6.10.2014
Zdrojem energie hvězd je proces VESMÍR A HVĚZDY označovaný jako termojaderná fúze.
Centrum výzkumu Řež
FÚZNÍ ENERGETICKÝ REAKTOR SLAVOMÍR ENTLER
Tato práce vznikla za podpory projektu SUSEN CZ.1.05/2.1.00/03.0108 (ERDF)
1
ENERGETICKÉ VYUŽITÍ JADERNÉ FÚZE ZAČLENĚNÍ JADERNÉ FÚZE DO ENERGETIKY MÁ CELKEM 5 HLAVNÍCH ASPEKTŮ:
FYZIKÁLNÍ
TECHNICKÝ
EKONOMICKÝ
SOCIÁLNĚ-ENVIRONMENTÁLNÍ
GEOPOLITICKÝ
FYZIKA
2
3
JADERNÁ ENERGIE
ŠTĚPENÍ ATOMOVÝCH JADER
FÚZNÍ REAKCE
SLUČOVÁNÍ ATOMOVÝCH JADER I. GENERACE
TRITIUM
HELIUM
D+T
→ 4He + n + 17.6 MeV
6Li
→ 4He + T + 4,8 MeV
+n
II. GENERACE
DEUTERIUM
235U 238U
VAZEBNÁ ENERGIE
4H
e
NEUTRON
MNOŽSTVÍ ENERGIE UVOLNĚNÉ PŘI ŠTĚPENÍ TEŽKÝCH JADER
DEUTERIUM
D+D
→ 3He + n + 3.27 MeV
D+D
→ T + p + 4 MeV
D + 3He
→ 4He + p + 18,3 MeV
D+T
→ 4He + n + 17.6 MeV
HELIUM
MNOŽSTVÍ ENERGIE UVOLNĚNÉ PŘI FÚZI LEHKÝCH JADER
III. GENERACE
H+
3H
11B
H + 6Li
2H
ATOMOVÉ ČÍSLO A
5
DEUTERIUM
NEUTRON
→ 34He + 8.7MeV → 3He + 4He + 4MeV
BEZNEUTRONOVÁ FÚZE (BEZ SEKUNDÁRNÍ RADIOAKTIVITY)
1
6.10.2014
COULOMBŮV ZÁKON
TO PLAZMA ZÓNA JADERNÝCH SIL
ZÓNA ELEKTRICKÝCH SIL
DEUTERIUM
+
+ +
NÍZKÁ TEPLOTA
STŘEDNÍ TEPLOTA
PEVNÁ LÁTKA
KAPALINA
VYSOKÁ TEPLOTA EXTRÉMNÍ TEPLOTA PLYN
PLAZMA
KVANTOVÝ TUNEL
Plazma je ionizovaný plyn složený z iontů a elektronů (a případně neutrálních atomů a molekul), který vzniká odtržením elektronů z elektronového obalu atomů plynu (ionizací). Plazma je čtvrté skupenství hmoty.
+
ODPUZOVÁNÍ ATOMOVÝCH JADER PŘI TEPLOTĚ 160 MILIONŮ K JE KAŽDÁ LÁTKA PLNĚ IONIZOVANÉ PLAZMA. 7
UDRŽENÍ PLAZMATU
INERCIÁLNÍ NEBO MAGNETICKÉ UDRŽENÍ
Předpokládejme, že jsme jádra nějakým způsobem zahřáli na teplotu 160 milionů K, ale co pak s nimi? Na zemi neexistuje materiál, který by teplotu 160 milionů K vydržel. Například ocel se taví při 1600 oC, což je 100 000x méně než je teplota plazmatu. Roztavená ocel 1 600 °C
Plasma 160 000 000 °C
n × τE ≥ 1020 m-3s Stlačení jader na hustotu cca 1030 jader/m3 a jejich udržení po dobu 10-10 sekundy odpovídá inerciálnímu udržení plazmatu. Palivo je velmi rychle a silně stlačeno na požadovanou hustotu a fúzní reakce proběhne dříve, než se jádra rozletí pryč. Pro vytvoření podmínek fúzní reakce postačí setrvačnost (inercie) atomových jader.
8
9
NATIONAL IGNITION FACILITY (NIF)
Stlačení jader na hustotu cca 1020 jader/m3 a jejich udržení pohromadě po několik sekund odpovídá magnetickému udržení plazmatu pomocí magnetického pole. Magnetické pole vhodné konfigurace může plazma spoutat a udržet, protože atomová jádra i elektrony se jako elektricky nabité částice pohybují podél siločar magnetického pole.
Inerciální udržení
Magnetické udržení
MAGNETICKÉ UDRŽENÍ
Vlákno protékané proudem = pinč
ELEKTRICKÝ PROUD VYTVÁŘÍ MAGNETICKÉ POLE
Červenec 2012 192 laserů, 1,85 MJ / 500 TW Fúzi se nepodařilo dosáhnout kvůli vysokým ztrátám energie v terči.
Korálková nestabilita
Magnetická zrcadla
Helikální pinč
MAGNETICKÉ POLE VYTVÁŘÍ ELEKTRICKÝ PROUD
Kink nestabilita
11
2
6.10.2014
STELARÁTORY SPITZERŮV STELARÁTOR A - 1951
ŠROUBOVICOVÉ PLAZMA VINUTÍ VAKUOVÁ MAGNETICKÉ NÁDOBA
HLAVNÍ CÍVKY
SILOČÁRY
ŠROUBOVICE MAGNETICKÉHO POLE JE VYVOŘENA MECHANICKY TVAREM MAGNETICKÝCH CÍVEK
12
13
TOKAMAKY
TOKAMAK T1 - 1958
Většina experimentálních zařízení dokázala plazma dříve či později vytvořit a spoutat, ale vždy byl problém plazma udržet po delší dobu. Ukázalo se, že je plazma velmi nestabilní a malé nestability následně přerůstají ve zhroucení celého plazmatu. Nejlepších výsledků dosáhl, díky specifické konfiguraci magnetických polí, ruský návrh „tokamak“ (Тoроидальная kaмера с maгнитными kатушками – toroidální komora s magnetickými cívkami). TRANSFORMÁTOROVÉ JÁDRO
PRIMÁRNÍ VINUTÍ
CÍVKY TOROIDÁLNÍHO MAGNETICKÉHO POLE POLOIDÁLNÍ MAGNETICKÉ POLE TOROIDÁLNÍ MAGNETICKÉ POLE
INDUKOVANÝ PROUD V PLAZMATU 14 VYTVÁŘEJÍCÍ POLOIDÁLNÍ MAGNETICKÉ POLE
PLAZMA
VÝSLEDNÉ ŠROUBOVICOVÉ MAGNETICKÉ POLE
15
TOKAMAKY GOLEM A COMPASS GOLEM
16
COMPASS
17
3
6.10.2014
REAKTOR ITER
INTERNATIONAL THERMONUCLEAR EXPERIMENTAL REACTOR
TOROIDÁLNÍ MAGNETY
TECHNIKA
Iter = latinsky „cesta“
PLAZMOVÁ KOMORA
29 m výška
28 m průměr
23 000 t váha
PORTY
PRVNÍ STĚNA
18
19
ITER – VAKUOVÁ NÁDOBA
D 6.5 -19.4 m, H 11.3 m 8 000 tun, 1 400 m3 Tlak 10-7-10-4 Pa 44 20 portů Nerezová ocel ANSI 316L
Eiffelova věž 7 300 tun
ITER – MAGNETY
CENTRÁLNÍ CÍVKA
ITER – VAKUOVÁ NÁDOBA
21
OHŘEV PLAZMATU
ECRH, ICRH LHRH
Nb3Sn a NbTi teplota 4 K magnetické pole 5,3 T navrženo na 13 T 29 kV / 17 MA vysokoteplotní supravodiče magnetické pole 10 T
RADIOFREKVENČNÍ OHŘEV
IH INDUKČNÍ OHMICKÝ OHŘEV
PLAZMOVÁ KOMORA
Induction Heating Electron Cyclotron Resonance Heating Ion Cyclotron Resonance Heating Lower Hybrid Cyclotron Resonance Heating 22
Neutral 23 Beam Injection
NBI OHŘEV SVAZKEM NEUTRÁLNÍCH ČÁSTIC
4
6.10.2014
ITER – OHŘEV A GENEROVÁNÍ PROUDU
JADERNÁ TECHNOLOGIE stínění blanket
stěna vakuové nádoby
radiace
plazma
OHŘEV A CD
OHŘEV
OHŘEV
neutrony
CD
chlazení
první stěna
tritiová množivá zóna 24
25
OHŘEV DO ZÁŽEHU 110 MW
JADERNÁ TECHNOLOGIE = MEZI PLAZMATEM A STĚNOU VAKUOVÉ KOMORY
PO ZÁŽEHU 100 MW (α) + OHŘEV 50 MW
JADERNÉ KOMPONENTY
JADERNÉ KOMPONENTY
PRVNÍ STĚNA – JET, ITER, DEMO, FPP ►CHRÁNÍ CELOU KONSTRUKCI REAKTORU ► STOUPAJÍCÍ ZÁTĚŽ S VÝKONEM
PRVNÍ STĚNA
PRVNÍ STĚNA
DIVERTOR – (JET), ITER, DEMO, FPP ► ČISTÍ A MODELUJE PLAZMA ► CHRÁNÍ PRVNÍ STĚNU
PLASMA FACING COMPONENT
BLANKET
BLANKET
BLANKET – (ITER), DEMO, FPP
► ODVÁDÍ ENERGII ► CHRÁNÍ KONSTRUKCI REAKTORU
DIVERTOR
DIVERTOR
26
► PRODUKUJE PALIVO ( V ITER POUZE TBM)
27
ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ JADERNÝCH KOMPONENT
PORUCHA VDE (VERTICAL DISPLACEMENT EVENT)
PORUCHY UDRŽENÍ PLAZMATU (orientačně) VDE
500 MW/m2
ELM
2 000 MW/m 2
Disrupce 40 000 MW/m2 RE
NÁVRATOVÝ MODUL
NOMINÁLNĚ
500 000 MW/m 2
RAKETA ARIANE 5
JADERNÝ REAKTOR
ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ MW/m2
28
PROUDOVÝ MOTOR
29
ITER DIVERTOR
PORUCHY ELM V REAKTORU ITER
5
6.10.2014
PORUCHA ELM (EDGE LOCALISED MODE)
DISRUPCE – ZHROUCENÍ PLAZMATU
pre-TQ Thermal Quench 30
pre-TQ Thermal Quench
TQ Thermal Quench
εrad [MW/m3] CQ Current Quench
31
UBÍHAJÍCÍ ELEKTRONY (RUNAWAY ELECTRONS)
PORUCHY PLAZMATU V JET
VDE
32
DISRUPCE
33
ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ PFC
KONSTRUKCE PFC
TEPELNÉ ZATÍŽENÍ [MW/m2]
105
DISRUPCE: 10 - 30 MJ/m2, 0.1 - 3 ms, 10%
104
NEVRATNÉ MATERIÁLOVÉ ZMĚNY 103 VDE, 60 MJ/m2, 100 – 300 ms, 1% 102 ELM: 1 GW/m2, 500 µs, n>106 101
DIVERTOR: 5 MW/m2, 450 s, n ~ 3000 100
10-4 34
10-3
10-2
10-1
100
DÉLKA PULSU [s]
101
102
103
off-normal normal
35
6
6.10.2014
PRVNÍ STĚNA ITER
SEGMENT REAKTOROVÉ KOMORY
PRVNÍ STĚNA
berylium
CuCrZr
austenitická ocel SS 316L
HORNÍ PORT
ZATÍŽENÍ
neutronové záření < 3 dpa
tepelné záření 0.1- 5 MW/m2
POTRUBNÍ TRASY
HORNÍ PORT STABILIZAČNÍ CÍVKY
EQUATORIÁLNÍ PORT CHLADIVO
voda
70o / 110oC
4 MPa
VNITŘNÍ BLANKET POTRUBNÍ TRASY VNĚJŠÍ BLANKET
36
MAPA ZATÍŽENÍ PRVNÍ STĚNY
37
[ MW/m2 ]
TYPY FW MODULŮ
1003 mm
FW01/02A
1001 mm
FW06A
39
38
TYPY FW MODULŮ
TYPY FW MODULŮ
1001 mm
FW13AD
913 mm
FW10A
1110 mm
FW14NB
1034 mm
FW11A 40
41
7
6.10.2014
CHLAZENÍ PRVNÍ STĚNY ITER
FIRST WALL MOCK-UP
COOLANF FLOW
Holes for TCs
BERILLIUM TILES
Stainless Steel
CuCrZr
AUSTENITIC STELL
STEEL TUBE
CuCrZr COOLER
NORMAL HEAT FLUX DESIGN
ENHANCED HEAT FLUX DESIGN q = ~ 5 MW/m2
q = ~ 1-2 MW/m2
Beryllium tiles
HYPERVAPOTRON 42
NHF FIRST WALL MOCK-UP
43
MONTÁŽ PRVNÍ STĚNY ITER Stainless Steel
VDE CÍVKY
ELM CÍVKY
CuCrZr
44
ROZVOD CHLAZENÍ
hypervapotron
EHF FIRST WALL MOCK-UP
45
DIVERTOR
KONSTRUKCE DIVERTORU ITER
FORMOVÁNÍ TVARU PLAZMATU ochrana první stěny
Tepelná zátěž 5-10 MW/m2
Původní konstrukce - CFC + W, CFC – pohlcuje tritium
Rychloupínací kazety o váze 9 tun, celkem 54 kazet
54 kazet – každá o váze 9 tun
Rozměry cca 3 x 2 m
Od roku 2011 vývoj „full W“ divertoru
Wolfram
VYTVOŘENÍ TRANSPORTNÍ BARIÉRY V SOL dosažení h-modu
SS 316L Chlazení vodou (celkem 1 t / s)
ODSTRAŇOVÁNÍ FÚZNÍHO POPELA – HELIA udržování koncentrace paliva
70o-240oC / 5 MPa, 18 kg / s
ODSTRAŇOVÁNÍ NEČISTOT snížení radiačních ztrát
Kryo-pumpa nádoby výkon 100 m3/s X BOD
CHLADÍCÍ POTRUBÍ 46
SKLÁPĚNÍ TERČŮ PRO ROZLOŽENÍ ZÁTĚŽE
VLNOVEC ODSÁVACÍ VAKUOVÝ POTRUBÍ UZÁVĚR
AKTUÁTOR
47
8
6.10.2014
DIVERTOR REAKTORU JET
VNITŘNÍ VERTIKÁLNÍ TERČ
DIVERTOR ITER VNĚJŠÍ VERTIKÁLNÍ TERČ
KLENUTÝ TERČ „UMBRELLA“
LIMITERY ZÁMEK
REFLEKTOR
HYDRAULIKA
48
KLOUB
REFLEKTOR
DIVERTOR 49
DOSED
KAZETA
DIVERTOR ITER
WOLFRAMOVÉ MONOBLOKY W MONOBLOK monoblock W
Copper Interlayer Cu MEZIVRSTVA KANÁL
50
ZÁTĚŽ DIVERTORU ITER
51
CHLAZENÍ CELÉ KAZETY VODA Tin Tout pin pout Průtok
52
CuCrZr Sink CuZrCrHeat CHLADIČ
70 – 120 ºC ~ 240 ºC ~ 3 MPa ~ 4.4 MPa ~ 17.5 kg/s
53
9
6.10.2014
MANIPULÁTORY
BLANKET Blanket reaktoru je vnitřní obal vakuové nádoby, který má řadu úkolů. Jeho základní funkcí je zachytit energii, uvolněnou při fúzní reakci. Převážnou část energie nesou fúzní neutrony o charakteristické energii 14 MeV. Proto musí blanket zachytit tyto neutrony a uvolněné teplo odvést k dalšímu využití. HLAVNÍ ÚKOLY BLANKETU VIZUÁLNÍ KONTROLA
A. Zachycení neutronů a přeměna jejich energie na teplo. B. Ochrana supravodivých cívek před tepelným a neutronovým zářením. C. Biologické stínění neutronového záření. VYJMUTÍ A TRANSPORT
D. Odvod tepla z reaktoru. E. TBM testovací moduly blanketu v reaktoru ITER. F. Produkce tritia v energetickém 55reaktoru s DT palivem.
54
BLANKET REAKTORU ITER
ITER - CADARACHE
austenitická ocel SS 316L chlazená vodou
56
Zahájení přípravy
rok
1985
Zahájení výstavby
rok
2011
Spuštění reaktoru
rok
2020
rok
2027
57
Zahájení plného provozu
CESTA K ENERGETICKÉMU REAKTORU
FÚZNÍ ELEKTRÁRNA
DOBA UDRŽENÍ ENERGIE ~ R2 SUPRAVODIVÉ MAGNETY
MNOŽIVÝ BLANKET Li4SiO4, Li2TiO3, LiPb
OHŘEV PLAZMATU
JET τ ~ 1 s , pulzy 20 s ITER τ ~ 4 s , pulzy 400 s DEMO τ ~ 5 s , pulzy 8 hod
OHŘEV PLAZMATU PRIMÁRNÍ OKRUH VODA HELIUM LIPB
PAROGENERÁTOR TEPELNÝ VÝMĚNÍK SEKUNDÁRNÍ OKRUH
D-T PLAZMA TURBÍNA PALIVO: DEUTERIUM Z MOŘSKÉ VODY, TRITIUM Z BLANKETU 58
VAKUOVÁ NÁDOBA
GENERÁTOR MĚŘÍTKO
FÚZNÍ REAKTOR TYPU TOKAMAK
TERMODYNAMICKÝ CYKLUS: RANKINŮV A/NEBO BRAYTONŮV CYKLUS
JET 80 m3 16 MWth V PROVOZU
ITER 800 m3 500 MWth VE VÝSTAVBĚ
59
DEMO 1000 m3 2000 MWth V PŘÍPRAVĚ
10
6.10.2014
TEST BLANKET MODULE - TBM
TYPY BLANKETU HCPB, HCCB, HCLL - WCPB, WCCB, WCLL - LCCB, SCLL, DCLL HC
– helium cooled,
WC – water cooled,
PB
– pebble beds
CB
– ceramic breeder
LC
– LiPb cooled,
LL
– LiPb (Lithium Lead) breeder
SC
– single LiPb cooled,
MS
– molten salt (FLiBe, FLiNaBe)
DC
– double cooled (LiPb+He),
EU STÍNĚNÍ
TBM = DEMO v ITERu 60
HCPB
– héliem chlazený blanket s keramickými kuličkami Li 4SiO4 v kazetách
KIT
HCLL
– héliem chlazený blanket s tekutou eutektickou slitinou LiPb
CEA
DCLL
– héliem a tekutou eutektickou slitinou LiPb chlazený blanket
CIEMAT
WCLL
– vodou chlazený blanket s tekutou eutektickou slitinou LiPb
ENEA
61
POROVNÁNÍ EVROPSKÝCH VARIANT TBM
62
VYVÍJENÉ KONCEPCE TBM
63
BLANKET HCPB
Země EU EU EU EU USA USA USA Indie Indie Rusko Rusko Rusko Japonsko Japonsko Japonsko Japonsko Korea Korea Čína Čína Čína
Typ HCPB HCLL WCLL DCLL DCLL HCPB DCMS LLCB HCPB HCCB LLCB SCLL HCCB WCCB DCMS SCLL HCCR HCLI HCCB HCLL DCLL
BLANKET HCLL (EU)
Chladivo He He H2O He/LiPb He/LiPb He He/FLI(NA)BE LiPb He He LiPb LiPb He H2O He/FLIBE LiPb He He He He He/LiPb
Množivý materál Li4SiO4 LiPb LiPb LiPb LiPb Li2TiO3 FLI(NA)BE Li2TiO3 Li2TiO3 Li2TiO3 Li2TiO3 LiPb Li2TiO3 Li2TiO3 FLIBE LiPb Li4SiO4 LiPb Li4SiO4 LiPb LiPb
BU
Main features • EUROFER as structural material FW/SW, SP and CP cooled by rectangular channels • He at 8MPa Tin/Tout = 300/500 °C FW>SP>CP
Plasma side Back side Cooled plate EUROFER Li4SiO4, Be He 300o/500o C 8 MPa
• LiPb (Li at 90% in 6Li ) breeder, neutron multiplier and tritium carrier • LiPb slowly re-circulating (10/50 rec/day) parallel flow
64
11
6.10.2014
BLANKET DCLL (EU-US)
BLANKET LLCB (INDIE)
První stěna ηth = 26.5% He Tin/Tout = 350/450° C / 8 MPa Množivá zóna ηth = 48.7% LiPb Tin/Tout = 480/700° C He Tin/Tout = 450/480°C He odvádí cca 40% výkonu, LiPb 60%.
2mm
pomalejší proudění LiPb pro snížení úniku tritia
66
67
TBM testované v reaktoru ITER
Země
Označení
POŽADAVKY NA MATERIÁLY
Chladivo
Množivý materiál
Helium
keramika Li4SiO4
HCPB
EU
HCLL
Helium cooled Lithium Lead
Helium
tekutý kov LiPb
Japonsko
WCCB
Water cooled Ceramic breeder
Voda
keramika Li2TiO3
Korea
HCCR
Helium cooled Graphite reflector
Helium
keramika Li4SiO4
Čína
HCCB
Helium cooled Ceramic breeder
Helium
keramika Li4SiO4
LLCB
Lithium Lead cooled Ceramic breeder
tekutý kov LiPb
keramika Li2TiO3¨ + tekutý kov LiPb
Indie
POŽADAVKY NA MATERIÁLY PFM (PLASMA FACING MATERIALS) 1. Nízké znečišťování plazmatu - minimální atomové číslo
EU
Helium cooled Pebble Beds
2. Mechanická odolnost
Extrémní tepelný tok
1 až 40 GW/m2
Vysoké pracovní teploty
~1000°C
Cyklická zátěž
30 000 tepelných cyklů
Neutronová zátěž
70-80 dpa DEMO, 150-200 dpa FPP
Minimální mechanická a chemická eroze
3. Minimální rychlost difúze izotopů vodíku a helia. Minimální zadržování izotopů vodíku a helia. 4. Vysoká tepelná vodivost. 5. Rychlé snižování sekundární radioaktivity.
68
MATERIÁLY PRO PFC
69
POUŽITELNOST MATERIÁLŮ PFC
OBVYKLÝ KONSTRUKČNÍ MATERIÁL → OCEL.
ROZSAH POUŽITELNOSTI RŮZNÝCH MATERIÁLŮ
TEPELNÁ ODOLNOST OCEL není vhodná po vysoké tepelné zatížení, při teplotě nad 500o C jí výrazně klesá mez kluzu i mez pevnosti (Vysokoteplotní ODS nebo RAFMS ?). Vhodné jsou WOLFRAM nebo uhlíkový vláknový kompozit CFC (UHLÍK), které mají ze všech prvků nejvyšší teplotu tání 3422oC, resp. 3642oC, případně karbid křemíku SiC s teplotou tavení 2950oC. BERYLIUM má teplotu tání 1287oC a nesnese vyšší energetické zatížení.
ODPRAŠOVÁNÍ NÍZKÁ TEPELNÁ VODIVOST
Wolfram
NÍZKÉ ATOMOVÉ ČÍSLO
KŘEHNUTÍ
REKRYSTALIZACE
WOLFRAM (74) způsobuje vysoké radiační ztráty energie plazmatu při ionizaci, vhodné jsou BERYLIUM (4) a CFC (6).
TEPELNÁ VODIVOST
RAFMS
BERYLIUM (200 W/m.K), WOLFRAM (170 W/m.K), nevhodné jsou CFC (40 W/m.K), SS316 (21 W/m.K) a SiC (12 W/m.K).
CREEP (TEČENÍ)
Ocel 316
ODPRAŠOVÁNÍ
S OTAZNÍKEM
Superslitina niklu
CFC a BERYLIUM se silně odprašují.
VHODNÉ
AFINITA K VODÍKU CFC silně pohlcuje deuterium a tritium.
CYKLICKÁ ZÁTĚŽ WOLFRAM při tepelných cyklech rekrystalizuje a křehne.
PRACOVNÍ TEPLOTA oC 71
12
6.10.2014
WOLFRAMOVÉ MATERIÁLY
WOLFRAMOVÉ MATERIÁLY WOLFRAMOVÝ KOMPOZIT
W-Cu LAMINÁT
ODT La2O3 WL-10
W-Ni-Fe DENSIMET
Čistý wolfram
Stabilizace wolframu
Dopování draslíkem
Sloučeniny wolframu
Slitiny wolframu
Dopování oxidy
• • • •
La2O3 (WL10) ThO2 ZrO2 CeO2
• • •
W-Mo W-Ta W-V
72
73
KONSTRUKČNÍ OCELI
TEPELNÉ SCHÉMA ELEKTRÁRNY
ITER: AUSTENITICKÁ OCEL SS316L
JADERNÉ REAKTORY PWR GEN III
DEMO: konstrukční materiály se zvýšenou tepelnou a radiační odolností
+ VYUŽITÍ STÁVAJÍCÍCH TECHNOLOGIÍ - NIŽŠÍ ÚČINNOST NEŽ U STÁVAJÍCÍCH ELEKTRÁREN
VYSOKOTEPLOTNÍ FERITICKO MARTENSITICKÉ OCELI RAFMS PRO GIV – EUROFER, F82H, RUSFER, …
Voda
použitelnost až do 550oC (650oC)
VYSOKOTEPLOTNÍ HELIUM TEKUTÉ KOVY SUPERKRITICKÁ VODA
CHLAZENÍ TLAKOVOU VODOU
- nekompatibilní s lithiem
JADERNÉ REAKTORY GEN IV
OCELI S DISPERZNÍM ZPĚVNĚNÍM OXIDY ODS 9Cr-ODS, 12-14Cr-ODS, (Y2O3, Al2O3)
+ VYUŽITÍ MOŽNOSTÍ REAKTORU - NÁROČNÁ TECHNOLOGIE
použitelnost až do 750oC
Helium Tekuté kovy Superkritická voda 74
- neuchladí vysoké tepelné toky - magnetohydrodynamické jevy - extrémně korozivní
75
TEPELNÉ SCHÉMA ELEKTRÁRNY
PRIMÁRNÍ OKRUH HCPB
A. EXTRÉMNÍ TEPELNÝ TOK MAXIMÁLNÍ TEPLOTA PRVNÍ STĚNY → LIMIT PRO TEPLOTU CHLADIVA LIMIT PRO ÚČINNOST CYKLU
reaktorová komora héliový primární okruh
blanket
parogenerátor
500 °C / 8 MPa
RADIACE
0.4 MPa
KONVEKCE
TEPELNÝ CYKLUS MAX T → MAX η
PLAZMA 150x106 K
první stěna
množivá zóna
heliový okruh extrakce tritia
PRVNÍ STĚNA H2, H2O 300 °C
BERYLIUM 300 °C
OCELI 550 – 750 °C
sekundární okruh
cirkulační čerpadlo
WOLFRAM 1100 °C
CPS H2
B. SEKUNDÁRNÍ RADIOAKTIVITA KONSTRUKCE → DVOUOKRUHOVÉ SCHÉMA
TES
H2, HT, H2O, HTO
CPS – čistící větev chladiva
TES - tritiový extrakční systém 76
13
6.10.2014
PRIMÁRNÍ OKRUH HCLL
PRIMÁRNÍ OKRUH WCLL
reaktorová komora
reaktorová komora héliový primární okruh
blanket
parogenerátor
vodní primární okruh
blanket
500 °C / 8 MPa
první stěna
BPS
extrakční kolona
0.1 MPa
heliový okruh extrakce tritia
okruh LiPb
množivá zóna
parogenerátor
325 °C / 15.5 MPa
extrakční kolona
0.1 MPa
první stěna
heliový okruh extrakce tritia
okruh LiPb
množivá zóna
BPS
H2, H2O
H2, H2O
300 °C
sekundární okruh
cirkulační čerpadlo
0.4 MPa
285 °C
CPS H2
sekundární okruh
cirkulační čerpadlo
CPS
TES
H2
TES TES - tritiový extrakční systém
H2, HT, H2O, HTO
BPS – čistící větev LiPb
H2, HT, H2O, HTO
CPS – čistící větev chladiva
CPS - čistící větev chladiva
TES - tritiový extrakční systém
BPS - čistící větev LiPb
79
PRIMÁRNÍ OKRUH DCLL reaktorová komora blanket
výměník
héliový primární okruh 500 °C / 8 MPa 800 °C / 0.1 MPa LiPb primární okruh
první stěna
EKONOMIKA ŽIVOTNÍ PROSTŘEDÍ
TES T
množivá zóna 500 °C H2, H2O 300 °C
BPS sekundární okruh (Braytonův cyklus)
cirkulační čerpadlo CPS
TES - tritiový extrakční systém CPS - čistící větev chladiva H2, HT, H2O, HTO
BPS - čistící větev LiPb
80
JADERNÁ BEZPEČNOST 1. Fúzní reaktor je INHERENTNĚ BEZPEČNÝ. Nekontrolovaná jaderná reakce není možná. 2. Jako palivo bude sloužit pouze izotop vodíku deuterium, získávaný z vody, případně vodík, helium nebo bór. Pouze v první fázi bude součást paliva tritium, než technologie umožní slučovat pouze jádra deuteria. 3. Ve fúzním reaktoru bude v každém okamžiku velice malé množství paliva (gramy). Za celý den spálí fúzní reaktor o výkonu jako reaktor v Temelíně zhruba 1 kg paliva.
81
Zásoby deuteria v oceánech vystačí na 8 mld. let pro celé lidstvo. Životnost slunce je 5,3 mld let. Jaderná fúze je jediný existující zdroj energie, který může zajistit budoucnost lidstva.
Výkon 1 GWEL
Uhelná elektrárna
Jaderná elektrárna
Fúzní elektrárna
Spotřeba paliva, kg/den
20 000 000
60
1
Zastavěná plocha,
4. Produktem fúzní reakce bude neškodné hélium, fúzní reakcí nevznikají žádné radioaktivní produkty. 5. Konstrukce fúzního reaktoru bude sestavena z nízkoaktivovatelných materiálů a umožní snížit sekundární aktivaci materiálů konstrukce. Cílové fúzní reaktory budou využívat fúzní reakce s pomalými neutrony nebo bezneutronové fúzní reakce, které aktivaci minimalizují.
km2
Fotovoltaická el. 50
0,8
1
1
(plocha Českých Budějovic)
Potřeba železa, kt
100
20
20
200
Hustota toku energie, W/m2
1 000
500 000
5 000 000
20
FÚZNÍ ZDROJ JE ZCELA BEZPEČNÝ ZDROJ ENERGIE 82
83
14
6.10.2014
CENA ELEKTRICKÉ ENERGIE
GEOPOLITIKA 84
5 centů (1,35 Kč)
PROJEKT ITER
85
GEOPOLITICKÉ VYROVNÁNÍ
NEJVĚTŠÍ POZEMSKÝ MEZINÁRODNÍ VÝZKUMNÝ PROJEKT V DĚJINÁCH LIDSTVA
JT-60SA IFERC IFMIF/LIPAC
ITER
Sedm členských zemí ITER 50% lidské populace 80% HDP 10
86
SYMBOLICKÁ POLOHA REAKTORU ITER UPROSTŘED ?
SYMBOLICKÁ POLOHA REAKTORU ITER UPROSTŘED
EVROPA - FUSION ROADMAP
FUSION ROADMAP 2010
11/2012 - Evropská agentura pro výzkum jaderné fúze EFDA vydala zlomový dokument „Fusion electricity, A roadmap to the realisation of fusion energy“, který stanovuje plán, jak v nejbližší budoucnosti dosáhnout energetické využití jaderné fúze.
Plán je zkráceně nazýván „Fusion Roadmap“.
Předpokládá dosažení výroby elektřiny z fúzního zdroje do roku 2050.
2020
2030
2040
ITER Q=10
1. FYZIKA PLAZMATU 2. DIVERTOR
Induktivní režim Steady state režim DTT Současné návrhy Pokročilý návrh
2050
ITER steady state režim
ITER Q=10
Early Neutron Source
3. MATERIÁLY
Klíčovými projekty plánu jsou experimentální reaktor ITER a demonstrační fúzní elektrárna DEMO.
ITER Q=10
4. TECHNOLOGIE TRITIA
ITER TBM program Jiné koncepty blanketu
5. BEZPEČNOST 6. DEMO 7. ÚČINNOST 8. STELARÁTOR 88
Návrh a projektování
DEMO Výstavba
ELEKTŘINA Z FÚZE Provoz
Levnější technologie a technologie s dlouhodobou životností
Optimalizace zařízení
Provoz zařízení
89
15
6.10.2014
EVROPA
VERTIKÁLNÍ KONCEPT
Tloušťka vnitřního blanketu: 78 cm Tloušťka vnějšího blanketu: 130 cm Šířka segmentu: 115 cm 90
MULTIMODULÁRNÍ KONCEPT
92
Alokace fondu Eurofusion [k€] pro 2014-1018
91
ČTYŘI TECHNOLOGIE DIVERTORU
93
ENEA MONOBLOCK
CCFE THERMALBREAK
KIT W-Cu LAMINATE
CEA FUNCTIONALLY GRADED MATERIAL
Alokace fondu Eurofusion v % HDP 0,005
70 000
60 000
0,004
50 000 0,003 40 000
30 000 0,002 20 000
10 000
0,001
0 0 94
95
16
6.10.2014
USA
RUSKO 2010
A gifted and talented workforce is required to support & exploit ITER
NSTX
FNSF
DIII-D
Power Plant
2020
- High performance, steady-state operation
ITER superconductors
Facilities, reactors, power plants
- Makes its own fuel
2025
ITER Q=5 400 s
Heating, transport, current-drive and stability T-10, GlobusM2, T-11M
Fusion plasma physics
Materials and technologies
ITER Fusion Nuclear Science Facility (FNSF) challenges:
Alcator CMOD
2015
Confirmation and demonstration fusion energy generation
T-15
ITER equipment, TBM
ITER
2030 ITER Q=10
3000s
2035
2040
Technical requirements DEMO
2045
2050
DEMO Long term operation at Q~30
Q<1
Q =10
Q =30
T-15
ITER
DEMO
Tritium DEMO technology, DEMO equipment materials and technologies
FNS
New materials and technologies in DEMO
Fusion-Fission Hybrids PP - DEMO
PROTO
- Materials for extreme environments
JAPONSKO
99
INDIE
101
17
6.10.2014
ČÍNA
CFETR 103
JIŽNÍ KOREA – ZÁKON A PĚTILETKY
JIŽNÍ KOREA
To
establish a long-term and sustainable legal framework for fusion energy development phases.
To
promote industries and institutes participating fusion energy development by support and benefit.
The
first country in the world that prepared a legal foundation in fusion energy development.
History of the FEDPL • 1995. 12 : National Fusion R&D Master Plan • 2005. 12 : National Fusion Energy Development Plan • 2007. 3 : Fusion Energy Development Promotion Law • 2007. 4 : Ratification of ITER Implementation Agreement • 2007. 8 : Framework Plan of Fusion Energy Development (First 5-Year National Plan) • 2012. 1 : The 2nd 5-year National Plan has started.
“Key Milestones”
Pre-Conceptual Design Study
DEMO R&D DEMO EDA DEMO Final Desig n & Constr. Start Launch & CDA Start
DEMO Phase-1 Co nstruction Finish20
VLASTNOSTI FÚZNÍHO JADERNÉHO ZDROJE
I.
Základní energetický zdroj vesmíru.
II.
Je inherentně naprosto bezpečný.
III. Je nevyčerpatelný. IV. Má neomezený výkon. V. Neprodukuje žádné emise ani vyhořelé palivo.
106
107
18
