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.