stav projektu ITER Partneři • EURATOM, Japonsko (50%) + USA, Rusko, Čína, J. Korea a Indie ( a 10%) • Cena cca 5 miliard EUR V současné době • Projekt je hotov • Vytvořena právnická osoba (převezme zodpovědnost za projekt na dobu 40 let) • Započetí stavby během 2008 (nejaderná část) , 2009? (experimentální hala) doba stavby cca 9 let (2018), bude v provozu dalších 25 let • Místo stavby - Cadarache, (blízko Marseille) Momentálně: • Vytvořeny řídící orgány • Probíhá dělba zakázek mezi jednotlivé partnery • Licenční proces ve Francii (do roku 2009) Plánuje se tzv. Broader approach – rekonstrukce japonského tokamaku, urychlovač pro materiálové testy (IFMIF), Supercomputer – v Japonsku, Evropa přispívá finančně

  44. COMPASS-D vCulham Laboratory, UK * 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 9.12.2008

  45. COMPASS-D je sice relativně malý tokamak, ale má geometrií (magnetickou konfiguraci) podobnou ITERu Průřez prstence plazmatu

  46. COMPASS v nové experimentální hale Kabely pro poloidální pole Vakuový stojan COMPASS

  47. Typický (t.j. nejlepší) výstřel na COMPASS Hustota ~ 1.5*1019m-3, Proud plazmatem ~ 120 kA

  48. 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.

More Related