V - PowerPoint PPT Presentation

1 / 90
About This Presentation
Title:

V

Description:

V voj spot eby energie Celosv tov spot eba elektrick energie dos hla roku 1995 13 200 TWh a pro rok 2020 lze re ln odhadnout jej zv en na 22 tis c ... – PowerPoint PPT presentation

Number of Views:43
Avg rating:3.0/5.0
Slides: 91
Provided by: MilanK
Category:
Tags: coil | gradient

less

Transcript and Presenter's Notes

Title: V


1
Vývoj 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

2
Vývoj 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

3
Vývoj 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
4
Zásoby ropy (2005)
  • Podle uvedené tabulky stací pri konstantní
    spotrebe zásoby ropy skutecne ani ne na 40 let

5
Spotreba 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 .

6
Výkup 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

7
Obnovitelné 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.

8
Ilustrace 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
9
Ilustrace emisí CO2
10
Proc 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

11
Proc 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

12
Fúze
  • 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.

13
Ilustrace procesu
1 eV 1,610-19 J 11 600 K d t 4He n
17.6 MeV
14
D-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)

15
d-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
16
Opet 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)
18
Podmínky 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

19
Lawsonovo 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

20
Progress in Nuclear Fusion Research
History of fusion product ntT
ignition
time
21
Control Fusion the Road Map
22
Nemožnost 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

23
Metody 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

25
Udržení 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

26
Lineární 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

27
Toroidální 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)

28
Pohyb 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

29
Pohyb 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.

30
Pohyb 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.

31
Pohyb 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.

32
Stelarátor
  • 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

33
Stelarátor (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)

34
Pohyb 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)
35
Tokamak (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.

36
Tokamak (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

37
Tokamak (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

38
Velké 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

39
TFTR - 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

40
JET 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

41
Tore 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
  • 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 

42
Tore Supra - Cadarache (Francie)
  1. 4K mechanical structure of coils
  2. Superconducting winding 1.8K
  3. 80K thermal screen
  4. Cryostat, internal area at 220C
  5. Cryostat, external area at 20C
  6. Supporting pedestal for the cryostat and screens
  7. First wall actively cooled to 220C
  8. Toroidal pumped limiter
  9. Cryogenic supply, 1.8 K, 4 K and 80 K
  10. Towards exchanger, water pressurised at 220C, 40
    bars
  11. Poloidal field coils
  12. Poloidal field coils
  13. Magnetic circuit
  14. Heating antenna at ion cyclotronic frequency
  15. Heating antenna at lower hybrid frequency 

43
JT 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

44
Tokamak - 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)

45
Usporádání tokamaku
46
Tokamak - 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

47
ITER - 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

48
Projekt 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

49
Pinc 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)

50
Ohrev 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

51
Vstrikování 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

52
Iontová 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

53
Elektronová 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

54
Rízení 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)

55
Doplnování 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.

56
Fúze 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.

57
Tercík, 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

58
Implose 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

59
Problémy
  • 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

60
Lasery 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.

61
Lasery 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)

62
NOVA Lawrence Livermore National Laboratory
  • 40 kJ Nd laser s 10 svazkyvýkon 16 TW trvání
    pulsu typicky 2.5 ns
  • už rozebrán místo nej NIF

63
Hohlraum
Hohlraum používaný v NOVA
  • Hohlraum má typicky prumer i délku nekolik mm

Hohlraum pro NIF
64
National 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

65
Urychlovace 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

66
Použití 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

67
Elektrárna 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

68
Elektrárna 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

69
Výzkum 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
70
Výzkum 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
71
COMPASS-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)

72
Otázky 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.

73
Vliv 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

74
Tritium
  • 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

75
Odpady
  • 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
  • THE END

77
Plazma -ctvrté skupenství hmoty
Plazma je nejrozšírenejší skupenství ve vesmíru
78
Plazma na Zemi
prírodní jevy technika
79
Pro 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
Write a Comment
User Comments (0)
About PowerShow.com