Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny Tokamak – perspektivní termojaderný reaktor Tokamak JET - rekorní výsledky ČS podíl na výzkumu jaderné fůze – EURATOM Projekt ITER
Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT, 18.03.2004
• • • • • •
Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR
Fyzika plazmatu a termojaderné slučování
1950
1970
1990
Conventional oil Oil heavies Deep ocean oil NGLs Unconventional gas
10 0 1930
20
40 30
50
60
2030
2050
Polar oil Conventional gas
2010
(v miliardách barelů za rok)
Odhad produkce paliv na bázi uhlovodíků, kromě uhlí
Production [Gb/y]
Discoveries, Gb/a
0 1930
20
40
60
80
100
120
140
1950
1970
1990
2010
High Prices Curb Demand
2030
0 2050
5
10
15
20
25
30
35
40
2005 1800 Gb 822 Gb
Theoretical Unconstrained Model
Mid-point year: Ultimate 2050: To-date 1999:
World - conventional oil
Peak Discovery
Peak Discovery 1965 Peak Production 2005 Time-lag: 40 years
Production, Gb/a
0
10
20
30
40
50
60
1950 Discoveries
1960
1980
Disc. (extrapolated)
1970
Demand (+ 2 %)
1990
2010
2
rok
2020
Spotřeba přestává být kompenzována těžbou
sp
Max. production (extrapolation)
2000
O
tu růs d dha
by otře
a %z
Růst spotřeby ropy a maximální možná produkce ropy ze známých rezerv (v miliardách barelů)
Gb
Discoveries, Gb/a
2010
2030
0,5
5 1990
1,0
10
1970
1,5
15
0,0 2050
2,0
20
0 1930
2,5
25
1970 190 Gb 165 Gb 3,5
3,0
1950
Mid-point year: Ultimate 2050: To-date 1999:
U.S.A. - Lower 48
30
35
Peak Discovery 1930 Peak Production 1972 Time-lag: 42 years
Production, Gb/a
triton
Ekin ~ 20 keV T~ 200 mil. K
deuteron
n + Li → 3H + .....
neutron - 14 MeV (produkce energie a tritia)
α částice - 4 MeV (ohřev paliva)
Možné řešení energetického problému
Lawsonovo kriterium
n ) τ > 1020 m-3 s
Klíčový parametr pro zapálení termojaderné reakce Hustota plazmatu ) Doba udržení jeho tepelné energie
Při teplotách 200 milionů stupňů (20 keV) je palivo v plazmatickém stavu
Tři možné způsoby realizace
Výkonové lasery
(extrémní hustota plazmatu, komprese) (dáno rychlostí expanze)
Tokamaky
n > 1020 m-3 (<< než koncentrace plynu za atmosférického tlaku) τ >1s (dáno tepelnou vodivostí plazmatu a velikostí nádoby)
• Systémy s kvasistacionárním udržením plazmatu v magnetické nádobě
n > 1026 m-3 τ > 10-6 s
• Systémy s inerciálním udržením plazmatu - mikrovýbuchy
Inerciální a magnetické udržení plazmatu T> 200 mil. K n ) τ > 1020 m-3 s
Neprodukuje prakticky žádný odpad.
Odhadovaná cena 10 miliard Euro
Výkon 2-3 GW Spotřeba paliva ~ 1 t D+T/rok
Elektrárna na bázi Termojaderného slučování
~ rok 2050
Cívky toroidálního magnetického pole
Tokamak – princip činnosti
Cívky toroidálního magnetického pole
Tokamak - základní princip
(viz nafukování plavacího kola)
Kinetický tlak plazmatu
kde Bz dodatečné vertikální magnetické pole
F= Jp x Bz
Zvětšování velkého poloměru nutno kompenzovat silou
Bz
Bz
Příčiny: Ampérova síla (zvětšení proudové smyčky)
Toroidální sloupec plazmatu, kterým protéká proud Jp se roztahuje ve směru velkého poloměru R
Rovnovážná poloha sloupce plazmatu
α
450
R
1ot.
900
2 ot.
4 ot.
Úhel rotační transformace Úhlové posunutí v poloidální rovině po jedné toroidální otáčce
a
Btor
Magnetická spirára musí mít v tokamaku malé stoupání !!!
3 ot.
Stabilita plazmatu v tokamaku
W=3/2 nTV P N=Vn Г T, n, V
dN N =Γ− dt τp
- Celková kinetická energie plasmatu - Výkon pro ohřev plazmatu - Celkový počet částic v toru - Zdroj částic - Teplota, Hustota, objem
τp~ a2/D Doba udržení částic
Bilanční rovnice energie částice
Doba udržení energie
τE~ a2/χ
W dW = P− τE dt
Globální udržení plazmatu v tokamaku
ŘEŠENÍ: maximalizace τE~ a2/χ • Zvětšit rozměry tokamaku • Snížit úroveň turbulence plazmatu
• Korficienty difúze D a tepelné vodivosti χ jsou ve skutečnosti 100-1000 x větší než se očekávalo na počátku tokamakového výzkumu • Částice a teplo se transportují napříč magnetickým polem nikoli klasicky (srážky částic), nýbrž důsledkem turbulence plasmatu! • Koeficienty D a tepelné vodivosti χ jsou úměrné velikosti turbulentních polí. • Turbulence existuje ve všech tokamacích!!!
Avšak!!!!
6m
I < 7 MA B < 3.45 T t>30 s
Toroidální pole Doba pulsu
1975 1983 2008 Proud plazmatem
Stavba zahájena Zakončeno Provoz (alespoň) do
Joint European Torus
JET
JET pohled do výbojové komory
ECRH – elektronová cyklotroní frekvence (20-200 GHz) ICRH - iontový cyklotroní frekvence (20- 200 MHz) LH - hybridní frekvence (1-10 GHz)
Elektromagnetické vlny – se vstřikují do plazmatu speciálními anténními systémy. Frekvence vlny se vybírá tak, aby byla v rezonanci s vlastními frekvencemi plazmatu:
Svazky neutrálních atomů (NBI) – (H, D, T) se vstřikují do plazmatu a předávají svou kinetickou energii iontům plazmatu
Dodatečný ohřev:
Ohmický ohřev (OH) – plazma má konečnou vodivost a tudíž se ohřívá průchodem proudu Ohřev a-částicemi - plazma se ohřívá nabitými produkty jaderného slučování (reaktor)
Základní metoda ohřevu:
Ohřev plazmatu v tokamacích
DIVEROR
Iontový cyklotronní ohřev
Dolně hybridní vlna
Antény pro dodatečný ohřev JET
Rekordní parametry
Ohřev α- částicemi představuje již 15% z celkového příkonu potřebného k ohřevu plazmatu!
Dosaženy na dvou tokamacích, TFTR (USA) a JET (EURATOM), které doposud jako jediné pracovaly se skutečnou palivovou směsí D-T
Robot pro opravy poškozených dílů uvnitř komory tokamaku JET
Komora tokamaku se během provozu postupně aktivuje neutronovým tokem a triciem ve stěnách
DIVERTOR – oblast na spodní části toru, která odvádí energii pomocí speciální konfigurace magnetického pole.
Dva způsoby: LIMITER – clona v jednom poloidálním řezu nebo po obvodu toru
Udržení plazmatu v tokamacích není ideální!! Tepelné ztráty (cca 1 až 10 MW-m2) je nezbytně nutné kontrolovaně uchladit.
Interakce plazmatu se stěnou komory
Plazma v divertoru tokamaku ASDEX-U
Stellarator W-7X bude dokončen 2009 v Greisfwaldu (SNR)
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!
Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru
~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole
Německo ASDEX U, TEXTOR 94 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
Tokamaky a Stellaratory v provozu
CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus
Vyroben v Moskvě 1958 V provozu v ÚFP Praha od 1977 Rekonstrukce (nová komora) 1985 EURATOM 1999
CASTOR 0.1 m3 0.01 MA 0.05 s 2 mil K ~ 0.5 MEuro ~ 20 My ~ 1.5 Tesla ~ 2*1018 m-3 ~ 0.2 mil K
Objem plazmatu Proud plasmatem Délka pulzu Centrální teplota
Roční rozpočet Manpower
Magnetické pole Okrajová hustota plazmatu Okrajová teplota plazmatu
~ 3.5 Tesla ~ 4*1018 m-3 ~ 0.2 mil K
~ 50 MEuro ~ 300 My
Joint European Torus 50 m3 5.0 MA 30 s 100 mil K
Srovnání velkého a malého tokamaku
• • • •
•
Relevantní program fyzikálního výzkumu Vyhovující financování, dobrou technickou podporu,…..) Silná mezinárodní spolupráce Těsný kontakt se studenty (diplomové a PhD práce,..)
Odpověď: ano, ale
Může malý experiment jako CASTOR přispívat k termojadernému výzkumu a soutěžit s velkými experimenty jako JET, ASDEX Upgrade, TORE Supra s multi - milionovým rozpočtem?
Otázka
• Klíčová úloha turbulence pro udržení plazmatu je známa již ~ 30 let • Přesto její fyzikální podstata není doposud plně pochopena!! • Turbulence okraji sloupce plazmatu je jedním z možných relevantních jevů, které lze studovat na malých tokamacích, neboť okrajové plazma v malých i velkých zařízeních je velmi podobné!!!
Turbulence plazmatu v tokamacích
•Má komplikovaný 3D charakter •Lokalizované structury (hustota,..) •Protažené podél magnetických siločar •Rotují v poloidálním směru
Turbulence plazmatu na okraji sloupce plazmatu je fyzikální jev, který se pozoruje jak na velkých tak i na malých tokamacích!
Příklad experimentalních výsledků
Poloidal direction
Toroidal direction
TMAVÁ BARVA Hustota plazmatu je nižší než střední hodnota
SVĚTLÉ BARVY Hustota plazmatu je vyšší než střední hodnota
Poloidalní řez tokamakem CASTOR
Centrální oblast Sloupce plasmatu se nemodeluje
Stěna
Turbulence okrajového plazmatu – model
separatrix
limiter
Okamžitý snímek struktur Potenciálu (v měřítku)
poloidally: 42 mm
2D matice 64 Langmuirových sond
2D structure of edge turbulence on CASTOR
radial position [mm]
22 mm in radialním směru
"Údolí"
Video: 1000 snímků po 1 µs ⇒ Celkem = 1 ms Magnetické pole je kolmé na stínítko
"Kopec"
42 mm v the poloidalním směru
(měřeno maticí Langmuirových sond)
Struktura okrajové turbulence v CASTORu
Celkem - 69 profesionálů a techniků
•Ústav jaderné fyziky, AV CR •Ústav jaderného výzkumu, a.s. Řež •Ústav aplikované mechaniky a.s, Brno
Cyklotron, ozařování ve štěpném reaktoru, materiálový výzkum
Vývoj nových technologií (pro ITER)
•Ústav fyzikální chemie, AV CR •Matematicko-fyzikální fakulta, UK •Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, ČVUT
Tokamak CASTOR, teorie/modelování, srážové procesy
Fyzikální výzkum
Konsorcium sedmi institucí koordinované Ústavem fyziky plazmatu AV ČR
od 1999 - Association EURATOM/IPP.CR
Česká republika – asociovaná do EURATOMu
ISTTOK
TJ-II
TCV
JET MAST
TORESUPRA
ASDEX-U
TEXTOR
FT-U
CASTOR
SPOLUPRÁCE NENÍ NAVÁZÁNA
LABORATOŘE PŘISPÍVAJÍCÍ K EXPERIMENTU CASTOR
OBOUSMĚRNÁ SPOLUPRÁCE (TORE-SUPRA, TJ-II, ISTTOK)
CASTOR SE ÚČASTNÍ NA VÝZKUMU (JET, TCV, TEXTOR, MAST)
Hlavní mezinárodní spolupráce
SUMTRAIC 2004, druhý pokus červen, 10 dní, 12 studentů from Maďarska, Slovenska, Bulharska a Belgie). Bude se organizovat každoročně.
CASTOR tokamak je zcela k dispozici pro studenty ( řádné&PhD), měří a zpracovávají základní experimentální data.
SUMmer TRAInq Course on CASTOR
(Využítí unikátních možností tokamaku CASTOR)
Výchova studentů
• Technologie první stěny reaktoru při extrémní tepelné zátěži až 20 MW/ m2 (chlazení, nové materiály, životnost……); • Technologie blanketu (separace tritia, …..);
(možné nové nestability, transportní bariéry, ……);
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
Nezbytné kroky na cestě k fúzní elektrárně
Červen 2004.
V současné době • Projekt je hotov (2001) • Vytváří se právnická osoba převezme zodpovědnost za projekt na dobu 40 let) • Započetí stavby během 2005, doba stavby cca 8 let (2013), provoz 25 let • Realizace projektu je nyní v rukou politiků • Vybrat místo stavby (Cadarache, Francie nebo Rokkasho, Japonsko)
Partneři • EURATOM, Japonsko, Rusko (70%) + USA, Čína, Korea (10%) • Cena cca 3,85 miliardy EUR
Projekt ITER
500 MW >400 s
Fúzní výkon Doba hoření
Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10
15 MA 5.3 T
Proud plazmatem Magnetické pole (supravodivý magnet)
Zapálení reakce a samovolné hoření Přechod do stacionárního provozu Ověření koncepce první stěny Výběr optimální plodící obálky
12 m
International Termonuclear Experimental Reactor ITER
• Jinak celý program zkolabuje – ztráta motivace.
• Klíčové rozhodnutí – postavit ITER musí padnout do poloviny roku 2004 – je to nyní v rukou politiků.
• Průkaz zapálení termojaderné reakce laserem se očekává kolem 2010 (National Ignition Facility, Livermore)
• Fyzikové jsou přesvědčeni, že ekonomicky výhodný a ekologicky přijatelný reaktor na bázi magnetického udržení plazmatu lze vybudovat do 2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60).
Závěr
Z diskuze ve Sněmovně lordů o financování tokamaku JET
• Viscount Davison – My Lords, I should think a rather large one!
• Earl Ferrers – My Lords, what kind of thermometer reads a temperature of 140 milion degrees of centigrade without melting?
Klíčová úloha politiků ve vědě!
Generace rychlých částic Šíření elektromagnetických vln
Turbulence, Elektrická pole Interakce Plazma - stěna
Vzdělávání Diplomové & PhD práce Letní škola
Vývoj nových diagnostických metod
Soft X-Ray spectroscopy Pokročilé elektrické sondy
Výzkumný Program
Interakce vln s plazmatem
Fyzika okrajového plazmatu
Celkem 700 milionů EUR v 6 Rámcovém programu, z toho 200 milionů na ITER
Zabezpečuje výměnu vědců mezi jednotlivými Asociacemi
• Staff Mobility Agreement
provozuje JET, koordinuje vývoj nových technologií¨a ITER
• European Fusion Developement Agreement (EFDA)
(EU, Švýcarsko, ČR, Maďarsko, Rumunsko, Lotyšsko Bruselská centrála financuje 20% doložených výdajů
Koordinuje lokální výzkum – 21 tzv. Asociací
• Contract of Association
Koordinuje výzkum jaderné fúze v EU
EURATOM (část Rámcového Programu)
