Research Centre Rez TECHNOLOGY EXPERIENCE FOR FUSION Slavomir Entler
FUSION ROADMAP 11/2012 - Evropská agentura pro výzkum jaderné fúze EFDA vydala zlomový dokument Fusion electricity, A roadmap to the realisation of fusion energy, který stanovuje plán, jak v nejbližší budoucnosti dosáhnout energetické využití jaderné fúze. Plán je zkráceně nazýván Fusion Roadmap. Předpokládá dosažení výroby elektřiny z fúzního zdroje do roku 2050. Klíčovými projekty plánu jsou experimentální reaktor ITER a demonstrační fúzní elektrárna DEMO. Zrušení agentury EFDA. Zrušení dvoustranných asociačních dohod včetně asociace Euratom-IPP.CR. Založení nové organizace European Fusion Consortium. Continuation of the contribution of Mr. Biagioni 1
FUSION ROADMAP 2010 2020 2030 2040 2050 1. UDRŽENÍ PLAZMATU 2. ODVOD ENERGIE Induktivní režim Steady state režim DTT Současné návrhy Pokročilý návrh ITER Q=10 ITER Q=10 ITER steady state režim 3. MATERIÁLY Early Neutron Source 4. ZÍSKÁVÁNÍ TRITIA ITER TBM program Jiné koncepty blanketu ITER Q=10 5. BEZPEČNOST 6. DEMO FPP DEMO Návrh a projektování Výstavba Provoz ELEKTŘINA Z FÚZE 7. EFEKTIVITA Levnější technologie a technologie s dlouhodobou životností 8. STELARÁTOR Optimalizace zařízení Provoz zařízení 2
REAKTORY ITER HIPER - DEMO HiPER HIGH POWER LASER ENERGY RESEARCH FACILITY BEZ ŠANCE NEJSOU LASERY, VHODNÉ TERČE ANI PRVNÍ STĚNA V PROVOZU V PROVOZU VE VÝSTAVBĚ V PŘÍPRAVĚ 3
REAKTOR ITER 29 m výška 28 m průměr 23 000 t váha 4 Q=10
ITER VAKUOVÁ NÁDOBA Vakuová nádoba se 44 porty, 8 000 tun, SS 316L D 6.5-19.4 m, H 11.3 m, 1 400 m 3, tlak 10-7 -10-4 Pa 5
ITER MAGNETY Nb 3 Sn a NbTi teplota 4 K magnetické pole 5,3 T 29 kv / 17 MA DEMO vysokoteplotní supravodiče magnetické pole 10 T 6
ITER OHŘEV A GENEROVÁNÍ PROUDU OHŘEV A CD OHŘEV OHŘEV CD 7 OHŘEV DO ZÁŽEHU 110 MW PO ZÁŽEHU 100 MW (α) + OHŘEV 40 MW
ITER NAPÁJENÍ ELEKTROMAGNETY OHŘEV PLAZMATU 50 GJ 8
ITER RYCHLOBRZDA Rychlobrzda reaktoru ITER je zařízení pro rychlé vybití energie uložené v supravodivých magnetických cívkách a nazývá se Fast discharge unit. Energie v magnetickém systému dosahuje až 50 GJ a musí být vybita do 30 sekund. Letadlová loď USS Yorktown třídy Essex Výtlak, cca 27 100 tun Rychlost plavby 60 km/h Kinetická energie 50 GJ 220 km/h Pendolino Váha, cca Rychlost jízdy Kinetická energie 420 tun 150 km/h 50 GJ 1760 km/h 9
JADERNÁ TECHNOLOGIE: PFC A BLANKET 10
JADERNÁ TECHNOLOGIE PRVNÍ STĚNA JET, ITER, DEMO, FPP CHRÁNÍ CELOU KONSTRUKCI REAKTORU STOUPAJÍCÍ ZÁTĚŽ S VÝKONEM PRVNÍ STĚNA PLASMA FACING COMPONENTS BLANKET DIVERTOR (JET), ITER, DEMO, FPP ČISTÍ A MODELUJE PLAZMA CHRÁNÍ PRVNÍ STĚNU BLANKET (ITER), DEMO, FPP ODVÁDÍ ENERGII CHRÁNÍ KONSTRUKCI REAKTORU PRODUKUJE PALIVO ( V ITER POUZE TBM) DIVERTOR 11
PFC REAKTORU JET 12
ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ PFC PORUCHY UDRŽENÍ PLAZMATU (orientačně) VDE 500 MW/m 2 ELM 2 000 MW/m 2 Disrupce 40 000 MW/m 2 13
PRVNÍ STĚNA ITER První stěna reaktoru obklopující plazma (First Wall) je nejzatíženější část fúzního reaktoru: neutronové záření < 3 dpa tepelné záření, 0.1-5 MW/m 2 cyklická zátěž, 6 minutové cykly musí absorbovat silové rázy způsobené disrupcemi plazmatu, nesmí znečišťovat plazma. 14
CHLAZENÍ PRVNÍ STĚNY ITER 15
PRVNÍ STĚNA KOMPLETACE 16
PRVNÍ STĚNA ČLÁNEK EHF 17
PRVNÍ STĚNA VÝROBA MODULU FW OBVYKLÝ ROZMĚR MODULŮ 1 m x 1.6 m 18
DIVERTOR ČISTIČ PLAZMATU Důležitým faktorem pro dosažení cílové teploty plazmatu je minimalizace energetických ztrát plazmatu. Za energetické ztráty mohou především nečistoty v plazmatu, které se ionizují a přitom intenzivně září. Radiační ochlazování probíhá do té doby, dokud nedojde k úplné ionizaci všech nečistot. Proto nejvyšší ztráty způsobují nečistoty s nejvyšším atomovým číslem. Například pouhých 0,1 % wolframu v DT plazmatu zcela zabrání ohřátí plazmatu na požadovanou teplotu. To je důvod, proč bude stěna plazmové komory reaktoru ITER pokryta vrstvou berylia, které má velice nízké atomové číslo 4. Při hoření je hlavním zdrojem znečištění plazmatu samotná fúzní reakce, které produkuje jádra atomů helia. Zvyšující se množství heliových jader v plazmatu by dříve nebo později fúzní reakci znemožnilo stejně jako jiné nečistoty. BEZ DIVERTORU S DIVERTOREM 19
DIVERTOR - FYZIKA, H-MOD X BOD 20 SKLÁPĚNÍ TERČŮ PRO ROZLOŽENÍ ZÁTĚŽE
DIVERTOR REAKTORU JET LIMITERY DIVERTOR 21 DIVERTOR VYMEZUJE POVRCHOVOU VRSTVU PLAZMATU SOL, KTERÁ VYTVÁŘÍ TRANSPORTNÍ BARIÉRU A UMOŽŃUJE PROVOZ REAKTORU V H-MODU
DIVERTOR ITER 10-20 MW/m 2 wolfram (CFC) CuCrZr / SS 316L 700 o -1200 o C HT He SCW cca 3 m x 2 m 22
KONSTRUKCE DIVERTORU Původní konstrukce - CFC + W, CFC pohlcuje tritium Od roku 2011 vývoj full W divertoru Rychloupínací kazety o váze 9 tun, celkem 54 kazet 54 kazet každá o váze 9 tun Vnitřní vertikální plocha IVT, vnější vertikální plocha a deštník na tlumičích rázů 23
BLANKET Blanket reaktoru je obal vakuové nádoby, který má řadu úkolů. Jeho základní funkcí je zachytit energii, uvolněnou při fúzní reakci. Převážnou část energie nesou fúzní neutrony o charakteristické energii 14 MeV. Proto musí blanket zachytit tyto neutrony a uvolněné teplo odvést k dalšímu využití. HLAVNÍ ÚKOLY BLANKETU zachycení neutronů a přeměna jejich energie na teplo, ochrana supravodivých cívek před tepelným a neutronovým zářením, biologické stínění neutronového záření, odvod tepla z reaktoru, ITER testovací moduly blanketu TBM, DEMO produkce tritia. ITER tepelný štít magnetů: ocelové stínění pokryté stříbrem chlazené heliem o teplotě 100 K 24
MATERIÁLY PRVNÍ STĚNY A BLANKETU ITER PRVNÍ STĚNA berylium CuCrZr austenitická ocel SS 316L 1 m BLANKET austenitická ocel SS 316L CHLADIVO voda 1.4-1.7 m STÍNĚNÍ ocel voda 25
MONTÁŽ BLANKETU ITER VDE CÍVKY ELM CÍVKY ROZVOD CHLAZENÍ 26
BLANKET REAKTORU ITER 27
ITER - CADARACHE Zahájení přípravy rok 1985 Zahájení výstavby rok 2011 Spuštění reaktoru rok 2020 Zahájení plného provozu rok 2027 28
HISTORICAL ENTRY 1987 ON 1987 EXPERIMENTAL RESEARCH IN ŘEŽ FOR ITER WAS STARTED WITH LiPb EUTECTIC ALLOY IN THE BLANKET CHANNEL. Partners: NRC Kurchatov Institute RDIPE MPEI 1989 CZECHOSLOVAKIA WAS ACCEPTED AS PARTICIPANT OF THE PROGRAM ITER. 29
RCR FUSION RESEARCH ACTIVITIES FUSION ROADMAP RESEARCH CENTRE REZ 1. PLASMA OPERATION 2. HEAT EXHAUST 3. MATERIALS 4. TRITIUM BREEDING 5. SAFETY 6. DEMO FPP 7. LOW COST 8. STELLARATOR A. FW / LIMITER DESIGN AND R&D B. LIPB TECHNOLOGY DEVELOPMENT C. HE TECHNOLOGY DEVELOPMENT D. NEUTRONIC ANALYSES E. BLANKET WCLL DEVELOPMENT 30
RCR EXPERIMENTAL DEVICES FUSION NUCLEAR COMPONENTS MATERIALS RESEARCH HEAT FLUX TESTING BLANKET MOCK-UP LIQUID METAL TECHNOLOGY FUSION NEUTRONICS BLANKET COOLING BESTH RVS TW3 TBM MELILOO NG14 SCWL HELZCA HTHL 31 YELLOW INDICATES NEW DEVICES, DEVELOPED IN FRAME OF SUSEN PROJECT GREEN INDICATES EXISTING DEVICES
NUCLEAR FUSION TECHNOLOGY IN ŘEŽ IN PRESENT TIME RESEARCH CENTRE REZ USES OR BUILDS A WIDE RANGE OF EXPERIMENTAL EQUIPMENT FOR FUSION TECHNOLOGY RESEARCH : BESTH TW3 HELCZA NG 14 BWR,RVS SCWL HTHL MELILOO TBM - HEAT FLUX TEST FACILITY FOR FIRST WALL MOCK-UPS - REACTOR HEAT FLUX TEST FACILITY FOR FIRST WALL MOCK-UPS - HIGH HEAT FLUX TEST FACILITY FOR FULL-SIZE PFC MODULES - DEUTERIUM-TRITIUM FUSION NEUTRON GENERATOR - REACTOR WATER LOOPS - SUPERCRITICAL WATER LOOPS Common matter: - HIGH TEMPERATURE HELIUM LOOPS Research of materials - LIQUID METAL 17Li-83Pb EUTECTIC ALLOY LOOP for plasma facing - TEST BLANKET MODULE REMOTE HANDLING components and blanket ŘEŽ BESTH HTHL,SCWL,MELILOO BWR,RVS,HTHL,TW3 NG 14 PILSEN HTHL,SCWL HELCZA TBM 32
HIGH HEAT FLUX TESTING OF PFC ONE OF THE MAIN AREAS OF FUSION RESEARCH IN ŘEŽ IS BASED ON THE HEAT AND NEUTRON FLUX TESTING OF THE FIRST WALL. The experimental complex HELCZA will cover high heat flux testing of the plasma facing components: CYCLIC HEAT FLUX TESTING CYCLIC HEAT FLUX TESTING UNDER NEUTRON FLUX 10 18 n/s CYCLIC HIGH HEAT FLUX FULL-SIZE (1 m x 2 m) TESTING EXTREME HIGH HEAT FLUX TESTING 40 GW/m 2 EXPERIMENTAL DEVICES BESTH AND TW3 EXPERIMENTAL COMPLEX HELCZA 33
EXPERIMENTAL DEVICE BESTH THE BESTH DEVICE WAS DEVELOPED FOR THE FIRST WALL MOCK-UPS TESTING. On this device seven FW mock-ups were tested. Five of them were standard 12 000 cycles long thermal fatigue tests of FW mock-ups from various suppliers: from China, Russian Federation, South Korea, EU and USA; last two mock-ups were tested for life-time durability, lasting 30 000 cycles. All mock-ups were tested to heat flux of 0.625 MW/m 2 in cycles consisting of 30 seconds heating up, 180 seconds of full power, 30 seconds cooling down and 60 seconds of power off. 34
IRRADIATED RIG TW3 THE IRRADIATED RIG TW3 ALLOWS AN IN-PILE THERMAL FATIGUE TESTING OF ACTIVELY COOLED FIRST WALL MOCK-UPS IN NUCLEAR REACTOR CORE Developed rig were located in a core of the LVR-15 experimental nuclear reactor in RCR. The rig TW3 generated 7 minutes long cycles during the in-pile operation. All mock-ups were tested to heat flux of 0.5 MW/m 2 in cycles consisting of 30 seconds to heating up, 180 seconds to keep full power, 30 second to cool down to zero power and 180 seconds to keep on zero power. Neutron fluences and dpa values reached average values 8.4e10 20-7.6e10 20 cm -2 and 0.456-0.598 dpa for 17 000 cycles. 35
HIGH HEAT FLUX TEST FACILITY HELCZA HELCZA IS A NEW EXPERIMENTAL COMPLEX DESIGNED FOR CYCLIC HIGH HEAT FLUX LOADING OF PFC FULL-SIZE MODULES. The unique experimental assembly for full-size high heat flux testing of plasma facing components of fusion reactors ITER and DEMO, like First Wall modules, Divertor in-vessel targets and Antenna faraday screens, produced by the European Union. The HELCZA is primarily intended for testing of components with dimensions 1x2 m or 1,5x1,5m with cyclic heat load up to 40 MW/m 2. Maximum achievable heat flux density will be 40 GW/m 2. DECONTAMINATION UNIQUENESS: Full-size FW modules. 90 o angle of heating. Beryllium maintenance. KINEMATICS VACUUM VESSEL 11 m 3 ELECTRO MAGNETS DIAGNOSTICS ELECTRON GUN 0,8 MW COOLING 36 TRANSPORTER OF MODULES RAILS
POWER SOURCE FOR UNIFORM HEATING THE HIGH HEAT FLUX WILL BE DELIVERED BY A HIGH-ENERGY ELECTRON BEAM WITH A POWER OF 800 kw AND AN ACCELERATION VOLTAGE 60 kv. The electron beam will be focused by a magnetic field to the sample and will scan the surface with a frequency 20 khz to achieve a uniform surface heating. VACUUM VESSEL DECONTAMINATION KINEMATICS BEAM RANGE MODULE MAGNETIC DEFLECTION AND FOCUSING FIELD DIAGNOSTICS ELECTRON GUN 37 TRANSPORTER OF MODULES TRANSPORTER OF GUN
EXPERIMENTAL COMPLEX HELCZA THE EXPERIMENTAL COMPLEX HELCZA INCLUDES A LOT OF TECHNOLOGICAL SYSTEMS: DIAGNOSTIC SYSTEM CONTROL SYSTEM COOLING SYSTEM EXTERNAL COOLING WATER LOOP TRANSPORT AND MANIPULATION SYSTEM VACUUM VESSEL ELECTRON BEAM GUN EXTERNAL COOLING SUPERCRITICAL WATER LOOP INTERLOCK SYSTEM BERYLLIUM LABORATORY ELECTROMAGNET SYSTEM BERYLLIUM DECONTAMINATION SYSTEM VACUUM SYSTEM BERYLLIUM DIAGNOSTIC EXTERNAL COOLING HIGH TEMPERATURE HELIUM LOOP 38 In comparison with other devices in the world, HELCZA enables moreover: Testing of full-size modules of PFC (FW, DIVERTOR, AFS) with a high power beam, including qualification and production series testing. 90 o angle of incidence of heating beam (perpendicular to surface) Full beryllium maintenance.
TEST BLANKET MODULE REMOTE HANDLING TEST BLANKET MODULE AND PORTCELL MODEL IN SCALE 1:1 The construction of infrastructure to verify and develop remote handling procedures and tools for: TBM changing, repairs and maintenance of TBM, for TBM hot cells in the ITER facility. 39
NG 14 MeV D-T NEUTRON GENERATOR RESEARCH CENTRE REZ BUILDS A NEW SOURCE OF TRUE FUSION NEUTRONS Research of 14 MeV neutron interactions with materials for fusion applications Doses determining based on fast neutron activation measurements. Design, validation, verification and testing of computer codes and nuclear data libraries for fusion power. Integral benchmark or mock-up experiments Research fission reactors LR-0 and LVR-15, isotopic neutron source of Cf-252 and 14 MeV neutron generator allow to study the all range of neutrons interaction. 40
PFC AND BLANKET COOLING RESEARCH CENTRE REZ OPERATES A NUMBER OF EXPERIMENTAL FACILITIES FOR RESEARCH AND DEVELOPMENT OF COOLING: Pressurized Water loops (up to 340 o C and 15 MPa ) Supercritical Water loops (up to 750 o C and 30 MPa) High Temperature Helium loops (up to 1000 o C and 9 MPa) Lithium-Lead loop (up to 550 o C and 0,5 MPa) All loops can be used for research of cooling of plasma facing components and blanket modules. Using of supercritical water or high temperature helium for cooling will provide the highest thermodynamic conversion efficiencies in outlook for DEMO fusion power plant. PRESSURIZED WATER LOOP RVS COLD TRAP OF LITHIUM-LEAD LOOP 41 SUPERCRITICAL WATER LOOP SCWL HIGH TEMPERATURE HELIUM LOOP HTHL
42 THANK YOU FOR YOUR ATTENTION.