Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce.

Podobné prezentace


Prezentace na téma: "Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce."— Transkript prezentace:

1 Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny Tokamak – perspektivní termojaderný reaktor Tokamak JET - rekordní výsledky Projekt ITER Český podíl na výzkumu jaderné fůze – EURATOM Jihočeská univerzita,

2 (Trvale udržitelný) rozvoj civilizace vyžaduje především výrobu dostatečně velkého množství energie. V současné době je světová energetická bilance napjatá a zdroje jsou navíc rozděleny nerovnoměrně 20 % populace spotřebovává 80% světové produkce To se určitě změní (Čína, Indie, Latinská Amerika, Afrika) Spotřeba energie tedy v budoucnu určitě poroste – co však ZDROJE? Energie v třetím tisíciletí

3 Rok 2006: Země má 6 miliard obyvatel Rok 2060 Země bude mít 9 miliard obyvatel Více obyvatel  Více energie Navíc se rychle rozvíjejí státy jako Čína, Indie, Latinská Amerika ??…  v roce 2060 se světová potřeba energie zdvojnásobí !!!!

4 The Association for the Study of Peak Oil&Gas, Sweden (2004) Světové zásoby paliv na bázi uhlovodíků

5 Pro řešení energetického problému je nutno ŠETŘIT efektivně využíval klasická paliv hledat nové zdroje energie Fosilní paliva (uhlí, přírodní plyn) – produkce CO 2 ? Obnovitelné zdroje – sluneční energie - větrná energie - vodní energie - spalování biomasy Jaderná energie -návrat ke klasickým ( a rychlým) štěpným reaktorům (problémy - bezpečnost, skladování vyhořelého paliva) -termojaderné slučování

6 Lehká jádra (isotopy vodíku) Proton + Neutron (mořská voda) Proton + dva neutrony (nestabilní izotop, poločas rozpadu ~12 let)

7 E kin ~ 20 keV T~ 200 mil. K α částice – 3.5 MeV (ohřev paliva) neutron – 14.1 MeV (energie využitelná na výrobu elektřiny) deuteron triton Možné řešení energetického problému Exotermní reakce! – produkty reakce mají 1000x větší kinetickou energii než vstupní palivo

8 Původ kinetické energie produktů fúze Hmotnost produktů je menší než hmotnost částic do reakce vstupujících: E kin =  mc 2  m = amu E~ J K tomu, abychom získali z jednoho krychlového metru paliva výkon 1 MW, je třeba uskutečnit v tomto objemu za jednu vteřinu ~ slučovacích reakcí

9 Slunce Reaktor Možné kombinace paliva -Deuterium-Tritium (nejpravděpodobnější) -Deuterium-Helium 3 (je na Měsíci) - Deuterium-Deuterium - Proton-Proton (probíhá na Slunci)

10 Koncept termojaderné elektrárny – rok 2050 Výkon 1-2 GW Spotřeba paliva~ 1 t D+T/rok Odhadovaná cena 10 miliard Euro Produkuje minimální množství radioaktivního odpadu. Výroba tritia v reaktoru n + Lithium = tritium + helium

11 Ekologické aspekty – Zbytková radioaktivita ITER (2004) ITER Uhelná elektrárna Uranový odpad Uranová ruda Materiál z jaderné elektrárny Relativně krátký poločas rozpadu

12 Podmínka hoření termojaderné reakce Výkon alfa-částic předávaný palivu o objemu V (aprox. pro T = keV) Celkové ztráty (tepelná vodivost, Záření, …) Lawsonovo kriterium

13 Při tak vysokých teplotách je palivo ve stavu, který se nazývá plazma Rychlost jader musí být větší 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 třeba ohřát směs deuteria a tritia na teplotu 200 milionů stupňů !!!!! Základní předpoklad pro slučování jader deuteria a tritia

14 PLAZMA ve Vesmíru a na Zemi > 99% vesmíru je v plazmatickém stavu

15 Inerciální a magnetické udržení plazmatu T> 200 mil. K n  τ > m -3 s Systémy s inerciálním udržením plazmatu - mikro- výbuchy n > m -3 (extrémní hustota plazmatu, komprese) τ > s (dáno rychlostí expanze) Výkonové lasery Systémy s kvasistacionárním udržením plazmatu v magnetické nádobě n > m -3 (<< než koncentrace plynu za atmosférického tlaku) τ > 1 s (dáno tepelnou vodivostí plazmatu a velikostí nádoby) Tokamaky

16 miniaturní H-bomba Klíčový parametr pro zapálení termojaderné reakce Hustota plazmatu  Doba udržení jeho tepelné energie n  τ > m -3 s Lawsonovo kriterium τ > miliardy let τ > sec τ > 1 mikrosekunda

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 Moskvě 1950 Tokamak se skládá: — velký transformátor — cívky pro vytváření magnetických siločar ve tvaru kružnice — prstenec plasmatu, kterým protéká velký elektrický proud

18 Nutná podmínka pro vytvoření stabilního prstence plazmatu Toroidální mag. pole Poloidální mag. pole Spirálové siločáry mag. pole

19 Cívky toroidálního magnetického pole Tokamak - princip činnosti Prstenec horkého plazmatu (200 milionů stupňů) Udržován magnetickým polem toroidálního solenoidu Elektrický proud prstencem je vytvářen induktivně - sekundární vinutí transformátoru Prstenec plazmatu je ohříván průchodem elektrického proudu Jádro transfornítoru Prstenec plazmatu

20 Cívky toroidálního magnetického pole Tokamak - základní princip

21 Co musíme vyřešit pro dosažení kvalitního výbojového režimu v tokamaku Rovnováha a tvar průřezu sloupce plazmatu Stabilita prstence Udržení plazmatu Ohřev plazmatu Interakce plazma – stěna ………. …   Fyzikální a technologické problémy: Obrovský teplotní gradient o /m (zřejmě největší v celém vesmíru!) Obrovská tepelná a neutronová zátěž vnitřní stěny reaktoru!

22 Ohmický ohřev v tokamacích Toroidální sloupec plazmatu – sekundární zavit transformátoru (pistolová pájka) - Plazma má konečnou vodivost. S rostoucí teplotou ohmický příkon klesá: účinný pouze do teplot ~ 1-2 keV (~10 – 20 milionů stupňů) na velkých tokamacích a v reaktoru je ohmický ohřev zanedbatelný (několik procent)

23 Jak dosáhnout ultravysokých teplot? Vstřik svazku neutrálních atomů Ohmický ohřev průchodem proudu Ohřev elektro- magnetickou vlnou Reaktor: Ohřev nabitými produkty jaderných reakcí (jádra Helia)

24 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 ( GHz) ICRH - iontový cyklotroní frekvence ( MHz) LH - hybridní frekvence (1-10 GHz)

25 Celková energie W & Celkový počet částic N Ohřev P Zdroj částic recycling, fuelling, … Plazma držené magnetickým polem (globální bilance schematicky) Ztráty nabitých částic difúze, … Ztráty Energie tepelná vodivost, vyzařování,… Detailní popis energetických ztrát je komplikovaný!

26 Globalní doba udržení energie W - Celková kinetická energie v plazmatu P - Výkon ohřevu Energie  E ~ a 2 / , podobně Částice  p ~ a 2 /D HEATING ON Nezaměňovat s dobou výboje!!

27 Avšak!!!! Korficienty difúze D a tepelné vodivosti  jsou ve skutečnosti 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  jsou úměrné velikosti turbulentních polí. Turbulence existuje ve všech tokamacích (přebytek energie v omezeném objemu!!! ŘEŠENÍ: maximalizace  E ~ a 2 /  Zvětšit rozměry tokamaku Snížit úroveň turbulence plazmatu

28 Tokamaky v provozu EURATOMJET Německo ASDEX U, TEXTOR 94, (W-7X) 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 ~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole

29 Proud plazmatem I < 7 MA Toroidální pole B < 3.45 T Doba pulsu t>30 s JET Joint European Torus Největší fungující tokamak na světě Stavba zahájena 1975 Zakončeno1983 Provoz (alespoň) do m

30 JET pohled do výbojové komory V roce 1997 produkoval špičkově termojadernou energii o výkonu 16.1 MW Poměr fúzního a dodávaného výkonu Q tot = 0.94  0.17.

31 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!

32 Antény pro dodatečný ohřev JET DIVEROR Iontový cyklotronní ohřev Dolně hybridní vlna

33 Komora tokamaku se během provozu postupně aktivuje neutronovým tokem a triciem ve stěnách Robot pro opravy poškozených dílů uvnitř komory tokamaku JET

34 Energetická doba života- škálování s inženýrskými parametry Udržení se zlepšuje se zvětšováním rozměrů a růstem proudu Udržení se zhoršuje s růstem příkonu dodatečného ohřevu Extrémě důležité pro konstrukci budoucích tokamaků (ITER, DEMO) a nakonec i reaktoru!!!!

35 Interakce plazmatu se stěnou komory Udržení plazmatu v tokamacích není ideální!! Tepelné ztráty (cca 1 až 10 MW-m 2 ) je nezbytně nutné kontrolovaně uchladit. Chlazení – tak aby T< 1200 o Vhodné materiály – grafit, CFC, Berilium, Wolfram Vhodná magnetická konfigurace magnetického pole na okraji – nutno omezit průnik atomů materiálu stěn (rozprašování) do plazmatu Dva způsoby magnetické konfigurace: LIMITER – clona v jednom poloidálním řezu nebo po obvodu toru DIVERTOR – oblast na spodní části toru, která odvádí energii pomocí speciální konfigurace magnetického pole.

36 Poloidální limiter – clona, která odděluje horké plazma od stěny Používán v tokamacích první generace Výhoda – jednoduchá konstrukce Problém – tepelná energie plazmatu dopadá na relativně malou plochu, potíže s chlazením Poslední uzavřený magnetický povrch definován LIMITERem

37 Tokamak s toroidalním limiterem TORE SUPRA, CEA Cadarache, Francie Toroidální limiter zhotovený z uhlíkových kompozitů (CFC) Složený z několika stovek "prstů", každý z nich je individuálně chlazený Limiter ohřátý na teplotu vyšší než 1000 o

38 Tokamak s toroidálním limiterem TORE-SUPRA, Francie

39 Interakce plazmatu se stěnou komory Divertor V moderních tokamacích oblast na spodní části toru, která odvádí energii pomocí speciální konfigurace magnetického pole. zhotoven z těžko tavitelných materiálů (grafit, wolfram,..) Dokonalé chlazení Magnetická konfigurace tokamaku s divertorem Moderní koncepce Separatrix X-point Scrape-off layer Divertor plates

40 Interakce plazmatu se stěnou – Divertor moderní koncepce ASDEX-Upgrade, Německo magnetický povrch

41 Alternativní koncepce udržení plazmatu Sférický tokamak START, Anglie

42 Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru Stellarator W-7X bude dokončen 2010 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!

43 Complex shape, high accuracy good insulation; paschen proof void-free casted casings high overall quality also in classical technologies Large structure with many openings 3-D shape Complex welded Structure without distortion High heat fluxes Compound material High accuracy in machining Wendelstein 7-X Critical Positioning No welding distortions key parameters major radius: 5.5 m minor radius: 0.53 m non-planar coils:50 planar coils:20 induction on axis:< 3T heating power MW pulse length: 30 min energy turn around:18 GJ machine mass:725 t cold mass:425 t Goal: demonstration of principle reactor suitability of the optimised stellarator

44 Projektovaná délka výboje 30 min, příkon 30 MW  vyžaduje dokonalý (avšak velmi komplikovaný systém vodního chlazení

45 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/ m 2 (chlazení, nové materiály, životnost……); Technologie blanketu (separace tritia, …..);

46 Co je to ITER? dříve International Termonuclear Experimental Reactor) nyníITER 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 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 ≥ 0.5 MW/m 2 a střední zátěži (fluence) ≥ 0.3 MWa/m 2 Demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím

47 Proud plazmatem 15 MA Magnetické pole 5.3 T (supravodivý magnet) Objem plazmatu840 m 3 Fúzní výkon500 MW Doba hoření >400 s Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10 International Termonuclear Experimental Reactor ITER 12 m

48 ITER Divertor 54 ks výměnných kazet Centrální Solenoid supravodič Cívky Toroidálního mag. pole 18 ks, supravodič Cívky Poloidálního mag. pole 6 ks, supravodič Podpůrná konstrukce Blanket Modul 421 ks Vakuová nádoba 9 sectorů Cryostat 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

49 Současný stav projektu ITER Partneři EURATOM, Japonsko (50%) + USA, Rusko, Čína, Korea a Indie ( a 10%) Cena cca 3,85 miliardy EUR V současné době Projekt je hotov Vytváří se právnická osoba převezme zodpovědnost za projekt na dobu 40 let) Započetí stavby během 2006 (nejaderná část), 2008 (experimentální hala) doba stavby cca 7-8 let (2015), bude v provozu dalších 25 let Místo stavby vybráno - Cadarache, jižní Francie Momentálně: Konstituují se řídící orgány Probíhá dělba zakázek mezi jednotlivé partnery Licenční proces ve Francii (do roku 2008) Plánuje se tzv. Broader approach – rekonstrukce japonského tokamaku, urychlovač pro materiálové testy (IFMIF) – Japonsko – ústupky japonské straně

50 Evropská koncepce fúzní elektrárny DEMO (model C) Produkuje elektrickou energii vnitřní stěna z wolframu kvazistacionární provoz obrovské neutronové toky -velká radiační zátěž stavba kolem roku 2030

51 Vyroben v Moskvě 1958 V provozu v ÚFP Praha od 1977 Rekonstrukce (nová komora) 1985 EURATOM CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus

52 Srovnání velkého a malého tokamaku CASTORJoint European Torus Objem plazmatu0.1 m 3 50 m 3 Magnetické pole ~ 1.5 Tesla ~ 3.5 Tesla Proud plazmatem0.01 MA5.0 MA Délka pulzu0.05 s30 s Teplota plazmatu2 mil K100 mil K Roční rozpočet~ 0.5 MEuro~ 50 MEuro Obsluha (fyziků + techniků)~ 20 ~ 300

53 Otázka Může malý experiment jako CASTOR přispívat k termojadernému výzkumu a soutěžit s velkými experimenty jako JET, ASDEX Upgrade, TORE Supra s multi - milionovým rozpočtem? Odpověď: ano, ale Relevantní program fyzikálního výzkumu Vyhovující financování, dobrou technickou podporu,…..) Silná mezinárodní spolupráce (EURATOM) Těsný kontakt se studenty (diplomové a PhD práce,..)

54 EURATOM (část Rámcového Programu) Koordinuje výzkum jaderné fúze v EU Contract of Association Koordinuje lokální výzkum – 21 tzv. Asociací (EU, Švýcarsko, ČR, Maďarsko, Rumunsko, Lotyšsko Bruselská centrála financuje 20% doložených výdajů European Fusion Developement Agreement (EFDA) provozuje JET, koordinuje vývoj nových technologií¨a ITER Staff Mobility Agreement Zabezpečuje výměnu vědců mezi jednotlivými Asociacemi Celkem 700 milionů EUR v 6 Rámcovém programu, z toho 200 milionů na ITER

55 Česká republika – asociovaná do EURATOMu od Association EURATOM/IPP.CR Konsorcium sedmi institucí koordinované Ústavem fyziky plazmatu AV ČR Fyzikální výzkum Tokamak CASTOR, teorie/modelování, srážové procesy Ústav fyzikální chemie, AV CR Matematicko-fyzikální fakulta, UK Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, ČVUT Vývoj nových technologií (pro ITER) Cyklotron, ozařování ve štěpném reaktoru, materiálový výzkum Ústav jaderné fyziky, AV CR Ústav jaderného výzkumu, a.s. Řež Ústav aplikované mechaniky a.s, Brno Celkem - 80 profesionálů a techniků

56 Fyzikální Program Vývoj nových diagnostických metod Soft X-Ray spectroscopy Pokročilé elektrické sondy Interakce vln s plazmatem Generace rychlých částic Šíření elektromagnetických vln Vzdělávání Diplomové & PhD práce Letní škola Fyzika okrajového plazmatu Turbulence, Elektrická pole Interakce Plazma - stěna

57 Plazmové stříkání wolframu Ozařování Hallových senzorů ITER blanket ozařování Svařování vakuové nádoby pro ITER Numerické simulace Nuclear Data (IFMIF) Mechanické testy panelů první stěny pro ITER ve spolupráci s průmyslovou sférou (Škoda Výzkum, Vítkovice) Ústav fyziky plazmatu, AV ČR Ústav jaderného výzkumu Vývoj nových technologií Ústav jaderné fyziky, AV ČR Fakulka jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT Ústav aplikované mechaniky BRNO

58 * Tokamak velmi moderní konstrukce * Magnetická konfigurace podobná jako na ITERu (10x menší) * Relevantní fyzikální program * Cena cca 400 mil Kč – nabídnut zdarma ÚFP Avšak: nutné další investice (nová budova, nové napájecí zdroje, navýšení počtu pracovníků, …) – první plazma COMPASS-D v Culham Laboratory, UK

59 COMPASS-D je sice relativně malý tokamak, ale má geometrií (magnetickou konfiguraci) podobnou ITERu Průřez prstence plazmatu

60 Závěr Fyzikové jsou přesvědčeni, že ekonomicky výhodný a ekologicky přijatelný reaktor na bázi magnetického udržení plazmatu lze vybudovat do 2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60). Klíčové rozhodnutí – postavit ITER Stávající vědecký, technologický a průmyslový potenciál ČR umožní naše pokračování ve fúzním výzkumu a zapojení do projektu ITER.

61 Jak potlačit turbulenci ? (a zlepšit globální udržení plazmatu) Turbulentní struktury se "drobí" na několik částí  Jejich velikost i amplituda klesá  Transportní koeficienty se zmenšují  Vytváří se transportní bariera v oblasti "shear layer"  Globální udržení plazmatu se zlepšuje Transportní koeficienty jsou úměrné radiální velikosti turbulentních struktur Radialní electrické pole  Rotace sloupce plazmatu v poloidálním směru Er > 0Er < 0 Poloidální řez Btor je  na obrazovku

62 Zlepšené udržení energie v tokamaku s divertorem H mod Redukce radiálního transportu tepla vytvořením transportní bariéry na okraji prstence plazmatu Doba udržen  E = W plasma /P input vzrůstá 2x JET H-mód Poprvé pozorován na tokamaku ASDEX, F. Wagner 1981


Stáhnout ppt "Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce."

Podobné prezentace


Reklamy Google