Termojaderné slučování v tokamacích Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha • • • • • Co je TOKAMAK? – princip činnosti Proč ? Termojaderná fúze a.
Download ReportTranscript Termojaderné slučování v tokamacích Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha • • • • • Co je TOKAMAK? – princip činnosti Proč ? Termojaderná fúze a.
Termojaderné slučování v tokamacích Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha • • • • • Co je TOKAMAK? – princip činnosti Proč ? Termojaderná fúze a koncepce elektrárny Tokamaky v Evropě - JET Projekt ITER Český podíl na tokamakovém výzkumu Jihočeská univerzita, 24.11. 2008 Co je Tokamak? Tokamak je (experimentální) zařízení, umožňující vytvořit prstenec zředěného ionizovaného plynu (plazmatu) a ohřát jej na extrémně vysokou teplotu (až 200 milionů stupňů C) K vytvoření prstence plazmatu se využívá magnetické pole Magnetické pole jehož siločáry jsou kružnice se vytvoří stočenou cívkou (toroidální solenoid) Nutná podmínka pro vytvoření stabilního prstence plazmatu Magnetická siločára musí mít tvar spirály, která obepíná (obchází) prstenec Toroidální mag. pole Poloidální mag. pole Spirálové siločáry mag. pole Tokamak • 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 Tokamak - princip činnosti Prstenec horkého plazmatu Jádro transfornítoru Udržován magnetickým polem toroidálního solenoidu Prstenec plazmatu Cívky toroidálního magnetického pole Elektrický proud prstencem je vytvářen induktivně - sekundární vinutí transformátoru Prstenec plazmatu o elektrickém odporu R je navíc ohříván průchodem elektrického proudu Iplasma . Příkon dodávaný do prstence plazmatu je Poh = R.I2 - Ohmický ohřev plazmatu Lehká jádra (isotopy vodíku) Proton Proton + Neutron Proton + dva neutrony (mořská voda) (nestabilní izotop, poločas rozpadu ~12 let) Jaderná fúze D-T 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 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 Podmínka hoření termojaderné reakce Příkon předávaný palivu alfa-částicemi musí převyšovat únik tepelné energie z reaktoru (tepelnou vodivostí plazmatu, zářením, …). Tepelné ztráty se charakterizují veličinou zvanou doba udržení energie tE (energy confinement time) P 1 . 5 x10 PLoss W tE 37 2 ( nT ) V 3 nTV tE P PLoss Lawsonovo kriterium n t E 5 10 20 3 m s Tokamak n ~ 1020 m-3 t ~ 5 sec T ~ 200 mil C ~ 20 keV Koncept termojaderné elektrárny Výkon 1-2 GW Spotřeba paliva ~ 1 t D+T/rok Odhadovaná cena 10 miliard Euro Výroba tritia v reaktoru n + Lithium = tritium + helium Li + n => He + T Lithium z jedné baterie pro laptop a voda v jedné vaně vody stačí zásobit průměrného Evropana po dobu 30ti let! Výhody termojaderné fúze jako zdroje energie • Fúzní reaktor je inherentně bezpečný • V reaktoru je minimální množství radioaktivních materiálů (několik kilogramů tritia) • Zásoby paliva (deuterium + lithium) vystačí na tisíce let • Palivo je rovnoměrně rozděleno po celé zeměkouli • Náklady na dopravu paliva jsou minimální • Produkt fúzní reakce (helium) - zcela přátelský k životnímu prostředí • Fúzní elektrárna neprodukuje skleníkové plyny • Zbytková radioaktivita konstrukčních částí reaktoru – má relativně krátký poločas rozpadu Relativně krátký poločas rozpadu Ekologické aspekty – Zbytková radioaktivita Materiál z jaderné elektrárny Uranová ruda Uranový odpad ITER Uhelná elektrárna ITER (2004) Tokamaky - přehled EURATOM JET Německo ASDEX U, TEXTOR 94 Francie TORE – SUPRA Anglie MAST Itálie FT-U, RFX Španělsko TJ-II Švýcarsko TCV Česká rep. COMPASS, CASTOR (Golem) Portugalsko ISTTOK USA D IIID, ALCATOR C Japonsko JT- 60, LHD, + 4 další Rusko T-10, TUMAN 3, FT-2 Čína EAST + ….7 dalších Jižní Korea KSTAR Brazilie, Indie, Egypt, Irán, Libye ~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole Co musíme vyřešit pro dosažení kvalitního režimu v tokamaku-reaktoru •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 (Jouleův) ohřev plazmatu Prstenec plazmatu – je sekundární zavit transformátoru, kterým protéká proud Iplasma (pistolová pájka) - má konečný elektrický odpor Rplasma POH I 2 plazma R plasma I 2 plazma Te 3 / 2 S rostoucí teplotou plazmatu odpor prstence a tedy i ohmický příkon klesá: • • je 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? Dodatečný ohřev plazmatu v tokamaku Reaktor: Ohřev nabitými produkty jaderných reakcí (jádra Helia) Ohřev elektromagnetickou vlnou Ohmický ohřev průchodem proudu Vstřik svazku neutrálních atomů 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) Interakce plazma - stěna tokamak TORE-SUPRA, Francie Udržení plazmatu - energetická doba životaškálování s inženýrskými parametry 0 .5 t E I p P 1 R 1 . 75 a O . 37 Udržení energie se zlepšuje se zvětšováním rozměrů tokamaku s růstem proudu plazmatem zhoršuje s růstem příkonu dodatečného ohřevu Extrémně důležité pro návrh konstrukce budoucích tokamaků a nakonec i reaktoru!!!! JET Joint European Torus 6m Největší fungující tokamak na světě Stavba zahájena Zakončeno Provoz (alespoň) do 1975 1983 2014 Proud plazmatem I < 7 MA Toroidální pole B < 3.45 T Doba pulsu t>30 s 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! V roce 1997 produkoval špičkově termojadernou energii o výkonu 16.1 MW Poměr fúzního a dodávaného výkonu Qtot= 0.940.17 . JET pohled do výbojové komory 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 • Demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím International Termonuclear Experimental Reactor ITER Proud plazmatem Magnetické pole (supravodivý magnet) Objem plazmatu 15 MA 5.3 T Fúzní výkon Doba hoření 500 MW >400 s 840 m3 Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10 12 m ITER Centrální Solenoid supravodič Blanket Modul 421 ks Vakuová nádoba 9 sectorů Cryostat Cívky Toroidálního mag. pole 18 ks, supravodič Cívky Poloidálního mag. pole 6 ks, supravodič Podpůrná konstrukce 24 m high x 28 m dia. Port Plug 6 pro ohřev 3 pro blanket 2 pro dálkovou manipulaci zbývající pro diagnostics Kryogenní pumpy 8 ks Divertor 54 ks výměnných kazet Současný stav projektu ITER Partneři • EURATOM, Japonsko (50%) + USA, Rusko, Čína, Korea, Indie a Kazachstan • Cena cca 5 miliardy 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) První plazma za 9 let (2018), bude v provozu dalších 25 let • Místo – CEA Cadarache nedaleko Marseille, Francie • Probíhá dělba zakázek mezi jednotlivé partnery • Probíhá licenční proces ve Francii (do roku 2009) Plánuje se tzv. Broader approach – rekonstrukce japonského tokamaku, urychlovač pro materiálové testy (IFMIF) – Japonsko – ústupky japonské straně Další krok k fúzní elektrárně – DEMO Evropský koncept • Velikost podobná ITERu • Fyzikální problémy vyřešeny • Výzkum směřován na technologie • Produkuje elektrickou energii • Ekonomické aspekty provozu • vnitřní stěna z wolframu • Kvazistacionární provoz •stavba kolem roku 2030 Hlavní problém Obrovské neutronové toky během kvazistacionárního provozu představují velkou radiační zátěž pro první stěnu -materiály !!!! History of fusion research in Czech Rep. IPP Prague founded in 1959 • Interaction of RF waves with magnetized plasmas • Interaction of electron beams with magnetized plasmas Linear experiments ELMAN a VF-1 L.A Arcimovich Godfather of tokamaks (and H-bomb) visited IPP Prague in 60th He received a small-bore rifle plus box of bullets as a gift CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus Vyroben v Moskvě 1958 V provozu v ÚFP Praha od 1977 Rekonstrukce (nová komora) 1985 EURATOM 1999 - 2007 Studium okrajového plazmatu (turbulence), široká mezinárodní spolupráce, cca 200 publikací, cca 20 PhD a diplomek Předán FJFI ČVUT a uváděn znovu do provozu pro výukové účely (přejmenován na GOLEM) COMPASS-D v Culham Laboratory, UK * Tokamak velmi moderní konstrukce * Magnetická konfigurace podobná jako na ITERu (10x menší) * Relevantní fyzikální program * Cena cca 400 mil Kč – nabídnut zdarma ÚFP COMPASS je sice relativně malý tokamak, ale má geometrií (magnetickou konfiguraci) podobnou ITERu COMPASS v ÚFP Praha • Cíle projektu: Plazma s Te=Ti 20 mil C (2 keV) Detailně studovat plasma na okraji prstence Vývoj nových diagnostických metod Tréning Nový systém dodatečného ohřevu plazmatu svazkem neutrálních atomů .... První plazma koncem 2008 2009 – optimalizace výbojového režimu 2010- Dodatečný ohřev plazmatu NBI Power supplies - schematically Of about 60 MW is required to drive current pulses of pre-defined shape and amplitude. But, only ~1 MW is available! For TF coils (~90 kA), breakdown, plasma current, equilibrium, shaping and additional heating systems Energy storage Tranformer Thyristor rectifier 6 kV => 600 V (pre-programmable) High Linkboard current cables COILS For fast control of the plasma position in the vertical and horizontal directions Grid Fast amplifiers (feedback controlled) Digital feedback control Sensors of plasma position The PS complex is manufactured and commissioned by a single Czech company Flywheel – generators ~7m generator Flywheel Energy is stored in mechanical motion of rotating cylinder (>20 tons flying wheel) and it can be extracted within ~3 seconds Drive TF coils PF coils + Additional heating Start up ~ 40 min Recharge ~ 15 min Rotation speed 1700 - 1300/min Power 47 MVA (35 MW) Frequency 85 Hz - 65 Hz Usable energy 45 MJ Total mass 52 tons el. drive 200 kW International collaboration COMPASS project is open to all EURATOM Associations. At the moment: UKAEA Assistance in transfer of the COMPASS & diagnostics, commissioning HAS Edge plasma diagnostics (Li, He beams, fast camera, ..) (contract) IST CODAS & Reflectometry (contract) CEA FOM RMP modelling Design of HR Thomson Scattering EURATOM Associations -Austria, RFX Padova, IPPLM Poland, Belgium, Romania and Bulgary + Russian Federation (Budker & Ioffe Institutes) expressed their interest to participate in future experiments on: Edge plasma physics, developing of diagnostics, modeling, plasma wall interaction and material studies TRAINING - SUMTRAIC Závěr • Fyzikové jsou přesvědčeni, že ekonomicky výhodný a ekologicky přijatelný reaktor na bázi magnetického udržení plazmatu v tokamacích lze vybudovat do roku 2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60). • Klíčové rozhodnutí bylo zahájit projekt ITER • Stávající vědecký, technologický a průmyslový potenciál ČR umožní naše pokračování ve fúzním výzkumu a zapojení do projektu ITER.