Fyzika plazmatu a termojaderné slučování

Transkript

1 Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny Tokamak perspektivní termojaderný reaktor Tokamak JET - rekorní výsledky ČS podíl na výzkumu jaderné fůze EURATOM Projekt ITER akulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT,

2 Odhad produkce paliv na bázi uhlovodíků, kromě uhlí (v miliardách barelů za rok) Production [Gb/y] Conventional oil Oil heavies Polar oil Deep ocean oil NGLs Conventional gas Unconventional gas

3 Peak Discovery 1965 Peak Production 2005 Time-lag: 40 years World - conventional oil Mid-point year: 2005 Ultimate 2050: 1800 Gb To-date 1999: 822 Gb Discoveries, Gb/a Production, Gb/a Peak Discovery High Prices Curb Demand Theoretical Unconstrained Model

4 Růst spotřeby ropy a maximální možná produkce ropy ze známých rezerv (v miliardách barelů) Odhad růstu spotřeby 2% za rok Spotřeba přestává být kompenzována těžbou Gb Discoveries Disc. (extrapolated) Demand (+ 2 %) Max. production (extrapolation)

5 Peak Discovery 1930 Peak Production 1972 Time-lag: 42 years 35 U.S.A. - Lower 48 Mid-point year: 1970 Ultimate 2050: 190 Gb To-date 1999: 165 Gb 3, ,0 2,5 2,0 1,5 1,0 0,5 Discoveries, Gb/a Production, Gb/a 0 0,

6 Možné řešení energetického problému deuteron α částice - 4MeV (ohřev paliva) E kin ~ 20 kev T~ 200 mil. K triton neutron - 14 MeV (produkce energie a tritia) n + Li 3 H +...

7 Při teplotách 200 milionů stupňů (20 kev) je palivo v plazmatickém stavu Klíčový parametr pro zapálení termojaderné reakce Hustota plazmatu Doba udržení jeho tepelné energie n τ > m -3 s Lawsonovo kriterium

8 Tři možné způsoby realizace

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

10 ~ rok 2050 Elektrárna na bázi Termojaderného slučování Výkon 2-3 GW Spotřeba paliva ~ 1 t D+T/rok Odhadovaná cena 10 miliard Euro Neprodukuje prakticky žádný odpad.

11 Tokamak princip činnosti Cívky toroidálního magnetického pole

12 Tokamak - základní princip Cívky toroidálního magnetického pole

13 Rovnovážná poloha sloupce plazmatu Toroidální sloupec plazmatu, kterým protéká proud J p se roztahuje ve směru velkého poloměru R Bz Příčiny: Ampérova síla (zvětšení proudové smyčky) Bz Kinetický tlak plazmatu (viz nafukování plavacího kola) Zvětšování velkého poloměru nutno kompenzovat silou F= J p x B z kde B z dodatečné vertikální magnetické pole

14 Stabilita plazmatu v tokamaku Magnetická spirára musí mít v tokamaku malé stoupání!!! Btor 4ot. a 45 0 α 3ot. R 1ot ot. Úhel rotační transformace Úhlové posunutí v poloidální rovině po jedné toroidální otáčce

15 Globální udržení plazmatu v tokamaku dw = P dt W τ E Bilanční rovnice energie částice dn dt = Γ N τ τ E ~ a 2 /χ Doba udržení energie τ p ~ a 2 /D Doba udržení částic W=3/2 ntv - Celková kinetická energie plasmatu P - Výkon pro ohřev plazmatu N=Vn - Celkový počet částic v toru Г - Zdroj částic T, n, V - Teplota, Hustota, objem p

16 Avšak!!!! Korficienty difúze D a tepelné vodivosti χ jsou ve skutečnosti x větší než se očekávalo na počátku tokamakového výzkumu Částice a teplo se transportují napříč magnetickým polem nikoli klasicky (srážky částic), nýbrž důsledkem turbulence plasmatu! Koeficienty D a tepelné vodivosti χ jsou úměrné velikosti turbulentních polí. Turbulence existuje ve všech tokamacích!!! ŘEŠENÍ: maximalizace τ E ~ a 2 /χ Zvětšit rozměry tokamaku Snížit úroveň turbulence plazmatu

17 6 m JET Joint European Torus Stavba zahájena 197 Zakončeno 198 Provoz (alespoň) do 200 Proud plazmatem I < 7 MA Toroidální pole B < 3.45 T Doba pulsu t>30 s

18 JET pohled do výbojové komory

19 Ohřev plazmatu v tokamacích Základní metoda ohřevu: Ohmický ohřev (OH) plazma má konečnou vodivost a tudíž se ohřívá průchodem proudu Ohřev a-částicemi - plazma se ohřívá nabitými produkty jaderného slučování (reaktor) Dodatečný ohřev: Svazky neutrálních atomů (NBI) (H, D, T) se vstřikují do plazmatu a předávají svou kinetickou energii iontům plazmatu Elektromagnetické vlny se vstřikují do plazmatu speciálními anténními systémy. Frekvence vlny se vybírá tak, aby byla v rezonanci s vlastními frekvencemi plazmatu: ECRH elektronová cyklotroní frekvence ( GHz) ICRH - iontový cyklotroní frekvence ( MHz) LH - hybridní frekvence (1-10 GHz)

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

21 Rekordní parametry Dosaženy na dvou tokamacích, TFTR (USA) a JET (EURATOM), které doposud jako jediné pracovaly se skutečnou palivovou směsí D-T Ohřev α- částicemi představuje již 15% z celkového příkonu potřebného k ohřevu plazmatu!

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

23 Interakce plazmatu se stěnou komory Udržení plazmatu v tokamacích není ideální!! Tepelné ztráty (cca 1 až 10 MW-m 2 ) je nezbytně nutné kontrolovaně uchladit. Dva způsoby: LIMITER clona v jednom poloidálním řezu nebo po obvodu toru DIVERTOR oblast na spodní části toru, která odvádí energii pomocí speciální konfigurace magnetického pole.

24 Plazma v divertoru tokamaku ASDEX-U

25 Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru pirálovost magnetických siločar lze dosáhnout i bez induktivně buzeného proudu: Dodatečná vinutí 3D konfigurace cívek pro toroidální magnetické pole evýhoda: extrémně náročné náročné na přesnost konstrukce ýhoda: stacionární provoz reaktoru zaručen! Stellarator W-7X bude dokončen 2009 v Greisfwaldu (SNR)

26 Tokamaky a Stellaratory v provozu Německo ASDEX U, TEXTOR 94 Francie TORE SUPRA Anglie MAST, COMPASS-D Itálie FT-U, RFX Španělsko TJ-II Švýcarsko TCV Česká rep. CASTOR Portugalsko ISTTOK USA D IIID, ALCATOR C Japonsko JT- 60, LHD, + 4 další Rusko T-10, TUMAN 3, FT-2 Čína HT-6, +.5 dalších Brazilie, Indie, Korea, Egypt, Irán, Libye ~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole

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

28 Srovnání velkého a malého tokamaku CASTOR Joint European Torus Objem plazmatu 0.1 m 3 50 m 3 Proud plasmatem 0.01 MA 5.0 MA Délka pulzu 0.05 s 30 s Centrální teplota 2 mil K 100 mil K Roční rozpočet ~ 0.5 MEuro ~ 50 MEuro Manpower ~ 20 My ~ 300 My Magnetické pole ~ 1.5 Tesla ~ 3.5 Tesla Okrajová hustota plazmatu ~ 2*10 18 m -3 ~ 4*10 18 m -3 Okrajová teplota plazmatu ~ 0.2 mil K ~ 0.2 mil K

29 Otázka Může malý experiment jako CASTOR přispívat k termojadernému výzkumu a soutěžit s velkými experimenty jako JET, ASDEX Upgrade, TORE Supra s multi - milionovým rozpočtem? Odpověď: ano, ale Relevantní program fyzikálního výzkumu Vyhovující financování, dobrou technickou podporu,..) Silná mezinárodní spolupráce Těsný kontakt se studenty (diplomové a PhD práce,..)

30 Turbulence plazmatu v tokamacích Klíčová úloha turbulence pro udržení plazmatu je známa již ~ 30 let Přesto její fyzikální podstata není doposud plně pochopena!! Turbulence okraji sloupce plazmatu je jedním z možných relevantních jevů, které lze studovat na malých tokamacích, neboť okrajové plazma v malých i velkých zařízeních je velmi podobné!!!

31 Příklad experimentalních výsledků Turbulence plazmatu na okraji sloupce plazmatu je fyzikální jev, který se pozoruje jak na velkých tak i na malých tokamacích! Má komplikovaný 3D charakter Lokalizované structury (hustota,..) Protažené podél magnetických siločar Rotují v poloidálním směru Toroidal direction Poloidal direction

32 Turbulence okrajového plazmatu model Stěna Poloidalní řez tokamakem CASTOR SVĚTLÉ BARVY Hustota plazmatu je vyšší než střední hodnota Centrální oblast Sloupce plasmatu se nemodeluje TMAVÁ BARVA Hustota plazmatu je nižší než střední hodnota

33 2D structure of edge turbulence on CASTOR limiter 2D matice 64 Langmuirových sond separatrix radial position [mm] poloidally: 42 mm Okamžitý snímek struktur Potenciálu (v měřítku)

34 Struktura okrajové turbulence v CASTORu (měřeno maticí Langmuirových sond) 42 mm v the poloidalním směru "Kopec" "Údolí" Video: 1000 snímků po 1 µs Celkem = 1 ms Magnetické pole je kolmé na stínítko 22 mm in radialním směru

35 Česká republika asociovaná do EURATOMu od Association EURATOM/IPP.CR onsorcium sedmi institucí koordinované Ústavem fyziky plazmatu AV ČR yzikální výzkum okamak CASTOR, teorie/modelování, srážové procesy stav fyzikální chemie, AV CR atematicko-fyzikální fakulta, UK akulta jaderná a fyzikálně inženýrská, ČVUT ývoj nových technologií (pro ITER) yklotron, ozařování ve štěpném reaktoru, materiálový výzkum stav jaderné fyziky, AV CR stav jaderného výzkumu, a.s. Řež stav aplikované mechaniky a.s, Brno Celkem - 69 profesionálů a techniků

36 ISTTOK JET MAST TCV TJ-II TEXTOR ASDEX-U TORE- SUPRA CASTOR FT-U Hlavní mezinárodní spolupráce CASTOR SE ÚČASTNÍ NA VÝZKUMU (JET, TCV, TEXTOR, MAST) OBOUSMĚRNÁ SPOLUPRÁCE (TORE-SUPRA, TJ-II, ISTTOK) LABORATOŘE PŘISPÍVAJÍCÍ K EXPERIMENTU CASTOR SPOLUPRÁCE NENÍ NAVÁZÁNA

37 Výchova studentů (Využítí unikátních možností tokamaku CASTOR) SUMmer TRAInq Course on CASTOR CASTOR tokamak je zcela k dispozici pro studenty ( řádné&phd), měří a zpracovávají základní experimentální data. SUMTRAIC 2004, druhý pokus červen, 10 dní, 12 studentů from Maďarska, Slovenska, Bulharska a Belgie). Bude se organizovat každoročně.

38 Nezbytné kroky na cestě k fúzní elektrárně Je nevyhnutelné: Postavit velký tokamak (~3x větší než JET); Zabezpečit kvazikontinuální provoz ( s); Dosáhnout fúzní výkon alespoň 10 x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu. aby se vyjasnila: Fyzika plazmatu, v němž dominuje ohřev α částicemi (možné nové nestability, transportní bariéry, ); Technologie první stěny reaktoru při extrémní tepelné zátěži až 20 MW/ m 2 (chlazení, nové materiály, životnost ); Technologie blanketu (separace tritia,..);

39 Projekt ITER artneři EURATOM, Japonsko, Rusko (70%) + USA, Čína, Korea (10%) Cena cca 3,85 miliardy EUR současné době Projekt je hotov (2001) Vytváří se právnická osoba převezme zodpovědnost za projekt na dobu 40 let) Započetí stavby během 2005, doba stavby cca 8 let (2013), provoz 25 let Realizace projektu je nyní v rukou politiků Vybrat místo stavby (Cadarache, Francie nebo Rokkasho, Japonsko) Červen 2004.

40 International Termonuclear Experimental Reactor ITER apálení reakce a samovolné hoření řechod do stacionárního provozu věření koncepce první stěny ýběr optimální plodící obálky 12 m roud plazmatem 15 MA agnetické pole 5.3 T upravodivý magnet) úzní výkon 500 MW oba hoření >400 s úzní výkon bude 10x větší než ýkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10

41 Závěr Fyzikové jsou přesvědčeni, že ekonomicky výhodný a ekologicky přijatelný reaktor na bázi magnetického udržení plazmatu lze vybudovat do 2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60). Průkaz zapálení termojaderné reakce laserem se očekává kolem 2010 (National Ignition Facility, Livermore) Klíčové rozhodnutí postavit ITER musí padnout do poloviny roku 2004 je to nyní v rukou politiků. Jinak celý program zkolabuje ztráta motivace.

42 Klíčová úloha politiků ve vědě! Earl Ferrers My Lords, what kind of thermometer reads a temperature of 140 milion degrees of centigrade without melting? Viscount Davison My Lords, I should think a rather large one! Z diskuze ve Sněmovně lordů o financování tokamaku JET

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

44 EURATOM (část Rámcového Programu) oordinuje výzkum jaderné fúze v EU Contract of Association Koordinuje lokální výzkum 21 tzv. Asociací (EU, Švýcarsko, ČR, Maďarsko, Rumunsko, Lotyšsko Bruselská centrála financuje 20% doložených výdajů European Fusion Developement Agreement (EFDA) provozuje JET, koordinuje vývoj nových technologií a ITER Staff Mobility Agreement Zabezpečuje výměnu vědců mezi jednotlivými Asociacemi Celkem 700 milionů EUR v 6 Rámcovém programu, z toho 200 milionů na ITER