1 / 60

Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha

Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha. Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny Tokamak – perspektivní termojaderný reaktor Tokamak JET - rekordní výsledky P rojekt ITER

preston-william
Download Presentation

Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha

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. 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

  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. Rok 2006: • Země má 6 miliard obyvatel • Rok 2060 • Země 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 !!!!

  4. Světové zásoby paliv na bázi uhlovodíků The Association for the Study of Peak Oil&Gas,Sweden (2004)

  5. 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

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

  7. Možné řešení energetického problému 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

  8. Původ kinetické energie produktů fúze Hmotnost produktů je menší než hmotnost částic do reakce vstupujících: Ekin = Dmc2 Dm= 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

  9. Reaktor Slunce • Možné kombinace paliva • Deuterium-Tritium • (nejpravděpodobnější) • Deuterium-Helium 3 • (je na Měsíci) • Deuterium-Deuterium • Proton-Proton • (probíhá na Slunci)

  10. 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

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

  12. Podmínka hoření termojaderné reakce Výkon alfa-částic předávaný palivu o objemu V (aprox. pro T =5 - 20 keV) Celkové ztráty (tepelná vodivost, Záření, …) Lawsonovo kriterium

  13. 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 !!!!!

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

  15. 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

  16. Klíčový parametr pro zapálení termojaderné reakce Hustota plazmatu  Doba udržení jeho tepelné energie n τ> 1020 m-3 sLawsonovo kriterium τ> 1- 10 sec τ> 1 mikrosekunda τ> miliardy let miniaturní H-bomba

  17. 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

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

  19. Tokamak - princip činnosti Prstenec horkého plazmatu (200 milionů stupňů) Udržován magnetickým polem toroidálního solenoidu Elektrický proud prstencem je vytvářen induktivně - sekundární vinutí transformátoru Prstenec plazmatu je ohříván průchodem elektrického proudu Jádro transfornítoru Prstenec plazmatu Cívky toroidálního magnetického pole

  20. Tokamak - základní princip Cívky toroidálního magnetického pole

  21. 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!

  22. 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)

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

  24. 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)

  25. Plazma držené magnetickým polem (globální bilance schematicky) Zdroj částic recycling, fuelling, … Ztráty Energie tepelná vodivost, vyzařování,… Celková energie W & Celkový počet částicN Ztráty nabitých částic difúze, … Ohřev P Detailní popisenergetických ztrát jekomplikovaný!

  26. Globalní doba udržení energie Nezaměňovat s dobou výboje!! W - Celková kinetická energiev plazmatu P- Výkon ohřevu HEATING ON EnergietE~a2/, podobně Částicetp~a2/D

  27. Avšak!!!! • Korficienty difúzeD a tepelné vodivosti jsou ve skutečnosti 100-1000 x větší než se očekávalo na počátku tokamakového výzkumu • Částice a teplo se transportují napříč magnetickýmpolem nikoli klasicky (srážky částic), nýbrž důsledkem turbulenceplasmatu! • Koeficienty D a tepelné vodivostijsou úměrné velikosti turbulentních polí. • Turbulence existuje ve všech tokamacích (přebytek energie v omezeném objemu!!! ŘEŠENÍ: maximalizace tE~a2/ • Zvětšit rozměry tokamaku • Snížit úroveň turbulence plazmatu

  28. Tokamaky v provozu EURATOM JET Německo ASDEX U, TEXTOR 94, (W-7X) Francie TORE – SUPRA Anglie MAST, COMPASS-D Itálie FT-U, RFX Španělsko TJ-II Švýcarsko TCV Česká rep. CASTOR Portugalsko ISTTOK USA D IIID, ALCATOR C Japonsko JT- 60,LHD, + 4 další Rusko T-10, TUMAN 3, FT-2 Čína HT-6, + ….5 dalších Brazilie, Indie, Korea, Egypt, Irán, Libye ~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole

  29. 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

  30. 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 .

  31. Dosaženy na dvou tokamacích, TFTR (USA) a JET (EURATOM), které doposud jako jediné pracovaly se skutečnou palivovou směsí D-T Rekordní parametry Ohřev- částicemi představuje již 15% z celkového příkonu potřebného k ohřevu plazmatu!

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

  33. Komora tokamaku se během provozu postupně aktivuje neutronovým tokem a triciem ve stěnách Robot pro opravy poškozených dílů uvnitř komory tokamaku JET

  34. 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

  35. 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.

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

  37. 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

  38. Tokamak s toroidálním limiterem TORE-SUPRA, Francie

  39. 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

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

  41. Alternativní koncepce udržení plazmatu Sférický tokamak START, Anglie

  42. Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru • Spirálovost magnetických siločar lze dosáhnout i bez induktivně buzeného proudu: • Dodatečná vinutí • 3D konfigurace cívek pro toroidální magnetické pole • Nevýhoda: extrémně náročné náročné na přesnost konstrukce • Výhoda: stacionární provoz reaktoru zaručen! Stellarator W-7X bude dokončen 2010 v Greisfwaldu (SNR)

  43. Wendelstein 7-X High accuracy in machining Large structure with many openings Critical Positioning No welding distortions key parametersmajor radius: 5.5 m minor radius: 0.53 m non-planar coils: 50 planar coils: 20 induction on axis: < 3T heating power 15 - 30 MW pulse length: 30 min energy turn around: 18 GJ machine mass: 725 t cold mass: 425 t 3-D shape Complex welded Structure without distortion Complex shape, high accuracy good insulation; paschen proof void-free casted casings high overall quality also in classical technologies High heat fluxes Compound material Goal: demonstration of principle reactor suitability of the optimised stellarator

  44. Projektovaná délka výboje 30 min, příkon 30 MW • vyžaduje dokonalý (avšak velmi komplikovaný systém vodního chlazení

  45. 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, …..);

  46. 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

  47. 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

  48. 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

  49. Současný stav projektu ITER Partneři • 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

  50. 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

More Related