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, 6.12.2006

Energie v třetím tisíciletí (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?

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 !!!!

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

Pro řešení energetického problému je nutno ŠETŘIT efektivně využíval klasická paliv hledat nové zdroje energie Fosilní paliva (uhlí, přírodní plyn) – produkce CO2? 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

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

(energie využitelná na výrobu elektřiny) Možné řešení energetického problému 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

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

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

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

Podmínka hoření termojaderné reakce Výkon alfa-částic předávaný palivu o objemu V (aprox. pro T =5 - 20 keV) Celkové ztráty (tepelná vodivost, Záření, …) Lawsonovo kriterium

Při tak vysokých teplotách je palivo ve stavu, který se nazývá plazma Základní předpoklad pro slučování jader deuteria a tritia 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 !!!!! Při tak vysokých teplotách je palivo ve stavu, který se nazývá plazma

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

Inerciální a magnetické udržení plazmatu T> 200 mil. K Inerciální a magnetické udržení plazmatu T> 200 mil. K n  τ > 1020 m-3 s Systémy s inerciálním udržením plazmatu - mikro-výbuchy n > 1026 m-3 (extrémní hustota plazmatu, komprese) τ > 10-6 s (dáno rychlostí expanze) Výkonové lasery Systémy s kvasistacionárním udržením plazmatu v magnetické nádobě n > 1020 m-3 (<< než koncentrace plynu za atmosférického tlaku) τ > 1 s (dáno tepelnou vodivostí plazmatu a velikostí nádoby) Tokamaky

Klíčový parametr pro zapálení termojaderné reakce Hustota plazmatu  Doba udržení jeho tepelné energie n  τ > 1020 m-3 s Lawsonovo kriterium τ > 1- 10 sec τ > 1 mikrosekunda τ > miliardy let miniaturní H-bomba

Princip tokamaku Navržen: Andrei Sacharov a Igor Tamm 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

Nutná podmínka pro vytvoření stabilního prstence plazmatu Toroidální mag. pole Poloidální mag. pole To je pro tokamak Spirálové siločáry mag. 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 Cívky toroidálního magnetického pole

Tokamak - základní princip Cívky toroidálního magnetického pole

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 200 000 000o/m (zřejmě největší v celém vesmíru!) Obrovská tepelná a neutronová zátěž vnitřní stěny reaktoru!

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)

Jak dosáhnout ultravysokých teplot? Reaktor: Ohřev nabitými produkty jaderných reakcí (jádra Helia) Ohřev elektro- magnetickou 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)

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

Globalní doba udržení energie Nezaměňovat s dobou výboje!! W - Celková kinetická energie v plazmatu P - Výkon ohřevu HEATING ON Energie tE~ a2/ , podobně Částice tp~ a2/D

ŘEŠENÍ: maximalizace tE~ a2/ Avšak!!!! Korficienty difúze D a tepelné vodivosti  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  jsou úměrné velikosti turbulentních polí. Turbulence existuje ve všech tokamacích (přebytek energie v omezeném objemu!!! ŘEŠENÍ: maximalizace tE~ a2/ Zvětšit rozměry tokamaku Snížit úroveň turbulence plazmatu

Tokamaky v provozu EURATOM JET 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

JET Joint European Torus Největší fungující tokamak na světě Stavba zahájena 1975 Zakončeno 1983 Provoz (alespoň) do 2010 Proud plazmatem I < 7 MA Toroidální pole B < 3.45 T Doba pulsu t>30 s

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

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!

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

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

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

Interakce plazmatu se stěnou komory Udržení plazmatu v tokamacích není ideální!! Tepelné ztráty (cca 1 až 10 MW-m2) je nezbytně nutné kontrolovaně uchladit. Chlazení – tak aby T< 1200o 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.

Poslední uzavřený magnetický povrch definován LIMITERem 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

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

Tokamak s toroidálním limiterem TORE-SUPRA, Francie

Interakce plazmatu se stěnou komory Divertor Magnetická konfigurace tokamaku s divertorem Separatrix 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 Scrape-off layer X-point Divertor plates Moderní koncepce

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

Alternativní koncepce udržení plazmatu Sférický tokamak START, Anglie

Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru 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! Stellarator W-7X bude dokončen 2010 v Greisfwaldu (SNR)

Wendelstein 7-X key parameters major radius: 5.5 m High accuracy in machining Large structure with many openings 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 15 - 30 MW pulse length: 30 min energy turn around: 18 GJ machine mass: 725 t cold mass: 425 t 3-D shape Complex welded Structure without distortion Complex shape, high accuracy good insulation; paschen proof void-free casted casings high overall quality also in classical technologies High heat fluxes Compound material Goal: demonstration of principle reactor suitability of the optimised stellarator

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

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 ≥ 0.5 MW/m2 a střední zátěži (fluence) ≥ 0.3 MWa/m2 Demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím

International Termonuclear Experimental Reactor ITER Proud plazmatem 15 MA Magnetické pole 5.3 T (supravodivý magnet) Objem plazmatu 840 m3 Fúzní výkon 500 MW Doba hoření >400 s Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10 12 m

ITER Centrální Solenoid Blanket Modul supravodič 421 ks Vakuová nádoba 9 sectorů Cryostat 24 m high x 28 m dia. Cívky Toroidálního mag. pole 18 ks, supravodič Port Plug 6 pro ohřev 3 pro blanket 2 pro dálkovou manipulaci zbývající pro diagnostics Cívky Poloidálního mag. pole 6 ks, supravodič Kryogenní pumpy 8 ks Podpůrná konstrukce Divertor 54 ks výměnných kazet

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

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

CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus Vyroben v Moskvě 1958 V provozu v ÚFP Praha od 1977 Rekonstrukce (nová komora) 1985 EURATOM 1999 - 2006 CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus

Srovnání velkého a malého tokamaku CASTOR Joint European Torus Objem plazmatu 0.1 m3 50 m3 Magnetické pole ~ 1.5 Tesla ~ 3.5 Tesla Proud plazmatem 0.01 MA 5.0 MA Délka pulzu 0.05 s 30 s Teplota plazmatu 2 mil K 100 mil K Roční rozpočet ~ 0.5 MEuro ~ 50 MEuro Obsluha (fyziků + techniků) ~ 20 ~ 300

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,..)

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

Česká republika – asociovaná do EURATOMu od 1999 - 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

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

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

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 Avšak: nutné další investice (nová budova, nové napájecí zdroje, navýšení počtu pracovníků, …) – první plazma 31.12.2008

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

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.

Jak potlačit turbulenci ? (a zlepšit globální udržení plazmatu) Transportní koeficienty jsou úměrné radiální velikosti turbulentních struktur Radialní electrické pole  Rotace sloupce plazmatu v poloidálním směru Poloidální řez Btor je  na obrazovku Er > 0 Er < 0 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

Zlepšené udržení energie v tokamaku s divertorem H mod Poprvé pozorován na tokamaku ASDEX, F. Wagner 1981 H-mód JET Redukce radiálního transportu tepla vytvořením transportní bariéry na okraji prstence plazmatu Doba udržen tE = Wplasma/Pinput vzrůstá 2x