Termojaderné slučování v tokamacích
Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha
• Co je TOKAMAK? – princip činnosti • Proč ? Termojaderná fúze a koncepce elektrárny• Tokamaky v Evropě - JET • Projekt ITER• Český podíl na tokamakovém výzkumu
Jihočeská univerzita, 24.11. 2008
Co je Tokamak?
Tokamak je (experimentální) zařízení, umožňující vytvořit prstenec zředěného ionizovaného plynu (plazmatu) a ohřát jej na extrémně vysokou teplotu (až 200 milionů stupňů C)K vytvoření prstence plazmatu se využívá magnetické pole
Magnetické pole jehož siločáry jsou kružnicese vytvoří stočenou cívkou (toroidální solenoid)
Nutná podmínka pro vytvoření stabilního prstence plazmatu
Toroidální mag. pole
Poloidální mag. pole
Spirálové siločáry mag. pole
Magnetická siločára musí mít tvar spirály,která obepíná (obchází) prstenec
Tokamak
• 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
Cívky toroidálního magnetického pole
Tokamak - princip činnosti
Prstenec horkého plazmatu
Udržován magnetickým polemtoroidálního solenoidu
Elektrický proud prstencemje vytvářen induktivně - sekundární vinutí transformátoru
Jádro transfornítoru
Prstenec plazmatu
Prstenec plazmatu o elektrickém odporu R je navíc ohříván průchodem elektrického proudu Iplasma . Příkon dodávaný do prstence plazmatu je
Poh = R.I2 - Ohmický ohřev plazmatu
Lehká jádra (isotopy vodíku)
Proton
Proton+
Neutron(mořská voda)
Proton+
dva neutrony(nestabilní izotop,
poločas rozpadu ~12 let)
Ekin ~ 20 keVT~ 200 mil. K
α částice – 3.5 MeV(ohřev paliva)
neutron – 14.1 MeV(energie využitelná na výrobu elektřiny)
deuteron
triton
Jaderná fúze D-T
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 = mc2
m = 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
Podmínka hoření termojaderné reakce
VnTxP 237 )(105.1 Příkon předávaný palivu alfa-částicemimusí převyšovat únik tepelné energie z reaktoru (tepelnou vodivostí plazmatu, zářením, …).Tepelné ztráty se charakterizují veličinou
zvanou doba udržení energie E
(energy confinement time)EE
Loss
nTVWP
3
LossPP
smn E320105
Lawsonovo kriterium
Tokamak n ~ 1020 m-3
t ~ 5 secT ~ 200 mil C ~ 20 keV
Koncept termojaderné elektrárny
Výkon 1-2 GWSpotřeba paliva ~ 1 t D+T/rokOdhadovaná cena 10 miliard Euro
Výroba tritia v reaktorun + Lithium = tritium + helium
Lithium z jedné baterie pro laptop a voda v jedné vaně vody stačí zásobit průměrného Evropana po dobu 30ti let!
Li + n => He + T
Výhody termojaderné fúze jako zdroje energie
• Fúzní reaktor je inherentně bezpečný
• V reaktoru je minimální množství radioaktivních materiálů
(několik kilogramů tritia)
• Zásoby paliva (deuterium + lithium) vystačí na tisíce let
• Palivo je rovnoměrně rozděleno po celé zeměkouli
• Náklady na dopravu paliva jsou minimální
• Produkt fúzní reakce (helium) - zcela přátelský k životnímu
prostředí
• Fúzní elektrárna neprodukuje skleníkové plyny
• Zbytková radioaktivita konstrukčních částí reaktoru – má
relativně krátký poločas rozpadu
Ekologické aspekty – Zbytková radioaktivita
ITER (2004)
ITERUhelná elektrárna
Uranový odpad
Uranová ruda
Materiál z jaderné elektrárny
Rela
tivně
krá
tký
polo
čas
rozp
adu
Tokamaky - přehled
EURATOM JETNěmecko ASDEX U, TEXTOR 94Francie TORE – SUPRAAnglie MASTItálie FT-U, RFXŠpanělsko TJ-IIŠvýcarsko TCVČeská rep. COMPASS, CASTOR (Golem)Portugalsko ISTTOKUSA D IIID, ALCATOR CJaponsko JT- 60, LHD, + 4 dalšíRusko T-10, TUMAN 3, FT-2Čína EAST + ….7 dalšíchJižní Korea KSTARBrazilie, Indie, Egypt, Irán, Libye
~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole
Co musíme vyřešit pro dosažení kvalitního režimu v tokamaku-reaktoru
•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 (Jouleův) ohřev plazmatu
Prstenec plazmatu – je sekundární zavit transformátoru, kterým protéká proud Iplasma
(pistolová pájka) - má konečný elektrický odpor Rplasma
2/322 eplazmaplasmaplazmaOH TIRIP
S rostoucí teplotou plazmatu odpor prstence a tedy i ohmický příkon klesá:
• je 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?Dodatečný ohřev plazmatu v tokamaku
Vstřik svazku neutrálních atomů
Ohmický ohřev průchodem proudu
Ohřev elektro- magnetickou vlnou
Reaktor: Ohřev nabitýmiprodukty jaderných reakcí
(jádra Helia)
Ohřev plazmatu v tokamacích
Základní metoda ohřevu:Ohmický ohřev (OH) – plazma má konečnou vodivost
a tudíž se ohřívá průchodem prouduOhřev 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)
Interakce plazma - stěna tokamak TORE-SUPRA, Francie
Udržení plazmatu - energetická doba života-škálování s inženýrskými parametry
37.75.15.01 OpE aRPI
Udržení energie se zlepšuje se zvětšováním rozměrů tokamakus růstem proudu plazmatem
zhoršuje s růstem příkonu dodatečného ohřevu
Extrémně důležité pro návrh konstrukce budoucích tokamaků a nakonec i reaktoru!!!!
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 1975Zakončeno 1983Provoz (alespoň) do 2014
6 m
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!
V roce 1997 produkoval špičkově termojadernou energii o výkonu 16.1 MWPoměr fúzního a dodávaného výkonu Qtot= 0.940.17 .
JET pohled do výbojové komory
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• Demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím
Proud plazmatem 15 MAMagnetické pole 5.3 T(supravodivý magnet)Objem plazmatu 840 m3
Fúzní výkon 500 MWDoba hoření >400 s
Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10
International Termonuclear Experimental Reactor ITER
12 m
ITER
Divertor 54 ks výměnných kazet
Centrální Solenoidsupravodič
Cívky Toroidálního mag. pole18 ks, supravodič
Cívky Poloidálního mag. pole6 ks, supravodič
Podpůrná konstrukce
Blanket Modul421 ks
Vakuová nádoba9 sectorů
Cryostat
24 m high x 28 m dia.
Port Plug6 pro ohřev3 pro blanket2 pro dálkovou manipulacizbývající pro diagnostics
Kryogenní pumpy8 ks
Současný stav projektu ITER
Partneři• EURATOM, Japonsko (50%) + USA, Rusko, Čína, Korea, Indie a Kazachstan • Cena cca 5 miliardy EUR
V současné době• Projekt je hotov• Vytvořena právnická osoba převezme zodpovědnost za projekt na dobu 40 let• Započetí stavby během 2008 (nejaderná část) , 2009 (experimentální hala)
První plazma za 9 let (2018), bude v provozu dalších 25 let• Místo – CEA Cadarache nedaleko Marseille, Francie• Probíhá dělba zakázek mezi jednotlivé partnery• Probíhá licenční proces ve Francii (do roku 2009)
Plánuje se tzv. Broader approach – rekonstrukce japonského tokamaku, urychlovač pro materiálové testy (IFMIF) – Japonsko – ústupky japonské straně
Další krok k fúzní elektrárně – DEMOEvropský koncept
• Velikost podobná ITERu
• Fyzikální problémy vyřešeny
• Výzkum směřován na technologie
• Produkuje elektrickou energii
• Ekonomické aspekty provozu
• vnitřní stěna z wolframu
• Kvazistacionární provoz
•stavba kolem roku 2030
Hlavní problém
Obrovské neutronové toky během
kvazistacionárního provozu představují
velkou radiační zátěž pro první stěnu
-materiály !!!!
History of fusion research in Czech Rep.
IPP Prague founded in 1959• Interaction of RF waves with magnetized plasmas• Interaction of electron beams with magnetized plasmas
Linear experimentsELMAN a VF-1
Godfather of tokamaks (and H-bomb) visited IPP Prague in 60th
He received a small-bore rifle plus box of bullets as a gift
L.A Arcimovich
Vyroben v Moskvě1958V provozu v ÚFP Praha od1977Rekonstrukce (nová komora)1985EURATOM1999 - 2007
CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus
Předán FJFI ČVUT a uváděn znovu do provozu pro výukové účely (přejmenován na GOLEM)
Studium okrajového plazmatu (turbulence), široká mezinárodní spolupráce, cca 200 publikací, cca 20 PhD a diplomek
* Tokamak velmi moderní konstrukce* Magnetická konfigurace podobná jako na ITERu (10x menší)* Relevantní fyzikální program* Cena cca 400 mil Kč – nabídnut zdarma ÚFP
COMPASS-D COMPASS-D vv Culham Laboratory, UKCulham Laboratory, UK
COMPASS je sice relativně malý tokamak, ale má geometrií (magnetickou konfiguraci) podobnou ITERu
COMPASS v ÚFP Praha
• Cíle projektu:
Plazma s Te=Ti 20 mil C (2 keV)
Detailně studovat plasma na okraji prstence
Vývoj nových diagnostických metod
Tréning
Nový systém dodatečného ohřevu plazmatu svazkem
neutrálních atomů
. . . .
První plazma koncem 2008
2009 – optimalizace výbojového režimu
2010- Dodatečný ohřev plazmatu NBI
Power supplies - schematically
Energystorage
Tranformer6 kV => 600 V
Thyristor rectifier(pre-programmable)
High current cables
Linkboard COILS
For TF coils (~90 kA), breakdown, plasma current, equilibrium, shaping and additional heating systems
For fast control of the plasma position in the vertical and horizontal directions
Grid Fast amplifiers (feedback controlled)Sensors of plasma position
The PS complex is manufactured and commissioned by a single Czech company
Of about 60 MW is required to drive current pulses of pre-defined shape and amplitude. But, only ~1 MW is available!
Digital feedback control
Flywheel – generators
Start up ~ 40 min
Recharge ~ 15 min
Rotation speed 1700 - 1300/min
Power 47 MVA (35 MW)
Frequency 85 Hz - 65 Hz
Usable energy 45 MJ
Total mass 52 tons
el. drive 200 kW
generator DriveFlywheelTF coils
PF coils +Additional heating
Energy is stored in mechanical motion of rotating cylinder (>20 tons flying wheel) and it can be extracted within ~3 seconds
~ 7 m
International collaboration
UKAEA Assistance in transfer of the COMPASS & diagnostics, commissioning
HAS Edge plasma diagnostics (Li, He beams, fast camera, ..) (contract)
IST CODAS & Reflectometry (contract)
CEA
FOM
RMP modelling
Design of HR Thomson Scattering
COMPASS project is open to all EURATOM Associations. At the moment:
EURATOM Associations -Austria, RFX Padova, IPPLM Poland, Belgium, Romania and Bulgary + Russian Federation (Budker & Ioffe Institutes)
expressed their interest to participate in future experiments on:Edge plasma physics, developing of diagnostics, modeling, plasma wall interaction and material studies
TRAINING - SUMTRAIC
Závěr
• Fyzikové jsou přesvědčeni, že ekonomicky výhodný a ekologicky přijatelný reaktor na bázi magnetického udržení plazmatu v tokamacích lze vybudovat do roku 2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60).
• Klíčové rozhodnutí bylo zahájit projekt ITER
• Stávající vědecký, technologický a průmyslový potenciál ČR umožní naše pokračování ve fúzním výzkumu a zapojení do projektu ITER.