Research Centre Rez
TECHNOLOGY EXPERIENCE FOR FUSION Slavomir Entler
FUSION ROADMAP 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. Klíčovými projekty plánu jsou experimentální reaktor ITER a demonstrační fúzní elektrárna DEMO. Zrušení agentury EFDA. Zrušení dvoustranných asociačních dohod včetně asociace Euratom-IPP.CR. Založení nové organizace „European Fusion Consortium“.
Continuation of the contribution of Mr. Biagioni
1
FUSION ROADMAP 2010 1. UDRŽENÍ PLAZMATU 2. ODVOD ENERGIE
2020
2030
Induktivní režim Steady state režim DTT Současné návrhy Pokročilý návrh
2040
ITER Q=10
2050
ITER steady state režim
ITER Q=10
Early Neutron Source
3. MATERIÁLY ITER Q=10
4. ZÍSKÁVÁNÍ TRITIA
ITER TBM program Jiné koncepty blanketu
5. BEZPEČNOST 6. DEMO FPP 7. EFEKTIVITA 8. STELARÁTOR 2
Návrh a projektování
DEMO Výstavba
ELEKTŘINA Z FÚZE Provoz
Levnější technologie a technologie s dlouhodobou životností
Optimalizace zařízení
Provoz zařízení
REAKTORY ITER – HIPER - DEMO HIGH POWER LASER ENERGY RESEARCH FACILITY BEZ ŠANCE NEJSOU LASERY, VHODNÉ TERČE ANI PRVNÍ STĚNA
HiPER
V PROVOZU
3
V PROVOZU
VE VÝSTAVBĚ
V PŘÍPRAVĚ
REAKTOR ITER 29 m výška 28 m průměr 23 000 t váha
4
Q=10
ITER – VAKUOVÁ NÁDOBA Vakuová nádoba se 44 porty, 8 000 tun, SS 316L D 6.5 -19.4 m, H 11.3 m, 1 400 m3, tlak 10-7-10-4 Pa
5
ITER – MAGNETY Nb3Sn a NbTi teplota 4 K magnetické pole 5,3 T 29 kV / 17 MA DEMO vysokoteplotní supravodiče magnetické pole 10 T
6
ITER – OHŘEV A GENEROVÁNÍ PROUDU
OHŘEV A CD
OHŘEV
OHŘEV
OHŘEV DO ZÁŽEHU 110 MW PO ZÁŽEHU 100 MW (α) + OHŘEV 40 MW 7
CD
ITER – NAPÁJENÍ ELEKTROMAGNETY
50 GJ
8
OHŘEV PLAZMATU
ITER – RYCHLOBRZDA Rychlobrzda reaktoru ITER je zařízení pro rychlé vybití energie uložené v supravodivých magnetických cívkách a nazývá se „Fast discharge unit“. Energie v magnetickém systému dosahuje až 50 GJ a musí být vybita do 30 sekund.
Letadlová loď USS Yorktown třídy Essex Výtlak, cca 27 100 tun Rychlost plavby 60 km/h Kinetická energie 50 GJ 220 km/h
Pendolino Váha, cca Rychlost jízdy Kinetická energie
9
420 tun 150 km/h 50 GJ 1760 km/h
„JADERNÁ“ TECHNOLOGIE: PFC A BLANKET
10
JADERNÁ TECHNOLOGIE
PRVNÍ STĚNA – JET, ITER, DEMO, FPP ►CHRÁNÍ CELOU KONSTRUKCI REAKTORU ► STOUPAJÍCÍ ZÁTĚŽ S VÝKONEM
DIVERTOR – (JET), ITER, DEMO, FPP ► ČISTÍ A MODELUJE PLAZMA
PRVNÍ STĚNA
► CHRÁNÍ PRVNÍ STĚNU
BLANKET – (ITER), DEMO, FPP ► ODVÁDÍ ENERGII ► CHRÁNÍ KONSTRUKCI REAKTORU ► PRODUKUJE PALIVO ( V ITER POUZE TBM)
PLASMA FACING COMPONENTS BLANKET
DIVERTOR
11
PFC REAKTORU JET
12
ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ PFC
PORUCHY UDRŽENÍ PLAZMATU (orientačně) VDE 500 MW/m2 ELM 2 000 MW/m2 Disrupce 40 000 MW/m2
13
PRVNÍ STĚNA ITER První stěna reaktoru obklopující plazma (First Wall) je nejzatíženější část fúzního reaktoru:
neutronové záření < 3 dpa tepelné záření, 0.1- 5 MW/m2 cyklická zátěž, 6 minutové cykly musí absorbovat silové rázy způsobené disrupcemi plazmatu, nesmí znečišťovat plazma.
14
CHLAZENÍ PRVNÍ STĚNY ITER
15
PRVNÍ STĚNA – KOMPLETACE
16
PRVNÍ STĚNA –ČLÁNEK EHF
17
PRVNÍ STĚNA – VÝROBA MODULU FW
OBVYKLÝ ROZMĚR MODULŮ 1 m x 1.6 m
18
DIVERTOR – ČISTIČ PLAZMATU Důležitým faktorem pro dosažení cílové teploty plazmatu je minimalizace energetických ztrát plazmatu. Za energetické ztráty mohou především nečistoty v plazmatu, které se ionizují a přitom intenzivně září. Radiační ochlazování probíhá do té doby, dokud nedojde k úplné ionizaci všech nečistot. Proto nejvyšší ztráty způsobují nečistoty s nejvyšším atomovým číslem. Například pouhých 0,1 % wolframu v DT plazmatu zcela zabrání ohřátí plazmatu na požadovanou teplotu. To je důvod, proč bude stěna plazmové komory reaktoru ITER pokryta vrstvou berylia, které má velice nízké atomové číslo 4. Při hoření je hlavním zdrojem znečištění plazmatu samotná fúzní reakce, které produkuje jádra atomů helia. Zvyšující se množství heliových jader v plazmatu by dříve nebo později fúzní reakci znemožnilo stejně jako jiné nečistoty.
BEZ DIVERTORU 19
S DIVERTOREM
DIVERTOR - FYZIKA , H-MOD
X BOD
20
SKLÁPĚNÍ TERČŮ PRO ROZLOŽENÍ ZÁTĚŽE
DIVERTOR REAKTORU JET
LIMITERY 21
DIVERTOR
DIVERTOR VYMEZUJE POVRCHOVOU VRSTVU PLAZMATU SOL, KTERÁ VYTVÁŘÍ TRANSPORTNÍ BARIÉRU A UMOŽŃUJE PROVOZ REAKTORU V H-MODU
DIVERTOR ITER
22
10-20 MW/m2 wolfram – (CFC) CuCrZr / SS 316L 700 o-1200 oC HT He SCW cca 3 m x 2 m
KONSTRUKCE DIVERTORU
Původní konstrukce - CFC + W, CFC – pohlcuje tritium Od roku 2011 vývoj „full W“ divertoru Rychloupínací kazety o váze 9 tun, celkem 54 kazet 54 kazet – každá o váze 9 tun Vnitřní vertikální plocha IVT, vnější vertikální plocha a deštník na tlumičích rázů
23
BLANKET Blanket reaktoru je 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
zachycení neutronů a přeměna jejich energie na teplo, ochrana supravodivých cívek před tepelným a neutronovým zářením, biologické stínění neutronového záření, odvod tepla z reaktoru, ITER – testovací moduly blanketu TBM, DEMO – produkce tritia.
ITER – tepelný štít magnetů: ocelové stínění pokryté stříbrem chlazené heliem o teplotě 100 K
24
MATERIÁLY PRVNÍ STĚNY A BLANKETU ITER
PRVNÍ STĚNA berylium CuCrZr austenitická ocel SS 316L
1m
BLANKET
austenitická ocel SS 316L CHLADIVO voda STÍNĚNÍ ocel voda
25
1.4 - 1.7 m
MONTÁŽ BLANKETU ITER VDE CÍVKY
ELM CÍVKY
26
ROZVOD CHLAZENÍ
BLANKET REAKTORU ITER
27
ITER - CADARACHE
Zahájení přípravy
rok
1985
Zahájení výstavby
rok
2011
Spuštění reaktoru
rok
2020
Zahájení plného provozu
rok
2027
28
HISTORICAL ENTRY 1987 ON 1987 EXPERIMENTAL RESEARCH IN ŘEŽ FOR ITER WAS STARTED WITH LiPb EUTECTIC ALLOY IN THE BLANKET CHANNEL. Partners: • NRC Kurchatov Institute • RDIPE • MPEI
1989 CZECHOSLOVAKIA WAS ACCEPTED AS PARTICIPANT OF THE PROGRAM ITER.
29
RCR FUSION RESEARCH ACTIVITIES FUSION ROADMAP
RESEARCH CENTRE REZ
1. PLASMA OPERATION 2. HEAT EXHAUST 3. MATERIALS
A. FW / LIMITER DESIGN AND R&D B. LIPB TECHNOLOGY DEVELOPMENT
4. TRITIUM BREEDING 5. SAFETY 6. DEMO FPP
C. HE TECHNOLOGY DEVELOPMENT
D. NEUTRONIC ANALYSES
7. LOW COST E. BLANKET WCLL DEVELOPMENT 8. STELLARATOR
30
RCR EXPERIMENTAL DEVICES
FUSION NUCLEAR COMPONENTS MATERIALS RESEARCH
HEAT FLUX TESTING
BLANKET MOCK-UP
LIQUID METAL TECHNOLOGY
FUSION NEUTRONICS
RVS
BESTH TW3
HELZCA
31
BLANKET COOLING
TBM
MELILOO
NG14
SCWL HTHL
YELLOW INDICATES NEW DEVICES, DEVELOPED IN FRAME OF SUSEN PROJECT GREEN INDICATES EXISTING DEVICES
NUCLEAR FUSION TECHNOLOGY IN ŘEŽ IN PRESENT TIME RESEARCH CENTRE REZ USES OR BUILDS A WIDE RANGE OF EXPERIMENTAL EQUIPMENT FOR FUSION TECHNOLOGY RESEARCH : BESTH TW3 HELCZA NG 14 BWR,RVS SCWL HTHL MELILOO TBM ŘEŽ
32
- HEAT FLUX TEST FACILITY FOR FIRST WALL MOCK-UPS - REACTOR HEAT FLUX TEST FACILITY FOR FIRST WALL MOCK-UPS - HIGH HEAT FLUX TEST FACILITY FOR FULL-SIZE PFC MODULES - DEUTERIUM-TRITIUM FUSION NEUTRON GENERATOR - REACTOR WATER LOOPS Common matter: - SUPERCRITICAL WATER LOOPS Research of materials - HIGH TEMPERATURE HELIUM LOOPS for plasma facing - LIQUID METAL 17Li-83Pb EUTECTIC ALLOY LOOP components and blanket - TEST BLANKET MODULE REMOTE HANDLING
BESTH HTHL,SCWL,MELILOO BWR,RVS,HTHL,TW3
NG 14
PILSEN
HTHL,SCWL HELCZA
TBM
HIGH HEAT FLUX TESTING OF PFC ONE OF THE MAIN AREAS OF FUSION RESEARCH IN ŘEŽ IS BASED ON THE HEAT AND NEUTRON FLUX TESTING OF THE FIRST WALL. The experimental complex HELCZA will cover high heat flux testing of the plasma facing components:
CYCLIC HEAT FLUX TESTING
CYCLIC HIGH HEAT FLUX FULL-SIZE (1 m x 2 m) TESTING
CYCLIC HEAT FLUX TESTING UNDER NEUTRON FLUX 1018 n/s
EXTREME HIGH HEAT FLUX TESTING 40 GW/m2
EXPERIMENTAL DEVICES BESTH AND TW3 33
EXPERIMENTAL COMPLEX HELCZA
EXPERIMENTAL DEVICE BESTH THE BESTH DEVICE WAS DEVELOPED FOR THE FIRST WALL MOCK-UPS TESTING. On this device seven FW mock-ups were tested. Five of them were standard 12 000 cycles long thermal fatigue tests of FW mock-ups from various suppliers: from China, Russian Federation, South Korea, EU and USA; last two mock-ups were tested for life-time durability, lasting 30 000 cycles.
All mock-ups were tested to heat flux of 0.625 MW/m2 in cycles consisting of 30 seconds heating up, 180 seconds of full power, 30 seconds cooling down and 60 seconds of power off.
34
IRRADIATED RIG TW3 THE IRRADIATED RIG TW3 ALLOWS AN IN-PILE THERMAL FATIGUE TESTING OF ACTIVELY COOLED FIRST WALL MOCK-UPS IN NUCLEAR REACTOR CORE Developed rig were located in a core of the LVR-15 experimental nuclear reactor in RCR. The rig TW3 generated 7 minutes long cycles during the in-pile operation. All mock-ups were tested to heat flux of 0.5 MW/m2 in cycles consisting of 30 seconds to heating up, 180 seconds to keep full power, 30 second to cool down to zero power and 180 seconds to keep on zero power. Neutron fluences and dpa values reached average values 8.4e1020 - 7.6e1020 cm-2 and 0.456 - 0.598 dpa for 17 000 cycles.
35
HIGH HEAT FLUX TEST FACILITY HELCZA HELCZA IS A NEW EXPERIMENTAL COMPLEX DESIGNED FOR CYCLIC HIGH HEAT FLUX LOADING OF PFC FULL-SIZE MODULES. The unique experimental assembly for full-size high heat flux testing of plasma facing components of fusion reactors ITER and DEMO, like First Wall modules, Divertor in-vessel targets and Antenna faraday screens, produced by the European Union. The HELCZA is primarily intended for testing of components with dimensions 1x2 m or 1,5x1,5m with cyclic heat load up to 40 MW/m2. Maximum achievable heat flux density will be 40 GW/m2. DECONTAMINATION
UNIQUENESS:
DIAGNOSTICS
KINEMATICS
Full-size FW modules. 90o angle of heating. Beryllium maintenance.
VACUUM VESSEL 11 m3
ELECTRON GUN 0,8 MW
ELECTRO MAGNETS COOLING
36
TRANSPORTER OF MODULES
RAILS
POWER SOURCE FOR UNIFORM HEATING THE HIGH HEAT FLUX WILL BE DELIVERED BY A HIGH-ENERGY ELECTRON BEAM WITH A POWER OF 800 kW AND AN ACCELERATION VOLTAGE 60 kV. The electron beam will be focused by a magnetic field to the sample and will scan the surface with a frequency 20 kHz to achieve a uniform surface heating. DECONTAMINATION VACUUM VESSEL DIAGNOSTICS KINEMATICS
MAGNETIC DEFLECTION AND FOCUSING FIELD
ELECTRON GUN
BEAM RANGE MODULE
37
TRANSPORTER OF MODULES
TRANSPORTER OF GUN
EXPERIMENTAL COMPLEX HELCZA THE EXPERIMENTAL COMPLEX HELCZA INCLUDES A LOT OF TECHNOLOGICAL SYSTEMS: DIAGNOSTIC SYSTEM
CONTROL SYSTEM
COOLING SYSTEM
TRANSPORT AND MANIPULATION SYSTEM
VACUUM VESSEL
ELECTRON BEAM GUN
INTERLOCK SYSTEM
ELECTROMAGNET SYSTEM
VACUUM SYSTEM
BERYLLIUM DECONTAMINATION SYSTEM
BERYLLIUM DIAGNOSTIC
BERYLLIUM LABORATORY
38
EXTERNAL COOLING WATER LOOP
EXTERNAL COOLING SUPERCRITICAL WATER LOOP
EXTERNAL COOLING HIGH TEMPERATURE HELIUM LOOP
In comparison with other devices in the world, HELCZA enables moreover: • Testing of full-size modules of PFC (FW, DIVERTOR, AFS) with a high power beam, including qualification and production series testing. • 90o angle of incidence of heating beam (perpendicular to surface) • Full beryllium maintenance.
TEST BLANKET MODULE REMOTE HANDLING TEST BLANKET MODULE AND PORTCELL MODEL IN SCALE 1:1 The construction of infrastructure to verify and develop remote handling procedures and tools for: • • •
39
TBM changing, repairs and maintenance of TBM, for TBM hot cells in the ITER facility.
NG 14 MeV D-T NEUTRON GENERATOR RESEARCH CENTRE REZ BUILDS A NEW SOURCE OF TRUE FUSION NEUTRONS •
Research of 14 interactions with fusion applications
•
Doses determining based on fast neutron activation measurements.
•
Design, validation, verification and testing of computer codes and nuclear data libraries for fusion power.
•
Integral benchmark or mock-up experiments
MeV neutron materials for
Research fission reactors LR-0 and LVR-15, isotopic neutron source of Cf-252 and 14 MeV neutron generator allow to study the all range of neutrons interaction. 40
PFC AND BLANKET COOLING RESEARCH CENTRE REZ OPERATES A NUMBER OF EXPERIMENTAL FACILITIES FOR RESEARCH AND DEVELOPMENT OF COOLING: • • • •
Pressurized Water loops Supercritical Water loops High Temperature Helium loops Lithium-Lead loop
(up to 340 oC and 15 MPa ) (up to 750 oC and 30 MPa) (up to 1000 oC and 9 MPa) (up to 550 oC and 0,5 MPa)
All loops can be used for research of cooling of plasma facing components and blanket modules. Using of supercritical water or high temperature helium for cooling will provide the highest thermodynamic conversion efficiencies in outlook for DEMO fusion power plant.
PRESSURIZED WATER LOOP RVS
41
SUPERCRITICAL WATER LOOP SCWL
COLD TRAP OF LITHIUM-LEAD LOOP
HIGH TEMPERATURE HELIUM LOOP HTHL
THANK YOU FOR YOUR ATTENTION.
42
