Fyzika%20plazmatu%20a%20termojadern

1
Fyzika plazmatu a termojaderné slucování Jan
Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV CR, Praha

• Potreba nových zdroju energie
• Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny
• Tokamak perspektivní termojaderný reaktor
• Tokamak JET - rekordní výsledky
• Projekt ITER
• Ceský podíl na výzkumu jaderné fuze EURATOM

Jihoceská univerzita, 6.12.2006
2
Energie v tretím tisíciletí
(Trvale udržitelný) rozvoj civilizace vyžaduje
predevším výrobu dostatecne velkého množství
energie. V soucasné dobe je svetová energetická
bilance napjatá a zdroje jsou navíc rozdeleny
nerovnomerne 20 populace spotrebovává 80
svetové produkce To se urcite zmení (Cína, Indie,
Latinská Amerika, Afrika) Spotreba energie tedy
v budoucnu urcite poroste co však ZDROJE?
3

• Rok 2006
• Zeme má 6 miliard obyvatel
• Rok 2060
• Zeme bude mít 9 miliard obyvatel
• Více obyvatel ? Více energie
• Navíc se rychle rozvíjejí státy jako Cína, Indie,
  Latinská Amerika ??
• v roce 2060 se svetová potreba energie
  zdvojnásobí !!!!

4
Svetové zásoby paliv na bázi uhlovodíku
The Association for the Study of Peak OilGas,
Sweden (2004)
5

• Pro rešení energetického problému je nutno
• ŠETRIT
• efektivne využíval klasická paliv
• hledat nové zdroje energie
• Fosilní paliva (uhlí, prírodní plyn) produkce
  CO2?
• Obnovitelné zdroje
• slunecní energie
• - vetrná energie
• - vodní energie
• - spalování biomasy
• Jaderná energie
• -návrat ke klasickým ( a rychlým) štepným
  reaktorum
• (problémy - bezpecnost, skladování vyhorelého
  paliva)
• -termojaderné slucování

6
Lehká jádra (isotopy vodíku)
Proton Neutron (morská voda)
Proton dva neutrony (nestabilní izotop,
polocas rozpadu 12 let)
Proton
7
Možné rešení energetického problému
a cástice 3.5 MeV (ohrev paliva)
deuteron
Ekin 20 keV T 200 mil. K
triton
neutron 14.1 MeV (energie využitelná na výrobu
elektriny)
Exotermní reakce! produkty reakce mají 1000x
vetší kinetickou energii než vstupní palivo
8
Puvod kinetické energie produktu fúze
Hmotnost produktu je menší než hmotnost cástic
do reakce vstupujících Ekin Dmc2
Dm 0.013 amu E2.10-12 J
K tomu, abychom získali z jednoho krychlového
metru paliva výkon 1 MW, je treba uskutecnit v
tomto objemu za jednu vterinu 5.1017
slucovacích reakcí
9

• Možné kombinace paliva
• Deuterium-Tritium
• (nejpravdepodobnejší)
• Deuterium-Helium 3
• (je na Mesíci)
• Deuterium-Deuterium
• Proton-Proton
• (probíhá na Slunci)

10
Koncept termojaderné elektrárny rok 2050
Výkon 1-2 GW Spotreba paliva 1 t
DT/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
Relativne krátký polocas rozpadu
Uranový odpad
Uhelná elektrárna
ITER
ITER (2004)
12
Podmínka horení termojaderné reakce
Výkon alfa-cástic predávaný palivu o objemu V
(aprox. pro T 5 - 20 keV)
Celkové ztráty (tepelná vodivost, Zárení, )
Lawsonovo kriterium
13
Pri tak vysokých teplotách je palivo ve stavu,
který se nazývá plazma
Základní predpoklad pro slucování jader deuteria
a tritia
Rychlost jader musí být vetší 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 treba ohrát smes
deuteria a tritia na teplotu 200 milionu stupnu
!!!!!
14
PLAZMA ve Vesmíru a na Zemi
gt 99 vesmíru je v plazmatickém stavu
15
Inerciální a magnetické udržení plazmatuTgt 200
mil. K n ? t gt 1020 m-3 s

• Systémy s inerciálním udržením plazmatu -
  mikro-výbuchy
• n gt 1026 m-3 (extrémní hustota plazmatu,
  komprese)
• t gt 10-6 s (dáno rychlostí expanze)
• Výkonové lasery
• Systémy s kvasistacionárním udržením plazmatu v
  magnetické nádobe
• n gt 1020 m-3 (ltlt než koncentrace plynu za
  atmosférického tlaku)
• t gt 1 s (dáno tepelnou vodivostí plazmatu a
  velikostí nádoby)
• Tokamaky

16
Klícový parametr pro zapálení termojaderné
reakce Hustota plazmatu ? Doba udržení jeho
tepelné energie n ? t gt 1020 m-3 s Lawsonovo
kriterium
t gt 1- 10 sec
t gt 1 mikrosekunda
t gt miliardy let
miniaturní H-bomba
17
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 Moskve 1950

• Tokamak se skládá velký transformátor
• cívky pro vytvárení magnetických silocar ve
  tvaru kružnice
• prstenec plasmatu, kterým protéká velký
  elektrický proud

18
Nutná podmínka pro vytvorení stabilního prstence
plazmatu
Toroidální mag. pole
Poloidální mag. pole
Spirálové silocáry mag. pole
19
Tokamak - princip cinnosti
Prstenec horkého plazmatu (200
milionu stupnu) Udržován magnetickým
polem toroidálního solenoidu Elektrický proud
prstencem je vytváren induktivne - sekundární
vinutí transformátoru Prstenec plazmatu je
ohríván pruchodem elektrického proudu
Jádro transfornítoru
Prstenec plazmatu
Cívky toroidálního magnetického pole
20
Tokamak - základní princip
Cívky toroidálního magnetického pole
21
Co musíme vyrešit pro dosažení kvalitního
výbojového režimu v tokamaku

• Rovnováha a tvar prurezu sloupce plazmatu
• Stabilita prstence
• Udržení plazmatu
• Ohrev plazmatu
• Interakce plazma stena
• .
• ? ?
• Fyzikální a technologické problémy
• Obrovský teplotní gradient 200 000 000o/m (zrejme
  nejvetší v celém vesmíru!)
• Obrovská tepelná a neutronová zátež vnitrní steny
  reaktoru!

22
Ohmický ohrev v tokamacích
Toroidální sloupec plazmatu sekundární zavit
transformátoru (pistolová pájka) - Plazma má
konecnou vodivost.

• S rostoucí teplotou ohmický príkon klesá
• úcinný pouze do teplot 1-2 keV (10 20
  milionu stupnu)
• na velkých tokamacích a v reaktoru je ohmický
  ohrev zanedbatelný (nekolik procent)

23
Jak dosáhnout ultravysokých teplot?
Reaktor Ohrev nabitými produkty jaderných reakcí
(jádra Helia)
Ohrev elektro- magnetickou vlnou
Ohmický ohrev pruchodem proudu
Vstrik svazku neutrálních atomu
24
Ohrev plazmatu v tokamacích
Základní metoda ohrevu Ohmický ohrev (OH)
plazma má konecnou vodivost a tudíž se ohrívá
pruchodem proudu Ohrev a-cásticemi - plazma se
ohrívá nabitými produkty jaderného slucování
(reaktor) Dodatecný ohrev Svazky neutrálních
atomu (NBI) (H, D, T) se vstrikují do plazmatu
a predávají svou kinetickou energii iontum
plazmatu Elektromagnetické vlny se vstrikují
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 cástic recycling, fuelling,
Ztráty Energie tepelná vodivost, vyzarování,
Celková energie W Celkový pocet cástic N
Ztráty nabitých cástic difúze,
Ohrev P
Detailní popis energetických ztrát je
komplikovaný!
26
Globalní doba udržení energie
Nezamenovat s dobou výboje!!
W - Celková kinetická energie v plazmatu P -
Výkon ohrevu
HEATING ON
Energie tE a2/? , podobne Cástice tp a2/D
27
Avšak!!!!

• Korficienty difúze D a tepelné vodivosti ?
• jsou ve skutecnosti 100-1000 x vetší než se
  ocekávalo na pocátku tokamakového výzkumu
• Cástice a teplo se transportují napríc
  magnetickým polem nikoli klasicky (srážky
  cástic), nýbrž dusledkem turbulence plasmatu!
• Koeficienty D a tepelné vodivosti ? jsou úmerné
  velikosti turbulentních polí.
• Turbulence existuje ve všech tokamacích (prebytek
  energie v omezeném objemu!!!
• REŠENÍ maximalizace tE a2/?
• Zvetšit rozmery tokamaku
• Snížit úroven turbulence plazmatu

28
Tokamaky v provozu
EURATOM JET Nemecko ASDEX U, TEXTOR 94,
(W-7X) Francie TORE SUPRA Anglie MAST,
COMPASS-D Itálie FT-U, RFX Španelsko
TJ-II Švýcarsko TCV Ceská rep.
CASTOR Portugalsko ISTTOK USA D IIID,
ALCATOR C Japonsko JT- 60, LHD, 4
další Rusko T-10, TUMAN 3, FT-2 Cína HT-6,
.5 dalších Brazilie, Indie, Korea, Egypt,
Irán, Libye 35 experimentu s toroidální
konfigurací magnetického pole
29
JET Joint European TorusNejvetší fungující
tokamak na svete
6 m
Stavba zahájena 1975 Zakonceno 1983 Provoz
(alespon) do 2010
Proud plazmatem I lt 7 MA Toroidální pole
B lt 3.45 T Doba pulsu tgt30 s
30
JET pohled do výbojové komory
V roce 1997 produkoval špickove termojadernou
energii o výkonu 16.1 MW Pomer fúzního a
dodávaného výkonu Qtot 0.94?0.17 .
31
Rekordní parametry
Dosaženy na dvou tokamacích, TFTR (USA) a JET
(EURATOM), které doposud jako jediné pracovaly
se skutecnou palivovou smesí D-T
Ohrev ?- cásticemi predstavuje již 15 z
celkového príkonu potrebného k ohrevu plazmatu!
32
Antény pro dodatecný ohrevJET
Dolne hybridní vlna
Iontový cyklotronní ohrev
DIVEROR
33
Komora tokamaku se behem provozu postupne
aktivuje neutronovým tokem a triciem ve stenách
Robot pro opravy poškozených dílu uvnitr
komory tokamaku JET
34
Energetická doba života-škálování s inženýrskými
parametry
Extréme duležité pro konstrukci budoucích
tokamaku (ITER, DEMO) a nakonec i reaktoru!!!!
Udržení se zlepšuje se zvetšováním rozmeru a
rustem proudu Udržení se zhoršuje s rustem
príkonu dodatecného ohrevu
35
Interakce plazmatu se stenou komory
Udržení plazmatu v tokamacích není ideální!!
Tepelné ztráty (cca 1 až 10 MW-m2) je nezbytne
nutné kontrolovane uchladit. Chlazení tak aby
Tlt 1200o Vhodné materiály grafit, CFC,
Berilium, Wolfram Vhodná magnetická konfigurace
magnetického pole na okraji nutno omezit
prunik atomu materiálu sten (rozprašování) do
plazmatu Dva zpusoby magnetické
konfigurace LIMITER clona v jednom poloidálním
rezu nebo po obvodu toru DIVERTOR oblast na
spodní cásti toru, která odvádí energii pomocí
speciální konfigurace magnetického pole.
36
Poslední uzavrený magnetický povrch
definován LIMITERem
Poloidální limiter clona, která oddeluje horké
plazma od steny Používán v tokamacích první
generace Výhoda jednoduchá konstrukce Problém
tepelná energie plazmatu dopadá na relativne
malou plochu, potíže s chlazením
37
Tokamak s toroidalním limiterem
TORE SUPRA, CEA Cadarache, Francie
Toroidální limiter zhotovený z uhlíkových
kompozitu (CFC) Složený z nekolika stovek
"prstu", každý z nich je individuálne chlazený
38
Tokamak s toroidálním limiterem TORE-SUPRA,
Francie
39
Interakce plazmatu se stenou komoryDivertor
Magnetická konfigurace tokamaku s divertorem
Separatrix

• V moderních tokamacích
• oblast na spodní cásti toru,
• která odvádí energii pomocí
• speciální konfigurace magnetického pole.
• zhotoven z težko tavitelných
• materiálu (grafit, wolfram,..)
• Dokonalé chlazení

Scrape-off layer
X-point
Divertor plates
Moderní koncepce
40
Interakce plazmatu se stenou Divertor moderní
koncepce
ASDEX-Upgrade, Nemecko
magnetický povrch
41
Alternativní koncepce udržení plazmatu
Sférický tokamak START, Anglie
42
Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru

• Spirálovost magnetických silocar lze dosáhnout i
  bez induktivne buzeného proudu
• Dodatecná vinutí
• 3D konfigurace cívek pro toroidální magnetické
  pole
• Nevýhoda extrémne nárocné nárocné na presnost
  konstrukce
• Výhoda stacionární provoz reaktoru zarucen!

Stellarator W-7X bude dokoncen 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 lt 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, príkon 30 MW
• vyžaduje dokonalý (avšak velmi komplikovaný
• systém vodního chlazení

45
Nezbytné kroky na ceste k fúzní elektrárne

• Je nevyhnutelné
• Postavit velký tokamak (3x vetší než JET)
• Zabezpecit kvazikontinuální provoz (500 1000
  s)
• Dosáhnout fúzní výkon alespon 10 x vetší než
  výkon potrebný k ohrevu plazmatu .
• aby se vyjasnila
• Fyzika plazmatu, v nemž dominuje ohrev a
  cásticemi (možné nové nestability, transportní
  bariéry, )
• Technologie první steny reaktoru pri extrémní
  tepelné záteži až 20 MW/ m2 (chlazení, nové
  materiály, životnost)
• Technologie blanketu (separace tritia, ..)

46
Co je to ITER?dríve International
Termonuclear Experimental Reactor)nyní ITER je
latinsky CESTA (smerem k fúzní elektrárne)

• Programový cíl
• Prokázat vedecké a technologické využití fúzní
  energie pro mírové úcely, tak aby bylo možno
  zkonstruovat elektrárnu v letech 2030-2050.
• Technické cíle
• Prokázat vysoký energetický zisk (Q 10) po dobu
  400 sek pri použití palivové smesi DT
• Prokázat energetický zisk (Q 5) v dlouhých
  pulsech delších než 1000 sek.
• Testovat duležité technologie v reaktorových
  podmínkách
• Testovat jednotlivé komponenty pri vysokých
  neutronových tocích  0.5 MW/m2 a strední záteži
  (fluence)  0.3 MWa/m2
• Demonstrovat bezpecnost fúze a její kompatibilitu
  s životním prostredím

47
International Termonuclear Experimental Reactor
ITER
Proud plazmatem 15 MA Magnetické pole 5.3
T (supravodivý magnet) Objem plazmatu 840
m3 Fúzní výkon 500 MW Doba horení gt400
s Fúzní výkon bude 10x vetší než výkon potrebný
k ohrevu plazmatu Q gt 10
12 m
48
ITER
Centrální Solenoid supravodic
Blanket Modul 421 ks

Vakuová nádoba 9 sectoru
Cryostat 24 m high x 28 m dia.
Cívky Toroidálního mag. pole 18 ks, supravodic
Port Plug 6 pro ohrev 3 pro blanket 2 pro
dálkovou manipulaci zbývající pro diagnostics
Cívky Poloidálního mag. pole 6 ks, supravodic
Kryogenní pumpy 8 ks
Podpurná konstrukce
Divertor 54 ks výmenných kazet
49
Soucasný stav projektu ITER

• Partneri
• EURATOM, Japonsko (50) USA, Rusko, Cína, Korea
  a Indie ( a 10)
• Cena cca 3,85 miliardy EUR
• V soucasné dobe
• Projekt je hotov
• Vytvárí se právnická osoba prevezme zodpovednost
  za projekt na dobu 40 let)
• Zapocetí stavby behem 2006 (nejaderná cást) ,
  2008 (experimentální hala) doba stavby
  cca 7-8 let (2015), bude v provozu dalších 25 let
• Místo stavby vybráno - Cadarache, jižní Francie
• Momentálne
• Konstituují se rídící orgány
• Probíhá delba zakázek mezi jednotlivé partnery
• Licencní proces ve Francii (do roku 2008)
• Plánuje se tzv. Broader approach rekonstrukce
  japonského tokamaku, urychlovac pro materiálové
  testy (IFMIF) Japonsko ústupky japonské strane

50
Evropská koncepce fúzní elektrárny DEMO (model C)

• Produkuje elektrickou energii
• vnitrní stena z wolframu
• kvazistacionární provoz
• obrovské neutronové toky
• -velká radiacní zátež
• stavba kolem roku 2030

51
CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus
Vyroben v Moskve 1958 V provozu v ÚFP Praha
od 1977 Rekonstrukce (nová komora) 1985 EURATOM 19
99 - 2006
52
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 Rocní
rozpocet 0.5 MEuro 50 MEuro Obsluha
(fyziku techniku) 20 300
53
Otázka

• Muže malý experiment jako CASTOR prispívat k
  termojadernému výzkumu a soutežit s velkými
  experimenty jako JET, ASDEX Upgrade, TORE Supra s
  multi - milionovým rozpoctem?
• Odpoved ano, ale
• Relevantní program fyzikálního výzkumu
• Vyhovující financování, dobrou technickou
  podporu,..)
• Silná mezinárodní spolupráce (EURATOM)
• Tesný kontakt se studenty (diplomové a PhD
  práce,..)

54
EURATOM (cást Rámcového Programu)

• Koordinuje výzkum jaderné fúze v EU
• Contract of Association
• Koordinuje lokální výzkum 21 tzv. Asociací
• (EU, Švýcarsko, CR, Madarsko, Rumunsko, Lotyšsko
• Bruselská centrála financuje 20 doložených
  výdaju
• European Fusion Developement Agreement (EFDA)
  provozuje JET, koordinuje vývoj nových
  technologiía ITER
• Staff Mobility Agreement
• Zabezpecuje výmenu vedcu mezi jednotlivými
  Asociacemi
• Celkem 700 milionu EUR v 6 Rámcovém programu,
• z toho 200 milionu na ITER

55

• Ceská republika asociovaná do EURATOMu
• od 1999 - Association EURATOM/IPP.CR
• Konsorcium sedmi institucí koordinované Ústavem
  fyziky plazmatu AV CR
• Fyzikální výzkum
• Tokamak CASTOR, teorie/modelování, srážové
  procesy
• Ústav fyzikální chemie, AV CR
• Matematicko-fyzikální fakulta, UK
• Fakulta jaderná a fyzikálne inženýrská, CVUT
• Vývoj nových technologií (pro ITER)
• Cyklotron, ozarování ve štepném reaktoru,
  materiálový výzkum
• Ústav jaderné fyziky, AV CR
• Ústav jaderného výzkumu, a.s. Rež
• Ústav aplikované mechaniky a.s, Brno
• Celkem - 80 profesionálu a techniku

56
Interakce vln s plazmatem Generace rychlých
cástic Šírení elektromagnetických vln
Fyzika okrajového plazmatu Turbulence, Elektrická
pole Interakce Plazma - stena
Fyzikální Program
Vzdelávání Diplomové PhD práce Letní škola
Vývoj nových diagnostických metod Soft X-Ray
spectroscopy Pokrocilé elektrické sondy
57
Vývoj nových technologií
Nuclear Data (IFMIF)
ITER blanket ozarování
Plazmové stríkání wolframu Ozarování Hallových
senzoru
Ústav jaderné fyziky, AV CR
Ústav fyziky plazmatu, AV CR
Ústav jaderného výzkumu
Fakulka jaderná a fyzikálne inženýrská CVUT
Ústav aplikované mechaniky BRNO
Svarování vakuové nádoby pro ITER Numerické
simulace
Mechanické testy panelu první steny pro ITER ve
spolupráci s prumyslovou sférou (Škoda Výzkum,
Vítkovice)
58
Tokamak velmi moderní konstrukce Magnetická
konfigurace podobná jako na ITERu (10x menší)
Relevantní fyzikální program Cena cca 400 mil
Kc nabídnut zdarma ÚFPAvšaknutné další
investice (nová budova, nové napájecí zdroje,
navýšení poctu pracovníku, ) první plazma
31.12.2008
COMPASS-D v Culham Laboratory, UK
59
COMPASS-D je sice relativne malý tokamak, ale má
geometrií (magnetickou konfiguraci) podobnou
ITERu
Prurez prstence plazmatu
60
Záver

• Fyzikové jsou presvedceni, že ekonomicky výhodný
  a ekologicky prijatelný reaktor na bázi
  magnetického udržení plazmatu lze vybudovat do
  2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60).
• Klícové rozhodnutí postavit ITER
• Stávající vedecký, technologický a prumyslový
  potenciál CR umožní naše pokracování ve fúzním
  výzkumu a zapojení do projektu ITER.

61
Jak potlacit turbulenci ? (a zlepšit globální
udržení plazmatu)
Transportní koeficienty jsou úmerné radiální
velikosti turbulentních struktur Radialní
electrické pole ? Rotace sloupce plazmatu v
poloidálním smeru
Poloidální rez Btor je ? na obrazovku
Er gt 0
Er lt 0

• Turbulentní struktury se "drobí" na nekolik cástí
• Jejich velikost i amplituda klesá
• Transportní koeficienty se zmenšují
• Vytvárí se transportní bariera v oblasti
  "shear layer"
• Globální udržení plazmatu se zlepšuje

62
Zlepšené udržení energie v tokamaku s divertorem
H mod
Poprvé pozorován na tokamaku ASDEX, F. Wagner 1981
H-mód
JET
Redukce radiálního transportu tepla vytvorením
transportní bariéry na okraji prstence
plazmatu Doba udržen tE Wplasma/Pinput vzrustá
2x