Title: V
1Vývoj spotreby energie
- Celosvetová spotreba elektrické energie dosáhla
roku 1995 13 200 TWh a pro rok 2020 lze reálne
odhadnout její zvýšení na 22 tisíc TWh. - vzhledem k trendu spotreby energie vystací
ekonomicky težitelné zásoby - uhlí na 200 až 250 let
- ropy na 40 až 45 let
- zemního plynu na 60 až 70 let
- svetové zásoby ekonomicky dostupných jaderných
paliv mohou vystacit - bez recyklace paliva na 90 let
- pri recyklaci dnešními zpusoby na 140 let
- pri spalování paliva v rychlých reaktorech až na
5 tisíc let - termojadernou energetika - nevycerpatelný zdroj
energie - CR
- v roce 2000 se vyrobilo celkem 67 762 GWh
elektrické energie - poptávka byla 52 TWh
2Vývoj spotreby energie
- The twentieth century twentyfold increase in
the use of fossil fuels. Between 1980 and 2004,
the worldwide annual growth rate was 2. The
estimated 15TW total energy consumption of 2004
was divided as follows, with fossil fuels
supplying 86 of the world's energy
3Vývoj produkce ropy (Hubbert peak theory)
- Remaining Oil Breakdown of the remaining 57 ZJ
oil on the planet in ZJ(1021J). The annual oil
consumption was 0.18 ZJ in 2005. There is
significant uncertainty surrounding these
numbers. The 11 ZJ of future additions to the
recoverable reserves could be optimistic
Norsko
USA
4Zásoby ropy (2005)
- Podle uvedené tabulky stací pri konstantní
spotrebe zásoby ropy skutecne ani ne na 40 let
5Spotreba energie ...
- CR se zavázala po vstupu do EU zvýšit výrobu
elektrické energie z obnovitelných zdroju z 3,5
osm procent v r. 2010 - U elektriny z obnovitelných zdroju je stanoven od
r. 2001 povinný výkup, odberatelé z rad
distribucních spolecností zaplatí za každou kWh
asi tri koruny. Za kWh bežné energie však utrží
výrobci v prumeru kolem koruny. Dvoukorunová
provozní dotace státu si tak vyžádá rocne více
než 1,2 miliardy korun. - Podíl elektriny z obnovitelných zdroju na hrubé
spotrebe elektriny v CR v roce 2005 cinil 4,48
a oproti roku 2004 se zvýšil o 0,44 .
6Výkup energie z obnovitelných zdroju
- Vyhláška c. 252/2001 Sb. MPO o zpusobu výkupu
elektriny z obnovitelných zdroju a z kombinované
výroby elektriny a tepla stanoví - povinný výkup elektriny se vztahuje na elektrinu
vyrobenou v obnovitelných zdrojích s výjimkou
vodních elektráren s instalovaným elektrickým
výkonem nad 10 MW a ve zdrojích s kombinovanou
výrobou elektriny a tepla, nabídnutou výrobcem
elektriny provozovateli distribucní soustavy a
dodanou do distribucní soustavy - výkup elektriny prispívá k šetrnému využívání
prírodních zdroju, ochrane životního prostredí a
zvyšování hospodárnosti užití energie a je
zajištován provozovatelem té distribucní
soustavy, ke které je výrobna elektriny pripojena - Cenové rozhodnutí ERÚ (2005) stanoví výkupní cenu
elektriny z obnovitelných zdroju - Malé vodní elektrárny 1,60 2,40 Kc/kWh
- Vetrné elektrárny 2,50 3,20 Kc/kWh
- Výroba elektrické energie spalováním biomasy 2,30
3,00 Kc/kWh - Výroba elektrické energie spalováním bioplynu
2,20 3,00 Kc/kWh - Výroba elektrické energie využitím geotermální
energie 3,60 4,50 Kc/kWh - Výroba elektrické energie využitím slunecní
energie 6,20 13,20 Kc/kWh - Poznámka
- cena z neobnovitelných zdroju je asi 0.92-1.12
Kc/kWh
7Obnovitelné zdroje energie
- Evropská rada se v breznu 2007 shodla na trech
vysoce ambiciózních cílích snížit do roku 2020
emise skleníkových plynu o 20 (a o 30
v prípade, že se pridají i další velcí svetoví
emitenti), zvýšit podíl obnovitelných zdroju na
energetickém mixu EU do roku 2020 o 20 a o
stejné procento zvýšit také energetickou
úcinnost.
8Ilustrace vstupu a ceny
Energie (GJ) Zásoby (rok)
Rocní spotreba 6x1011 1
Ropa 4x1013 40 - 50
Zemní plyn 6x1013 60 - 70
Uhlí 2x1014 200 - 250
Štepné reaktory 1x1014 100
Množivé štepné reaktory 5x1016 5000
Fúzní d-t reaktory 1019 10 000 000
9Ilustrace emisí CO2
10Proc termojaderná fúze?
- hlavní prednosti jaderné fúze jakožto zdroje
elektrické energie spocívají v šetrnosti k
prostredí, dostupnosti paliva a úplné vnitrní
bezpecnosti elektrárny - Životní prostredí
- žádné znecistování atmosféry a vyvolávání
kyselých deštu, žádný príspevek ke skleníkovému
jevu - nízká radioaktivní zátež (peclivým výberem
kontrukcních mariálu lze dobu ukládání vzniklého
aktivovaného odpadu omezit na méne než 100 let) - Základní palivo
- v dlouhodobém výhledu bude definitivním palivem
pro fúzní reaktor deuterium - hojnost výskytu a rovnomerné geografické
rozložení - d z jednoho litru vody muže vyprodukovat energii
ekvivalentní 300 litrum benzinu - d ze Ženevského jezera by mohlo krýt potreby
primární energie celého sveta po dobu nekolika
tisíc let - potrebu Ceské republiky by mohlo krýt deuterium z
Máchova jezera po dobu zhruba 100 let - není radioaktivní
- je laciné
11Proc termojaderná fúze? (II)
- Bezpecnost
- úplná vnitrní bezpecnost
- palivo v reaktoru postací pro jaderné horení jen
na nekolik desítek sekund - žádné prepracovávání radioaktivního paliva vne
stanovište reaktoru - žádný transport RA paliva do nebo z elektrárny
behem celé doby jejího provozu
- Ekonomika
- s presným urcením nákladu se musí pockat až na
zkušenost s exp. reaktorem s horícím plazmatem
(ITER) - soucasné odhady se pohybují v okolí ceny jiných
energetických systému
12Fúze
- fúze (slucování) je zdrojem energie Slunce i
ostatních hvezd - cílem je napodobit na Zemi tento proces
- k tomu, aby se oba kladne nabité ionty priblížili
dostatecne blízko, je nutno vytvorit speciální
podmínky Þ zahrát palivo na teplotu rádu 100
milionu stupnu ci více - pri této teplote se palivo nachází v plazmatickém
stavu, v nemž jsou atomy rozdeleny na ionty a e-.
- dosažení takovéto teploty vyžaduje dodávku
znacného výkonu a plazma musí být velmi dobre
izolováno, aby nedošlo k jeho ochlazení - Ve fúzní elektrárne bude zahráto a drženo pri
takto vysoké teplote jen velmi malé množství
paliva, které "vyhorí" za dobu nekolika desítek
sekund. Elektrárna bude tedy jakýsi "horák", do
nehož musí být neustále dodáváno nové palivo z
vnejšku.
13Ilustrace procesu
1 eV 1,610-19 J 11 600 K d t 4He n
17.6 MeV
14D-T reakce
- na Zemi muže nejsnáze probíhat slucovací reakce
mezi ionty d a t - d t 4He n 17.6 MeV
- d se vyskytuje na Zemi v hojném množství (30
g/m3 ve vode) - t - nestabilní s polocasem rozpadu kolem 12 let
Þ bude získáváno premenou Li
- Výroba t
- n vznikající ve fúzním reaktoru, budou
absorbovány v "blanketu", obklopujícím jádro
reaktoru a obsahujícím Li - 6Li n 4He t 4.86 MeV
- 7Li n 4He t n - 2.5 MeV
- prírodní lithium (92.5 7Li a 7.5 6Li) je
prvek hojný v zemské kure (váhove 30 ppm),
rekách (3 ppm) i v oceánech (0.18 ppm)
15d-t reakce - úcinný prurez
- E uvonená pri reakci není jedinou podmínkou pro
možné využití Þ duležitý je také úcinný prurez
úcinné prurezy duležité pro plození t
16Opet neco (více) z historie
- konec 20.let - Atkinson a Houtermans predložili
myšlenku, že Slunce "horí" v dusledku
jaderných slucovacích reakcí - 1934 - Rutherford, Oliphant a Harteck sloucili 2
d s následným rozpadem na 3He n a t p, pri
obou reakcích došlo k uvolnení energie - první experimentální dukaz existence fúzní
reakce - 1946 - G.P.Thompson, M.Blackman - návrh
toroidálního fúzního reaktoru s 9 MW - 25. 3. 1951 - projev Juana Perona, prezidenta
Argentiny - 1951 - A.D. Sacharov a I.E. Tamm - zarízení,
které bylo pozdeji nazváno tokamak - 1952 - výbuch vodíkové pumy na atolu Eniwetok
- 1958 - odtajnení výzkumu rízeného slucování
- 1968 - prokázání schopností tokamaku - výsledky
na tokamaku T-3 - 1978 - TFTR 60 mil. K zahájení stavby zarízení
JET (spušten 1983) - 1991 - JET poprvé použil d-t paliva a uvolnil
termojaderný výkon rízeným zpusobem - 1997 - JET dosáhl kvazistacionární fúzní reakce
pri Q 0.65
17(No Transcript)
18Podmínky udržení fúze - Lawsonovo kritérium
- pro energetické využití fúze musí být dosaženo
prinejmenším rovnováhy mezi výkonem uvolnovaným
fúzí a výkonem sloužícím k ohrevu paliva (Q1) - musí být pritom splneny následující 2 podmínky
- dosažena T 100 - 200 milionu stupnu
- tzv. Lawsonovo kriterium n.tE gt 1020 m-3.s
(pro slucovací reakci d-t) - n je pocet cástic v 1 m3 paliva
- tE je doba udržení energie plazmatu
- Lawsonovo kriterium vede ke dvema hlavním metodám
dosažení fúze - s magnetickým udržením nízká hustota plazmatu n,
velké udržení energie tE - s inerciálním udržením vysoká hustota plazmatu
n, malé udržení energie tE
19Lawsonovo kritérium
- kritérium plyne z požadavku, aby plazma
produkovalo více energie, než se do nej zvencí
dodává - z kinematiky plyne, že a cástice nesou asi 20 z
energie reakcea n nesou zbývající cást - energii plazmatu dodávají pouze a cásticen
utíkají
20Progress in Nuclear Fusion Research
History of fusion product ntT
ignition
time
21Control Fusion the Road Map
22Nemožnost použití urychlovacu
- nelze použít nabité cástice z urychlovace,
protože je-li svazek namíren na pevný tercík,
vetšina energie se ztratí ionizací a ohrátím
tercíku a elastickými srážkami - Þ srážející se svazky nelze vytvorit tak
husté, aby získaná energie z termojaderné reakce
byla vetší než energie potrebná pro urychlení
23Metody udržení fúze
- Fúze za pomoci magnetického udržení (MCF)
- palivo ve forme horkého plazmatu je udržováno
magnetickými poli, která vytvárí uvnitr komory
reaktoru tzv. magnetickou nádobu ci past - typické hodnoty parametu jsou
- nízká hustota (n 1020 m-3) a velká doba
udržení (tE 1 s) - Fúze za pomoci inerciálního udržení (ICF)
- malá kulicka paliva v pevném stavu je silne
stlacena a rychle zahrívána, až v jejím stredu
zacne probíhat fúze, šírící se do vnejšího
chladnejšího paliva - fúzní "horení" pokracuje tak dlouho, dokud je
palivo drženo pohromade jeho vlastní setrvacností
- jedná se tedy z principu o nestacionární proces,
o jakýsi mikrovýbuch - typické hodnoty parametru v okamžiku zapálení
jsou - vysoká hustota (n 1031m-3) a malá doba
udržení (tE 10-11s) .
24- Strom termojaderných systému
25Udržení plazmatu magnetickým polem
- vysokoteplotní plazma má prirozenou snahu
zvetšovat svuj objem - aby nedocházelo k destrukci materiálu komory,
nesmí prijít horké plazma do prímého kontaktu se
stenami nádoby, v níž je uzavreno - toho lze dosáhnout využitím magnetického pole
elektricky nabité cástice (ionty a e-) se
pohybují po šroubovici podél silocar tohoto pole - uzavírají-li se silocáry magnetického pole uvnitr
vakuové nádoby do prstence, cástice plazmatu
tento prstenec pri svém pohybu sledují a
nenarážejí tak na steny - magnetické pole však nezabrání dopadu na konec
nádoby - ve snaze predejít tomuto problému, bylo zkoumáno
nekolik prístupu - lineární usporádání
- toroidální usporádání
- stelarátory
- tokamaky
- pince
26Lineární usporádání
- Lineární usporádání
- narustající intenzita magnetického pole na
koncích lineárního systému (tzv. magnetické
zrcadlo) zpusobí odraz vetšiny cástic
pohybujících se podél silocáry nazpet - nicméne ztráty na koncích zustávají velké Þ
myšlenka použití lineárních systému, obecne
nazývaných zrcadlové, pro potenciální reaktory
opuštena
27Toroidální usporádání
- Toroidální usporádání
- výsledné ztráty mohou být sníženy stocením
silocar a jejich uzavrením do sebe Þ vzniká
toroidální magnetická konfigurace. - v jednoduchém toroidálním poli, v dusledku
odstredivé síly pusobící na cástice plazmatu
pohybující se podél magnetického pole, však
nabité cástice rychle driftují v radiálním smeru
ven od stredu sloupce plazmatu (tzv. toroidální
drift) - tomu lze predejít vytvorením dalšího magnetického
pole a to v poloidálním smeru (tj. v rovine
malého rezu komory) - toto pole spolu s polem toroidálním vytvorí
výsledné pole šroubovicového tvaru, címž teprve
vyniká skutecná toroidální magnetická past, tedy
nádoba s magnetickým udržením cástic, ve které je
toroidální drift odstranen - zpusob zkroucení silocar magnetického pole do
šroubovice urcuje základní typy systému s
toroidálním udržením plazmatu - stelarátory, tokamaky a pince se zpetným polem
(RFP)
28Pohyb cástice v magnetickém poli (I)
- pohyb nabité cástice okolo vodice odpovídá pohybu
cástice v homogenním magnet. poli - cástice opisuje okolo vodice helicitní
(šroubovitý) pohyb
- cástice lze uveznit pomocí uzavrenívodice do
sebe
29Pohyb cástice v magnetickém poli (II)
- We are now in a configuration where the path of
the magnetic field is solely toroidal - Unfortunately, on a simple circular trajectory of
this type, the particle undergoes a slow cross
drift, due to the drift gradient of the magnetic
field and centrifugal force, depending on the
sign of its charge. For example, the ions will
drift up (as illustrated on the diagram opposite)
and the electrons down.
30Pohyb cástice v magnetickém poli (III)
- To compensate this effect, the idea is to
stabilise the configuration by adding a poloidal
component to the toroidal magnetic field. This is
the magnetic configuration used in the tokamak.
The field lines become helixes twisted round
stacked toric surfaces, called magnetic surfaces. - The particle then spends half its time head
upwards, where the vertical drift, which we
suppose to be towards the top as in the example
opposite, moves it away from the magnetic
surface, and the other half head down, where the
vertical drift pulls it back to the magnetic
surface. The drift effect is thus on average
compensated.
31Pohyb cástice v magnetickém poli (IV)
- In a tokamak, the toroidal magnetic field is
produced by external coils, whereas the poloidal
magnetic field is induced by a current flowing
toroidally in the plasma. This current is
generated by transformer effect, from a primary
circuit of which the secondary is the plasma.
Tore Supra is outstanding in being equipped with
supra-conducting magnets, which enable it to
guarantee a permanent toroidal field (the
machines equipped with conventional magnets are
limited in duration by heating of the copper
coils). The pulse duration is thus limited by the
capacity of the primary circuit generating the
plasma current inducting the poloidal field. - Finally, there exists another configuration,
called a stellarator, in which the magnetic field
is provided completely by external toroidal as
well as poloidal coils. The fact of not having an
intense current flowing in the plasma is an
advantage in the event of plasma disruption, but
the drawback is the complexity of the necessary
magnetic coils. This may be seen on the diagram
of the German stellarator project W7X , where the
coils are represented in blue and the plasma in
orange.
32Stelarátor
- konfigurace, ve které je celé magnetické pole
(toroidální i poloidální) zcela vytváreno sadou
cívek, bez jakéhokoliv elektrického proudu
tekoucího plazmatem, což má nutne za následek
vznik osove nesymetrického plazmatu - nejen silocáry pole, ale i všechny cívky mají
šroubovicový tvar a plazma i nádoba mají tudíž
tvar šroubovicove zvlneného prstence - žádná cást magnetického pole není tedy ve
stelarátoru vytvárena transformátorem a celý
systém muže proto pracovat v kontinuálním režimu
33Stelarátor (II)
- Výhody stelarátoru
- nedochází k pretržení sloupce plazmatu (neprotéká
proud, není se tedy co pretrhnout) - plazma zustává stabilní, aniž by bylo treba jeho
polohu rídit - nepotrebují proud plazmatem a tedy ani
transformátor, který by jej generoval a jsou tedy
vhodné pro provoz ve stacionárním stavu - Na základe tvaru plazmatu, usporádání,
relativních hodnot toroidálního a poloidálního
magnetického pole a tvaru cívek a jejich
rozmístení se rozlišují následující skupiny
stelarátoru - heliac - modulární cívky, z nichž je vetšina
rovinných, jsou asymetricky rozmísteny
kolem stredové osy se silnou šroubovicovou
geometrií - napr. TJ-II (Španelsko), H-1 (Austrálie)
- helias - nerovinné modulární cívky
- napr. W-7AS, W-7X (Nemecko)
- torsatron / heliotron šroubovicové cívky
navinuté okolo geometrické stredové osy - napr. TJ-IU (Španelsko), CHS, LHD (Japonsko)
34Pohyb cástic v tokamaku (I)
- v jednoduchém torusu, v nemž jsou silocáry
uzavrené do kružnice, se magnetické pole mení
jako 1/rÞ výsledný ÑB drift zpusobí separaci
náboje ve vertikálním smeru, která zase vyvolá
drift plazmatu smerem ven - abychom tomu predešli, musí mít toroidální systém
zkroucené silocáry - kdyby nedocházelo ke srážkám, každá konecná
hodnota tzv. rotacní transformace by zabránila
driftovým srážkám a zajistila by plazmatu
rovnováhu
(rL Larmoruv polomer)
35Tokamak (I)
- Je to v podstate transformátor, jehož sekundární
cívka má jeden závit ve tvaru toroidní trubice.
Plazma z D a T se nachází uvnitr toroidního
dutého evakuovaného prstence. Elektrický proud
primárního obvodu transformátoru indukuje
elektromotorické napetí v sekundárním obvodu. V
plynu D T v toroidní trubici vznikne výboj,
plyn se ionizuje a indukovaný proud jej zahrívá
na vysokou T. Magnetické pole tohoto proudu udrží
vzniklé plazma v ose toroidu, takže se nedotýká
sten komory. Díky magnet. poli se tepelné
zatížení sten sníží na technologicky
zvládnutelnou hodnotu, a predpokládá se chlazení
sten na asi 1000-1300 C. - Rozmery reaktoru a jeho výkon závisí obycejne na
vlastnostech materiálu, které tvorí plášt
reaktoru, nikoli na vlastnostech plazmatu.
Predpokládá se, že elektrický výkon techto
reaktoru by byl 2-3 GW. - Do vycerpané prstencové vakuové nádoby se napustí
pracovní plyn s hustotou cástic 1018-1021 m-3.
Proudem 103-106 A se plyn zahreje do teplot asi
1-2 keV. K dosažení potrebné T (okolo 10 keV) je
ale treba použít doplnkový ohrev.
36Tokamak (II)
- tokamaky a stelarátory užívají predevším
strižné magnetické pole, v nemž se úhel sklonu
šroubovicových silocar mení s menším r - na obr. je krajní prípad - v ose je pole ciste
toroidální, na okrajích ciste poloidální - strižné pole je úcinné vuci nestabilitám
- v tokamaku je toroidální složka pole Bt
vytvárena cívkami obycejného typu, zatímco
poloidální složku Bp vytvárí velký, plazmatem
protékající, proud indukovaný transformátorem.
Prídavné stabilizacní síly zajištuje slabé
vertikální pole Bv spolu s výrivými proudy ve
vysoce vodivém medeném plášti
37Tokamak (III)
- magnetické pole se skládá ze dvou komponent
- sada cívek rovnomerne rozložených podél
prstencové nádoby vytvárí silné pole v
toroidálním smeru - proud tekoucí plazmatem indukuje slabší
poloidální pole - výsledné silocáry mají tvar
šroubovice - elektrický proud tekoucí plazmatem je indukován
pusobením transformátoru a rovnež plazma ohrívá
38Velké tokamaky puvod slova TOKAMAK
- Velké tokamaky
- JET- Joint European Torus, Euratom
- TFTR, USA - již rozebraný
- JT 60U, Japonsko
- TORE-SUPRA, Francie
- MAST, Spojené království
- TCV, Švýcarsko
- FT-U, T-15, NSTX, ASDEX-UItálie, Rusko, USA,
Nemecko
- Tri verze puvodu slavné zkratky
- TOroidalnaja KAmera MAGnitnaja, kde písmeno g
je zameneno za k, aby se vyloucila zámena za
neco magického - TOK i MAgnitnyje Katuški
- TOroidalnaja KAmera i MAgnitnyje Katuški
- rusko-ceský slovnícek
- tok - proud
- katuška - cívka
- kamera - komora
39TFTR - Princeton Plasma Physics Laboratory
- R 2,1 3,1 m,
- a 0,4 0,96 m,
- B 6,0 T,
- I 3,0 MA,
- PNB 39,5 MW
- PRF 11,4 MW
- D T plasma
- N 1020 m-3,
- Ti 32 keV,
- Te 13,5 keV,
- PD-T 10,7 MW
40JET Culham, UK
- R 2,96 m, a/b 1,25/2,10 m, t 20 s, B 3,45
T, I 4,8 MA, Pohrevu 25 MW - D T plazma
- EDT 21,7 MJ, PDT 16,1 MW, t 3,5 s, h 65
41Tore Supra - technická specifikace
- Weight of central solenoid 56 t
- Weight of magnetic circuit 830 t
- Cooling power at 80 K 40 kW
- Cooling power at 4.5 K 650 W
- Cooling power at 1.75 K 300 W
- Major plasma radius 2.25 m
- Minus plasma radius 0.70 m
- Diameter 11.5 m
- Height 7.2 m
- Internal vacuum vessel diameter 1.80 m
- Total weight of vacuum vessel and heat screens
50 t - Toroidal magnetic field at the plasma centre 4.5
T - Maximum magnetic field on the conductor 9.0 T
- Average diameter of a magnet coil 2.60 m
- Dimension of NbTi superconductor 2.8 x 5.6 mm?
- Weight of superconductor 45 t
- Total weight of magnet 160 t
- Total magnetic energy 600 MJ
- Plasma current 1.7 MA
- Potential duration of the discharge 1000 s
42Tore Supra - Cadarache (Francie)
- 4K mechanical structure of coils
- Superconducting winding 1.8K
- 80K thermal screen
- Cryostat, internal area at 220C
- Cryostat, external area at 20C
- Supporting pedestal for the cryostat and screens
- First wall actively cooled to 220C
- Toroidal pumped limiter
- Cryogenic supply, 1.8 K, 4 K and 80 K
- Towards exchanger, water pressurised at 220C, 40
bars - Poloidal field coils
- Poloidal field coils
- Magnetic circuit
- Heating antenna at ion cyclotronic frequency
- Heating antenna at lower hybrid frequency
43JT 60U - Japonsko
- Highlights of JT-60 experiments (2002)
- Using high-power negative-ion-based neutral beam
injection (5.7 MW, 402 keV), the highest record
for the fusion product (n.tE.T 3 x 1020 m-3.s.
keV) under the full non-inductive current drive
condition was obtained - In a reversed shear discharge, the DT-equivalent
fusion power gain Q above 0.8 was sustained for
0.55
44Tokamak - provoz
- Typický výboj v plazmatu tokamaku sestává ze trí
cástí - fáze vytvárení plazmatu - napouštení plynu,
vytvorení magnetického pole,
pruraz pracovního plynu a vznik výboje
následovaný lavinovitým nárustem proudu
plazmatem, tvarování sloupce plazmatu - regulace a udržování kvazi-stacionárních podmínek
výboje s prípadným dodatecným ohrevem a rízením
hustoty plazmatu - konec výboje - po skoncení pulsu transformátoru
proud zaniká a plazma se rozpadá - Proc stále vetší a vetší?
- ztráty E zárením, únikem cástic s kinetickou E
jsou úmerné S plazmatu - zdroj energie je úmerný objemu plazmatu
- napríklad u koule je pomer zdroju a ztrát (V a
S) prímo úmerný R koule - pro dosáhnutí potrebné teploty (snížení
relativních ztrát) je potreba velký objem
plazmatu (a velký objem penez)
45Usporádání tokamaku
46Tokamak - nevyrešené problémy
- odvod výkonu a odcepávání cástic z plazmatu
tokamaku - výkon dopadající na desky ohranicující plazma
zpusobuje obtíže s erozí materálu - pro podmínky odpovídající reaktoru musí být
zdokonaleny stávající ci nalezeny nové zpusoby
udržení potrebné cistoty plazmatu - meze provozu tokamaku
- maximální dosažitelné parametry plazmatu v
tokamacích závisí na provozních limitech tlaku a
hustoty plazmatu a na velikosti protékajícího
elektrického proudu - na chování plazmatu mají podstatný vliv profily
proudu, hustoty a teploty - duležité jsou proto
metody aktivního ovládání techto profilu - existuje tzv. vertikální nestabilita, která
vytlacuje plazma na stenu ve vertikálním smeru. - jev tzv. disrupce" zpusobuje pretržení sloupce
plazmatu proud klesne na nulu behem nekolika
tisícin sekundy - plazma je pritom vyvrhováno na
stenu, což vede ke znacným mechanickým a tepelným
rázum - v budoucím reaktoru bude nutné tomuto jevu zcela
zabránit
47ITER - První vedecký termojaderný reaktor
- Projektované parametry
- R 8,14 m, a 2,8 m, b/a 1,6
- I 21 MA, B 5,7 T
- T 12 keV, n 1020 m-3
- Pfuz 1,5 GW
- Neutr. zátež 1 MW/m2
- T gt 1000 s
- Doba stavby cca 10 let
- Rozpocet stavby asi 5 miliard eur
- Provozní náklady 400 milionu eur
- Cíle
- zapálení reakce a samovolné horení
- prechod do stacionárního režimu
- overení koncepce první steny a plodící obálky
- overení rízení reakce
48Projekt ITER
- je to zrejme nejširší vedecká spolupráce
soucasnosti - EU, Rusko, USA, Cína, Japonsko, Korea,...
- budován v Cadarache (EU-Francie) rozhodnuto v
r. 2006 - odhad nákladu 5 mld EUR
- Q bude asi 5 10
- predpokládané dokoncení približne v roce 2020
- IFMIF - International Fusion Material Irradiation
Facility - zarízení pro testování konstrukcních materiálu
IFMIF se pripravuje od roku 1995 a odhad nákladu
500 milionu EUR - IFMIF urychlovac deuteronu tercíková komora
- bude v Japonsku
49Pinc se zpetným polem
- pinc se zpetným polem (RFP) je, stejne jako
tokamak, osove symetrické zarízení, které
potrebuje k udržení plazmatu velký toroidální
proud - hlavní rozdíl oproti tokamakum je v mnohem menším
pomeru velikosti toroidálního a poloidálního
magnetického pole, a tím ve zcela jiné prostorové
konfiguraci výsledného magnetického pole,
magnetické nádoby - v pincích je velikost toroidálního a poloidálního
pole rádove stejná - proudem v plazmatu je generováno nejen pole v
poloidálním smeru, ale i cást pole toroidálního Þ
smer toroidálního magnetického pole ve vnejší
oblasti plazmového prstence a v centru plazmatu
je opacný (self-reversed) - obecne pince pracují s plazmatem o vyšším tlaku a
pri nižších dobách udržení energie než tokamaky - v ideálním prípade by pince mohly dosáhnout
zapálení již jen s použitím Jouleova ohrevu, tedy
bez jakéhokoliv dodatecného ohrevu, aniž by navíc
potrebovaly silné vnejší magnetické pole (proud v
plazmatu sám plazma zahrívá)
50Ohrev plazmatu
- k prubehu fúzních reakcí jsou nezbytné velmi
vysoké teploty, na které musí být plazma ohráto
pomocí zvláštních systému. - z rady ruzných systému se pro ohrev nejcasteji
používají tri metody - Ohmický ohrev (OH) - možný pouze v tokamacích
- generací elektrického proudu tekoucího plazmatem
- velikost proudu ohrívajícího plazma v tokamacích
je omezena, protože odpor plazmatu a tím i
úcinnost ohrevu s rostoucí teplotou klesá. - mají-li být dosaženy teploty potrebné pro
reaktor, musí být použity dodatecné zpusoby
ohrevu plazmatu - Ohrev neutrálními svazky (NBI)
- vstrikování atomu paliva o vysoké energii
- neutrální atomy svazku nejsou ovlivnovány
pusobením magnetického pole a mohou jím procházet
napríc - pri srážkách s cásticemi plazmatu odevzdávají
svou energii a teplota plazmatu se zvyšuje - Ohrev vysokofrekvencními vlnami (RFH)
- zavádení svazku vln do plazmatu
- plazma muže pohlcovat energii vysokofrekvencních
EM vln o velkém výkonu
51Vstrikování neutrálních svazku (NBI)
- svazek nabitých iontu H, d, nebo t (budoucího
paliva) je urychlen na vysoké energie a namíren
do plazmatu - protože nabité cástice nemohou proniknout skrze
magnetické pole udržující plazma, musí být svazek
cástic nejdríve neutralizován - neutrální atomy svazku vstupují do plazmatu a pri
srážkách s jeho cásticemi plazma ohrívají - rada tokamaku i stelarátoru je dnes vybavena
systémy pro vstrikování neutrálních cástic - ve stelarátorech však musí být svazky namíreny
proti sobe tak, aby v plazmatu nebyl generován
žádný proud. - vstrikovací trysky neutrál. svazku jsou používány
rovnež k doplnování paliva - NBI je dnes nejlépe vyvinutou metodou a mohl by
dovést plazma k zapálení
52Iontová cyklotronní resonance (ICRH)
- energie EM vlny se predává plazmatu
- pri magnetických polích tokamaku (0,5-10 T) a za
použití izotopu H se jedná o frekvence od
nekolika jednotek až do nekolika stovek MHz - generátory s vysokým výstupním výkonem a s
dlouhými pulsy ci dokonce kontinuálním provozem
jsou bežne dostupné (pro potreby výkonových
vysílacích zarízení) v celém širokém pásmu
potrebných frekvencí - generátory navíc dovolují výber vhodné frekvence
pro ohrev plazmatu pri práci s ruznými druhy
iontu i volbu místa ohrevu jejich možným
preladení - úcinnost ohrevu je velmi vysoká a duležitý je i
fakt, že zahrívány jsou prímo cástice paliva
(prenos energie nejde prostrednictvím elektronu). - ohrev vlnami v oblasti iontové cyklotronní
rezonancní frekvence je používán na rade tokamaku
53Elektronová cyklotronní resonance (ECRH)
- podobne jako u iontové CR se predává plazmatu
energie EM zárení - oblast e- cyklotronní rezonancní frekvence - 20 -
200 GHz (mikrovlny) - dobre zvládnutá a úcinná technika, mezi jejíž
hlavní výhody patrí - energie muže být deponována na vybraném míste
(napr. i v blízkosti stredu), kde je splnena
rezonancní podmínka, tj. kde si jsou blízké
frekvence kruhového pohybu elektronu v
magnetickém poli a frekvence dopadající EM vlny - absorpcní koeficient roste s teplotou elektronu a
dobre se ohrívá vetšina cástic plazmatu (bez
ohledu na jejich pocátecní energii) - antény jsou jednoduché - k prenosu vln od
generátoru do plazmatu jsou používány hlavne
vlnovody a zrcadla
54Rízení hustoty doplnování plazmatu
- fúzní reaktor bude spotrebovávat asi 1/100 gramu
paliva za sekundu - k doplnování paliva do plazmatu je navržena celá
rada metod, napr. - napouštení plynu
- plazmová tryska
- vstrikování shluku ci tablet
- vstrikování neutrálního svazku
- rychlost doplnování paliva do reaktoru závisí na
- dobe udržení cástic
- recyklaci cástic zpet do plazmatu po dopadu na
stenu - rychlosti ztrát cástic na divertor (vnejší cást
vakuové komory, uzpusobená k zachycování cástic
opouštejících plazma)
55Doplnování plazmatu
- Napouštení plynu
- v soucasných zaríženích se provádí rychlými
piezoelektrickými ventily, které umožnují rízení
a udržování hustoty plazmatu, aniž by byl v
dusledku ochlazování okrajového plazmatu príliš
ovlivnen profil hustoty a teploty - tato metoda je nyní nejbežneji používaným zdrojem
neutrálních cástic - Vstrikování urychlených tablet (tzv. peletu)
mraženého H nebo d - je vhodnou metodou pro dopravu cerstvého paliva
do stredu plazmatu - prumer tablet se pohybuje od 0.1 mm do 6 mm a
jejich rychlost dosahuje na hranici vakuové
nádoby až nekolika km/s (použito zrychlení až 107
m/s2) - aby tablety pronikly do stredu tech nejvetších
zarízení, bude nezbytná rychlost až 10 km/s, címž
se tato metoda blíží hranici svých možností - v soucasnosti se používá velké množství ruzných
vstrikovacích trysek a na tomto poli probíhá
neustálý vývoj.
56Fúze s inerciálním udržením (ICF)
- fúze s inerciálním udržením se snaží využít
dynamického udržení paliva po dobu
termojaderného horení jeho malého množství ve
forme kulicky (peletu) o rozmeru nekolika
milimetru a to silou setrvacnosti - Princip metody
- Ozárení zárení laseru nebo svazek cástic zahreje
dostatecne rychle povrch fúzního tercíku (peletu)
a vytvorí tím plazmatickou obálku tercík
obklopující - Komprese palivo je stlaceno "raketovým efektem"
rychle se rozpínajícího povrchového materiálu
(princip akce-reakce) - Zapálení palivo v jádru terce je stlaceno až
1000-krát ve srovnání s hustotou kapaliny a pri
teplote kolem 100 milionu stupnu se zapaluje - Horení termojaderné horení se rychle stlaceným
palivem šírí, pricemž se uvolnuje energie
mnohokrát prevyšující energii zdroje ozárení - Explose nakonec je uvolnená energie predána, v
dusledku explose stlaceného terce,
prostrednictvím produktu slucovací reakce, stenám
reaktoru. Termojaderná reakce se odehrává behem
velmi krátké doby, po níž je palivo drženo
pohromade jeho vlastní setrvacností (inercií) -
odtud název fúze s inerciálním udržením.
57Tercík, imploze
- Tercíky (Pelety)
- terce pro inerciální fúzi jsou tvoreny kulovou
skorápkou naplnenou smesí d-t plynu o nízké
hustote - skorápka se skládá z ablátoru (hmoty, která svým
rychlým rozpínáním pri ozárení terce zpusobuje
"raketový efekt", stlacující vlastní palivo) a z
vnitrní vrstvy d-t, která tvorí hlavní palivo - celková hmota paliva nesmí prevýšit nekolik
miligramu, aby vzniklá explose reaktorovou komoru
nepoškodila - energie zdroje ozárení je rychle predána
ablátoru, který se ohreje a expanduje, címž tlací
zbytek skorápky v dusledku zachování momentu
hybnosti smerem dovnitr - Vytvárení "horkých skvrn
- ve svém finálním usporádání se palivo nachází
témer v isobarickém stavu, obsahuje však dve
znacne odlišné oblasti - centrální horkou skvrnu, obsahující kolem 2-5
paliva - oblast vetšiny hustého paliva, tzv. "cold-fuel
pusher" - fúze zacíná v centrální horké skvrne a celo
termonukleárního horení, udržované ohrevem alfa
cásticemi vznikajícími pri fúzním procesu, se
rychle šírí smerem ven do hlavního paliva,
umožnujíce tak vysoký zisk energie
58Implose peletu
- pelet paliva je umísten uvnitr kovové dutiny
(hohlraum), která obsahuje konvertory k premene
energie primárního svazku do zárení cerného
telesa - pelet je pak stlacen reakcní silou ("raketovým
efektem"), vyvolanou absorpcí tepelného zárení
(tzn. je stlacen dovnitr v dusledku odparujícího
se materiálu) - pri implosi peletu je mimorádne duležité
zachování kulové symetrie - dosáhnout toho je technicky obtížné a je to možné
jedine pri vysoké symetrii ozárení - mnohonásobným odrazem a opetnou emisí energie
zárení vnirními stenami dutiny dojde ke vzniku
homogenního izotropního radiacního pole, které
požadovanou symetrii implose peletu muže zarucit - pri teplote 2.5 milionu stupnu je tepelný tok
zárení 400 TW/cm2, což je k implosi peletu
dostatecné - krome puvodní "hohlraum" techniky existuje i nový
koncept, tzv. "hotraum" ("horký prostor") - v tomto prípade je dutina vyplnena materiálem s
malým atomovým císlem Z o nízké hustote - dojde-li k ohrevu prostoru dutiny na teplotu
vyšší než 1 milion stupnu, stává se tento
materiál transparentní pro tepelné X-zárení a tím
je zajišteno radiacní "vyhlazení" toku energie
59Problémy
- Hlavní problémy ICF (zatím zcela nevyrešeny)
- zpusob zapálení paliva a jeho horení
- pulsní povaha procesu rychlost se kterou musí
být opakovane vytváreny ozarující svazky a
zhotovovány terce, které pak musí být dopravovány
presne do místa jejich ozárení - technicky obtížná soucinnost zdroje ozarování a
reaktoru
60Lasery jako zdroje energie (ICF drivery)
- vysokovýkonové pulsy laserového svetla mohou být
pro generaci vysokých tlaku na povrch peletu
fokusovány do potrebne malé plochy, délka jejich
pulsu ci dokonce casový prubeh meneny a vlnová
délka rízena. - lasery tím predstavují vynikající výzkumný
nástroj ke studiu fyziky inerciálního udržení a k
testování koncepce peletu - hlavním problémem soucasných laseru je nízká
úcinnost jejich buzení (neboli "cerpání", tj.
excitace laserujících atomu na vyšší energetické
hladiny) - Druhy laseru
- Pevnolátkové lasery, obzvlášte laser s Nd sklem,
dnes ve výzkumu ICF prevládají a to z duvodu
jednoduchosti zvetšování jejich rozmeru,
modularity, velikosti energie, schopnosti
konverse jejich vlnové délky i pokrocilosti stavu
jejich vývoje - Excimerové lasery, využívající plynu jako je
krypton fluorid (KrF), jsou rovnež používány,
nikoliv však v takovém rozsahu jako lasery
pevnolátkové - plynné prostredí excimerových laseru je buzeno
elektrickým výbojem ci e- svazkem.
61Lasery jako zdroje energie (II)
- pro dosažení Lawsonova kriteria je treba tercík
stlacit asi 104-krát - k tomu je nutná energie laseru 1 MJ
- Laserový systém Gekko XII v Osace
- Nd glass laser s 12 svazky
- 30 kJ, 0.1-10 ns, 55 TW (1053 nm, 527 nm,
351 nm) - 50 J, 0.5 ps, 100 TW, 1019 W cm-2 (1053 nm)
62NOVA Lawrence Livermore National Laboratory
- 40 kJ Nd laser s 10 svazkyvýkon 16 TW trvání
pulsu typicky 2.5 ns - už rozebrán místo nej NIF
63Hohlraum
Hohlraum používaný v NOVA
- Hohlraum má typicky prumer i délku nekolik mm
Hohlraum pro NIF
64National Ignition Facility (NIF)
- Creating a star on Earth that's the goal of the
National Ignition Facility (NIF), the world's
largest laser. When completed in 2009, NIF will
focus the intense energy of 192 giant laser beams
on a target filled with hydrogen fuel fusing,
or igniting, the hydrogen atoms' nuclei
65Urychlovace lehkých iontu (ICF drivery)
- Svazky lehkých iontu jakožto ICF driver
- soucasná technika výkonových pulsu je schopná pri
pomerne nízkých nákladech soustredit velké
množství energie do velmi krátkých pulsu (nekolik
ns) - v pulsním výkonovém urychlovaci je elektrický
puls požadované energie silne zkrácen a výsledný
puls o napetí nekolika desítek MV je pak priložen
k diode, jejíž anoda emituje požadované ionty
jako napr. Li - ionty mohou být takto urychleny v jednorázovém
kroku, jako ICF drivery však již byly navrženy i
urychlovace lehkých iontu s mnoha urychlovacími
mezerami. - Nejpokrocilejší studia se soustredují na diodové
urychlovace. Odhadovaná cistá úcinnost takovýchto
driveru dosahuje 20-25 - Zarízení s lehkými ionty
- Particle Beam Fusion Accelerator II (PBFII) v
Sandia Nat. Lab., Albuquerque, - do tercíku je schopen predat 1 MJ energie
- Karlsruhe Light Ion Facility (KALIF)
- 1.8 MV/600 kA/50 ns, je výkonný pulsní
urychlovac, dodávající svazek protonu o energii
až 40 kJ pri špickové hustote výkonu 1 TW/cm2
66Použití težkých iontu pro ICF
- Urychlovací technologie
- k úvahám o použití težkých iontu pro fúzní
experimenty vedly dve jejich základní vlastnosti - vysoká hustota energie deposice a tudíž jejich
krátký dolet v hustých materiálech - pro tuto technologii jsou k dispozici velké
zkušenosti s urychlovaci - Vztah mezí energií a doletem cástic
- k optimalizaci vazby mezi svazkem a tercíkem je
treba krátkého dostupu iontu v terci - lze
dosáhnout pomocí - nízké kinetické energie a nízké hmoty (fúze
pomocí lehkých iontu), nebo - vysoké energie a vysoké hmoty (fúze pomocí
težkých iontu). - zatímco v prípade lehkých iontu je však k získání
potrebného výkonu ve svazku potreba proudu rádu
MA, pro težké ionty jsou to kA - závislost doletu na energii naznacuje jistou
výhodnost težkých iontu
67Elektrárna založená na inerciální fúzi (I)
- zarízení elektrárny, založené na fúzi s
inerciálním udržením (ICF), bude zcela odlišné od
elektrárny, využívající fúze s magnetickým
udržením (MCF) Þ bude vyžadovat oddelenost jak
vlastního zarízení driveru a reaktorové komory,
tak i jejich provozu a údržby - v principu muže jeden driver napájet nekolik
reaktoru. -
- ICF elektrárna bude mít ctyri hlavní komponenty
- driver, tj. laser nebo urychlovac cástic, který
dodává energii do fúzního terce - výrobnu tercu, kde jsou terce zhotovovány, plneny
d-t palivem a pak skladovány - reaktor, v nemž dochází nekolikrát za sekundu k
interakci svazku driveru s terci, mající za
následek termonukleární mikroexplosi - generátor menící tepelnou energii na elektrickou.
- d-t fúzní terc uvolní energii nekolika set MJ za
dobu asi jedné ns
68Elektrárna založená na inerciální fúzi (II)
- reaktorová komora musí zadržet produkty této
mikroexplose, zachytit termonukleární energii a
plodit tritium - tyto funkce bude plnit clenitá konstrukcní stena
a plodící "blanket" (obálka), dostatecne silný k
zachycení 14 MeV neutronu - neutrony odnáší zhruba 2/3 termojaderné energie
zbytek je v RTG zárení a troskách terce - stena bude v dusledku krátkého trvání
energetického pulsu vystavena velmi vysokému
okamžitému výkonovému zatížení Þ je nutný další
vývoj nových nízkoaktivacních materiálu i nových
technologií - velmi tvrdé fyzikální požadavky musí být splneny,
aby mohlo být dosaženo vysokého stupne komprese,
nutného pro zapálení - energie dopadajícího svazku musí být predána
povrchu peletu s vysokou úcinností - implose musí být vysoce symetrická a teplota
paliva musí zustat až do jeho zapálení tak
nízká, jak jen je možné - zajištit úcinné horení stlaceného paliva
správným návrhem peletu
69Výzkum v CR (I)
- Tokamak CASTOR
- Ústav fyziky plazmatu AV CR
R 0,8 m, a 0,08 m, B 1,5 T, I 30 kA, Te
3 mil. K
70Výzkum v CR (II)
- PALS Prague Asterix Laser System
- Jodový laser - l 1315 nm
E 1,2 kJ T 100 500 ps P(400 ps) 3 TW
71COMPASS-D tokamak in IPP ASCR
Major radius 0.56 m Minor radius 0.2
m Plasma current lt 350 kA Magnetic field
0.82.1T Triangularity 0.5 Elongation
1.6 Pulse length lt 1 s
- Many technological and scientific challenges
- Power input 50 MW during 2 seconds!
- New building required
- New advanced diagnostics required, etc.
- Support from the Czech government (November 2005)
- Preferential support from EURATOM (July 2006)
72Otázky bezpecnosti elektrárny
- fúzní reaktor si lze predstavit jako dobre
ovladatelný horák, zatímco štepný reaktor jako
uhlírský "milír - ve fúzním reaktoru nemuže
dojít k retezové reakci, ani k roztavení nitra
reaktoru - základní paliva fúzního reaktoru (d a Li), stejne
jako "popel" (He), nejsou RA - avšak i fúzní reaktor bude obsahovat radioaktivní
materiály, a to t, které je bezprostredním
palivem (vznikne z Li) a aktivované konstrukcní
materiály - obsah t v plazmatu (asi 1 g) muže energeticky
udržovat reakci 2-3 minuty reakce se samovolne
zastaví behem 10-20 vterin, prerušíme-li prívod
paliva jakkoli malý prítok prímesí uhasí reakci
okamžite - systém zpracování paliva na stanovišti fúzního
reaktoru bude sloužit - pro docasné uložení, cištení a znovu použití
nespáleného paliva - pro získání tritia z plodící obálky jako náhrady
shorelého tritia - celkový obsah t na stanovišti reaktoru bude
rádove 1 kg , avšak predpokládá se, že pri
eventuální nehode muže uniknout jen menší cást
(pouze nekolika stovek g). - nebezpecná situace by mohla nastat, pokud by pri
nehode uniklo tritium nebo aktivovaný konstrukcní
materiál do reaktorové haly - tato hala, je-li navržena odpovídajícím zpusobem,
nemuže být nikdy znicena pusobením okamžité
energie, obsažené v reaktoru ta je totiž ve
srovnání se štepným reaktorem velmi malá.
73Vliv na životní prostredí
- krome zavezení paliva na zacátku provozu fúzního
reaktoru, žádná další potreba transportu nebo
zpracování radioaktivního paliva mimo stanovište
reaktoru není - n z fúzní reakce budou aktivovat konstrukcní
materiály reaktoru a zkracovat tak jejich
životnost - podle výsledku výzkumu bude nutno v
prubehu približne 30leté životnosti elektrárny
vymenit asi ctyrikrát první stenu a plodící
obálku - po konecném odstavení fúzního reaktoru zbude asi
25 000 m3 pevného radioaktivního odpadu - množství je srovnatelné s odpadem ze štepného
reaktoru, avšak biologická nebezpecnost odpadu z
fúzního reaktoru, obsahující vesmes standartní
materiál, je po 100 letech více než tisíckrát
menší Þ plyne z neprítomnosti aktinidu a z
mnohem kratších polocasu rozpadu aktivovaných
materiálu
74Tritium
- první generace fúzních reaktoru bude pracovat se
smesí d-t - celkové množství tritia ve fúzní elektrárne
nepresáhne 1 kg - t je slabým záricem b (str. E je 5,7 keV a max. E
je 18,6 keV) T1/2 12.36 y - jeho zárení nepronikne kuží cloveka ani zvírat
- clovek muže dostat dávku pouze po vniknutí
velkého množství tritia do tela - je-li t absorbováno telem, je biologický polocas
asi deset dnu - nebylo zjištena žádná akumulace tritia v
potravinovém retezci. - bezpecnost a vliv na prostredí závisí na úcinném
systému zadržení t v reaktoru (nekolikastupnové
monitorování, oddelené zásobníky tritia) - cílem je omezit únik pri provozu pod 2 g rocne
Þ výsledná dávka pro verejnost bude tedy méne
než 1 dávky z prirozené RA okolí
75Odpady
- porovnání váhy odpadu - popela z teleplných
elektráren, fúzního odpadu a odpadu z BWR
(lehkovodní reaktor) a porovnání nákladu na
likvidaci odpadu z klasické a fúzní jaderné
elektrárny - navrhovaný reaktor SSTR - http//fire.pppl.gov/ene
rgy_ja_wec01.pdf
76 77Plazma -ctvrté skupenství hmoty
Plazma je nejrozšírenejší skupenství ve vesmíru
78Plazma na Zemi
prírodní jevy technika
79Pro zajímavost
- porovnání casového vývoje dosažené hodnoty
n.tE.T a pocítacové operacní pameti
80- Divertor
- In a tokamak the outer magnetic field lines are
diverted to a location far from the plasma by
means of a specially shaped magnetic field. In a
stellarator the plasma edge splits anyway - in
keeping with the symmetry of the magnetic field -
into individual offshorts, in which energy and
particles move to restricted areas of the vessel
wall. Here the field lines contact the vessel
wall on specially equipped divertor plates. With
this configuration it is possible to produce much
purer plasmas, i. e. less contaminated by foreign
atoms, that afford much better energy confinement
than limiter plasmas.Limiter - Plasma configuration in which the plasma is
bounded by a material limiter inside the vessel.
Here magnetic field lines from the hot plasma
impinge directly on the limiter. The limiter
configuration has become less important because
the divertor configuration has proved to be more
favourable for good plasma confinement.H-Mode - Plasma state with improved energy confinement in
the presence of strong heating. In this state,
called the High-confinement mode or H-mode for
short, the energy confinement is much higher than
in the L-mode.L-Mode - Plasma state in tokamak plasmas with purely ohmic
or weak auxiliary heating. This state with poor
energy confinement, called the Low-confinement
mode or L-mode for short, is no longer of
interest for building a fusion power plant and
was superseded by the H-mode.
81? Nestability plazmatu ?
82- We are now in a configuration where the path of
the magnetic field is solely toroidal. -
- Unfortunately, on a simple circular trajectory of
this type, the particle undergoes a slow cross
drift, due to the drift gradient of the magnetic
field and centrifugal force, depending on the
sign of its charge. For example, the ions will
drift up (as illustrated on the diagram opposite)
and the electrons down. -
- To compensate this effect, the idea is to
stabilise the configuration by adding a poloidal
component to the toroidal magnetic field. This is
the magnetic configuration used in the tokamak.
The field lines become helixes twisted round
stacked toric surfaces, called magnetic surfaces. -
- The particle then spends half its time head
upwards, where the vertical drift, which we
suppose to be towards the top as in the example
opposite, moves it away from the magnetic
surface, and the other half head down, where the
vertical drift pulls it back to the magnetic
surface. The drift effect is thus on average
compensated. -
- Particle following a helical field line
- In a tokamak, the toroidal magnetic field is
produced by external coils, whereas the poloidal
magnetic field is induced by a current flowing
toroidally in the plasma . This current is
generated by transformer effect, from a primary
circuit of which the secondary is the plasma.
Tore Supra is outstanding in being equipped with
supra-conducting magnets, which enable it to
guarantee a permanent toroidal field (the
machines equipped with conventional magnets are
limited in duration by heating of the copper
coils). The pulse duration is thus limited by the
capacity of the primary circuit generating the
plasma current inducting the poloidal field. -
- Finally, there exists another configuration,
called a stellarator , in which the magnetic
field is provided completely by external toroidal
as well as poloidal coils. The fact of not having
an intense current flowing in the plasma is an
advantage in the event of plasma disruption, but
the drawback is the complexity of the necessary
magnetic coils. This may be seen on the diagram
of the German stellarator project W7X , where
the coils are represented in blue and the plasma
in orange. - Principle of the stellarator (source
Euratom-IPP ) - The pitch of the helix on each magnetic surface
is called safety factor (that is the number of
large toroidal turns necessary to complete 1
small poloidal turn). In a tokamak configuration
this safety factor typically varies from 1 in the
centre of the plasma to several units on the
edge. It is worth noting that, in general, if we
follow the field line, it will entirely describe
the magnetic surface around which it winds in the
course of its successive journeys. This is true
except in the case of a rational safety factor
(i.e. equal to the ratio of two whole numbers).
In this special case, the field line closes in on
itself after a whole number of turns, resulting
in specific properties for this (local
modification of transport, triggering of
instabilities, and so on) - Finally, we should note that in a first
approximation, the macroscopic features (density,
temperature, pressure and so on) are homogenous
on a magnetic surface. We may thus describe them
in a poloidal section simply as functions the
plasma radius, for example by taking their value
on each white circle showing a magnetic surface
in the figure below. We talk in terms of radial
profile (only depending on the radius), which for
density, temperature and pressure is maximum in
the centre of the plasma, decreasing towards the
edge of the plasma, as illustrated on the figure
below.
83?Výsledky na JET - 1997?
- pokusy provedené na tokamaku JET v záveru roku
1997 používaly smesi deuteria a tritia (DT), tj.
paliva, které se bude využívat ve fúzních
elektrárnách. Hlavní výsledky dávají príznivé
odpovedi na duležité otázky, týkající se udržení
(tepelné izolace), ohrevu a práce s termojaderným
plazmatem vubec. Bylo pritom dosaženo hned trí
svetových rekordu došlo k uvolnení 21 MJ fúzní
energie, maximální fúzní výkon cinil 16 MW, a tím
dosáhl již 65 cistého vstupního výkonu (tj.
výkonu potrebného k ohrátí plazmatu). -
- Udržení (tepelná izolace)
- Prechod do režimu s vysokým udržením energie
(H-mód) v D-T plazmatu je snažší než se
predpokládalo. Experimenty provedené na JETu
naznacují, že k prechodu do H-módu bude na ITERu
zapotrebí asi 70 MW ohrevového výkonu, tj.asi o
25 méne než se ocekávalo z experimentu s D-D
plazmatem. - Udržení zjištené v D-T plazmatu naznacuje, že
provozní scénáre predpokládané pro ITER povedou k
zapálení plazmatu (tj. Qgt5). - Pri provozu s tritiem byl dosažen zlepšený tlak
na hranici plazmatu, což je pro ITER také
príznivé. - Na tokamaku JET došlo pri optimalizaci radiálního
elektrického proudu (a tedy i strižného
magnetického pole - tzv. shear scenarios) uvnitr
plazmatu k vytvorení vysoké transportní bariéry,
což umožnilo dosažení vyššího tlaku centrálního
plazmatu a tím i vyššího fúzního výkonu. - Ohrev
- Krome vstriku neutrálního svazku, bylo dosaženo
vysokého fúzního výkonu za pomoci
vysokofrekvencního ohrevu v oblasti iontové
cyklotronové frekvence. - Pozorovaný vlastní ohrev plazmatu odpovídal
predpokladum. Ohrev ?-cásticemi, vznikajícími pri
fúzní reakci, je nezbytný pro udržení horení
plazmatu ve fúzní elektrárne. - Provoz
- Provedená sada experimentu se smesí deuteria a
tritia splnila ocekávání i technické cíle. Bylo
použito celkem 120 g rizikového tritia, které
bylo po zpracování systémem aktivního zpracování
plynu (AGHS) po separaci a vycištení na 99,8
(chromatografi