Zdrojem VESMÍR energie A HVĚZDY hvězd je proces označovaný jako termojaderná fúze. Centrum výzkumu Řež FÚZNÍ ENERGETICKÝ REAKTOR SLAVOMÍR ENTLER Tato práce vznikla za podpory projektu SUSEN CZ.1.05/2.1.00/03.0108 (ERDF) 1 ENERGETICKÉ VYUŽITÍ JADERNÉ FÚZE ZAČLENĚNÍ JADERNÉ FÚZE DO ENERGETIKY MÁ CELKEM 5 HLAVNÍCH ASPEKTŮ: FYZIKÁLNÍ TECHNICKÝ EKONOMICKÝ SOCIÁLNĚ-ENVIRONMENTÁLNÍ GEOPOLITICKÝ FYZIKA 2 3 JADERNÁ ENERGIE ŠTĚPENÍ ATOMOVÝCH JADER FÚZNÍ REAKCE SLUČOVÁNÍ ATOMOVÝCH JADER I. GENERACE TRITIUM HELIUM D + T 4 He + n + 17.6 MeV 6 Li + n 4 He + T + 4,8 MeV II. GENERACE VAZEBNÁ ENERGIE 4 H e 235 U 238 U MNOŽSTVÍ ENERGIE UVOLNĚNÉ PŘI ŠTĚPENÍ TEŽKÝCH JADER DEUTERIUM NEUTRON D + D D + D D + 3 He D + T 3 He + n + 3.27 MeV T + p + 4 MeV 4 He + p + 18,3 MeV 4 He + n + 17.6 MeV 3 H MNOŽSTVÍ ENERGIE UVOLNĚNÉ PŘI FÚZI LEHKÝCH JADER DEUTERIUM HELIUM III. GENERACE H + 11 B 3 4 He + 8.7MeV H + 6 Li 3 He + 4 He + 4MeV 2 H ATOMOVÉ ČÍSLO A 5 DEUTERIUM NEUTRON BEZNEUTRONOVÁ FÚZE (BEZ SEKUNDÁRNÍ RADIOAKTIVITY) 1
COULOMBŮV ZÁKON TO PLAZMA ZÓNA JADERNÝCH SIL ZÓNA ELEKTRICKÝCH SIL DEUTERIUM + + + + ODPUZOVÁNÍ ATOMOVÝCH JADER KVANTOVÝ TUNEL NÍZKÁ TEPLOTA PEVNÁ LÁTKA 7 STŘEDNÍ TEPLOTA KAPALINA VYSOKÁ TEPLOTA EXTRÉMNÍ TEPLOTA PLYN PLAZMA Plazma je ionizovaný plyn složený z iontů a elektronů (a případně neutrálních atomů a molekul), který vzniká odtržením elektronů z elektronového obalu atomů plynu (ionizací). Plazma je čtvrté skupenství hmoty. PŘI TEPLOTĚ 160 MILIONŮ K JE KAŽDÁ LÁTKA PLNĚ IONIZOVANÉ PLAZMA. UDRŽENÍ PLAZMATU INERCIÁLNÍ NEBO MAGNETICKÉ UDRŽENÍ Předpokládejme, že jsme jádra nějakým způsobem zahřáli na teplotu 160 milionů K, ale co pak s nimi? Na zemi neexistuje materiál, který by teplotu 160 milionů K vydržel. Například ocel se taví při 1600 o C, což je 100 000x méně než je teplota plazmatu. Roztavená ocel 1 600 C Plasma 160 000 000 C n τ E Stlačení jader na hustotu cca 10 30 jader/m 3 a jejich udržení po dobu 10-10 sekundy odpovídá inerciálnímu udržení plazmatu. Palivo je velmi rychle a silně stlačeno na požadovanou hustotu a fúzní reakce proběhne dříve, než se jádra rozletí pryč. Pro vytvoření podmínek fúzní reakce postačí setrvačnost (inercie) atomových jader. 10 20 m -3 s Stlačení jader na hustotu cca 10 20 jader/m 3 a jejich udržení pohromadě po několik sekund odpovídá magnetickému udržení plazmatu pomocí magnetického pole. Magnetické pole vhodné konfigurace může plazma spoutat a udržet, protože atomová jádra i elektrony se jako elektricky nabité částice pohybují podél siločar magnetického pole. 8 9 Inerciální udržení Magnetické udržení NATIONAL IGNITION FACILITY (NIF) MAGNETICKÉ UDRŽENÍ Vlákno protékané proudem = pinč Červenec 2012 192 laserů, 1,85 MJ / 500 TW Fúzi se nepodařilo dosáhnout kvůli vysokým ztrátám energie v terči. ELEKTRICKÝ PROUD VYTVÁŘÍ MAGNETICKÉ POLE Magnetická zrcadla Helikální pinč MAGNETICKÉ POLE VYTVÁŘÍ ELEKTRICKÝ PROUD Korálková nestabilita Kink nestabilita 11 2
STELARÁTORY SPITZERŮV STELARÁTOR A - 1951 ŠROUBOVICOVÉ PLAZMA VINUTÍ VAKUOVÁ MAGNETICKÉ NÁDOBA SILOČÁRY HLAVNÍ CÍVKY ŠROUBOVICE MAGNETICKÉHO POLE JE VYVOŘENA MECHANICKY TVAREM MAGNETICKÝCH CÍVEK 12 13 TOKAMAKY TOKAMAK T1-1958 Většina experimentálních zařízení dokázala plazma dříve či později vytvořit a spoutat, ale vždy byl problém plazma udržet po delší dobu. Ukázalo se, že je plazma velmi nestabilní a malé nestability následně přerůstají ve zhroucení celého plazmatu. Nejlepších výsledků dosáhl, díky specifické konfiguraci magnetických polí, ruský návrh tokamak (Тoроидальная kaмера с maгнитными kатушками toroidální komora s magnetickými cívkami). PRIMÁRNÍ VINUTÍ TRANSFORMÁTOROVÉ JÁDRO CÍVKY TOROIDÁLNÍHO MAGNETICKÉHO POLE POLOIDÁLNÍ MAGNETICKÉ POLE TOROIDÁLNÍ MAGNETICKÉ POLE INDUKOVANÝ PROUD V PLAZMATU 14 VYTVÁŘEJÍCÍ POLOIDÁLNÍ MAGNETICKÉ POLE PLAZMA VÝSLEDNÉ ŠROUBOVICOVÉ MAGNETICKÉ POLE 15 TOKAMAKY GOLEM A COMPASS GOLEM COMPASS 16 17 3
REAKTOR ITER TOROIDÁLNÍ MAGNETY INTERNATIONAL THERMONUCLEAR EXPERIMENTAL REACTOR Iter = latinsky cesta 29 m výška TECHNIKA PLAZMOVÁ KOMORA PORTY 28 m průměr 23 000 t váha PRVNÍ STĚNA 18 19 CENTRÁLNÍ CÍVKA ITER VAKUOVÁ NÁDOBA ITER VAKUOVÁ NÁDOBA D 6.5-19.4 m, H 11.3 m 8 000 tun, 1 400 m 3 Tlak 10-7 -10-4 Pa 44 20 portů Nerezová ocel ANSI 316L Eiffelova věž 7 300 tun 21 ITER MAGNETY Nb 3Sn a NbTi teplota 4 K magnetické pole 5,3 T navrženo na 13 T 29 kv / 17 MA OHŘEV PLAZMATU ECRH, ICRH LHRH RADIOFREKVENČNÍ OHŘEV vysokoteplotní supravodiče magnetické pole 10 T IH INDUKČNÍ OHMICKÝ OHŘEV PLAZMOVÁ KOMORA 22 Induction Heating Electron Cyclotron Resonance Heating Ion Cyclotron Resonance Heating Lower Hybrid Cyclotron Resonance Heating Neutral 23 Beam Injection NBI OHŘEV SVAZKEM NEUTRÁLNÍCH ČÁSTIC 4
ITER OHŘEV A GENEROVÁNÍ PROUDU JADERNÁ TECHNOLOGIE blanket stínění stěna vakuové nádoby radiace plazma OHŘEV A CD OHŘEV OHŘEV CD neutrony první stěna chlazení tritiová množivá zóna 24 OHŘEV DO ZÁŽEHU 110 MW PO ZÁŽEHU 100 MW (α) + OHŘEV 50 MW 25 JADERNÁ TECHNOLOGIE = MEZI PLAZMATEM A STĚNOU VAKUOVÉ KOMORY JADERNÉ KOMPONENTY JADERNÉ KOMPONENTY PRVNÍ STĚNA JET, ITER, DEMO, FPP CHRÁNÍ CELOU KONSTRUKCI REAKTORU STOUPAJÍCÍ ZÁTĚŽ S VÝKONEM PRVNÍ STĚNA PRVNÍ STĚNA DIVERTOR (JET), ITER, DEMO, FPP ČISTÍ A MODELUJE PLAZMA BLANKET PLASMA FACING COMPONENT BLANKET CHRÁNÍ PRVNÍ STĚNU BLANKET (ITER), DEMO, FPP ODVÁDÍ ENERGII DIVERTOR DIVERTOR CHRÁNÍ KONSTRUKCI REAKTORU PRODUKUJE PALIVO ( V ITER POUZE TBM) 26 27 ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ JADERNÝCH KOMPONENT JADERNÝ REAKTOR NÁVRATOVÝ MODUL NOMINÁLNĚ RAKETA ARIANE 5 PORUCHY UDRŽENÍ PLAZMATU (orientačně) VDE 500 MW/m 2 ELM 2 000 MW/m 2 Disrupce 40 000 MW/m 2 RE 500 000 MW/m 2 PORUCHA VDE (VERTICAL DISPLACEMENT EVENT) ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ MW/m 2 28 PROUDOVÝ MOTOR ITER DIVERTOR PORUCHY ELM V REAKTORU ITER 29 5
TEPELNÉ ZATÍŽENÍ [MW/m 2 ] 6.10.2014 PORUCHA ELM (EDGE LOCALISED MODE) DISRUPCE ZHROUCENÍ PLAZMATU ε rad pre-tq Thermal Quench pre-tq Thermal Quench TQ Thermal Quench CQ [MW/m 3 ] Current Quench 30 31 PORUCHY PLAZMATU V JET UBÍHAJÍCÍ ELEKTRONY (RUNAWAY ELECTRONS) 32 VDE DISRUPCE 33 ENERGETICKÁ ZÁTĚŽ PFC KONSTRUKCE PFC 10 5 10 4 10 3 DISRUPCE: 10-30 MJ/m 2, 0.1-3 ms, 10% NEVRATNÉ MATERIÁLOVÉ ZMĚNY VDE, 60 MJ/m 2, 100 300 ms, 1% 10 2 ELM: 1 GW/m 2, 500 µs, n>10 6 10 1 DIVERTOR: 5 MW/m 2, 450 s, n ~ 3000 10 0 10-4 10-3 10-2 10-1 10 0 10 1 10 2 10 3 off-normal 34 DÉLKA PULSU [s] normal 35 6
PRVNÍ STĚNA ITER SEGMENT REAKTOROVÉ KOMORY PRVNÍ STĚNA berylium CuCrZr austenitická ocel SS 316L HORNÍ PORT HORNÍ PORT POTRUBNÍ TRASY ZATÍŽENÍ neutronové záření < 3 dpa tepelné záření 0.1-5 MW/m 2 CHLADIVO voda 70 o / 110 o C 4 MPa STABILIZAČNÍ CÍVKY POTRUBNÍ TRASY EQUATORIÁLNÍ PORT VNITŘNÍ BLANKET 36 37 VNĚJŠÍ BLANKET MAPA ZATÍŽENÍ PRVNÍ STĚNY [ MW/m 2 ] TYPY FW MODULŮ 1003 mm FW01/02A FW06A 1001 mm 38 39 TYPY FW MODULŮ TYPY FW MODULŮ 1001 mm FW13AD 913 mm FW10A FW11A 1110 mm FW14NB 1034 mm 40 41 7
CHLAZENÍ PRVNÍ STĚNY ITER BERILLIUM TILES COOLANF FLOW FIRST WALL MOCK-UP Holes for TCs Stainless Steel CuCrZr AUSTENITIC STELL STEEL TUBE CuCrZr COOLER NORMAL HEAT FLUX DESIGN ENHANCED HEAT FLUX DESIGN q = ~ 1-2 MW/m 2 q = ~ 5 MW/m 2 Beryllium tiles HYPERVAPOTRON 42 43 NHF FIRST WALL MOCK-UP Stainless Steel MONTÁŽ PRVNÍ STĚNY ITER VDE CÍVKY ELM CÍVKY ROZVOD CHLAZENÍ CuCrZr hypervapotron 44 EHF FIRST WALL MOCK-UP 45 DIVERTOR KONSTRUKCE DIVERTORU ITER FORMOVÁNÍ TVARU PLAZMATU ochrana první stěny VYTVOŘENÍ TRANSPORTNÍ BARIÉRY V SOL dosažení h-modu ODSTRAŇOVÁNÍ FÚZNÍHO POPELA HELIA udržování koncentrace paliva ODSTRAŇOVÁNÍ NEČISTOT snížení radiačních ztrát Tepelná zátěž 5-10 MW/m 2 Wolfram SS 316L Chlazení vodou (celkem 1 t / s) 70 o -240 o C / 5 MPa, 18 kg / s 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 Rozměry cca 3 x 2 m Kryo-pumpa nádoby výkon 100 m 3 /s X BOD 46 SKLÁPĚNÍ TERČŮ PRO ROZLOŽENÍ ZÁTĚŽE 47 CHLADÍCÍ VLNOVEC POTRUBÍ ODSÁVACÍ POTRUBÍ VAKUOVÝ UZÁVĚR AKTUÁTOR 8
DIVERTOR REAKTORU JET VNITŘNÍ VERTIKÁLNÍ TERČ KLENUTÝ TERČ UMBRELLA VNĚJŠÍ VERTIKÁLNÍ TERČ DIVERTOR ITER LIMITERY ZÁMEK REFLEKTOR HYDRAULIKA KLOUB DIVERTOR REFLEKTOR 48 49 DOSED KAZETA DIVERTOR ITER WOLFRAMOVÉ MONOBLOKY W MONOBLOK monoblock KANÁL Copper Cu MEZIVRSTVA Interlayer CuCrZr CuZrCrHeat CHLADIČ Sink 50 51 ZÁTĚŽ DIVERTORU ITER CHLAZENÍ CELÉ KAZETY VODA T in 70 120 ºC T out ~ 240 ºC p in ~ 3 MPa p out ~ 4.4 MPa Průtok ~ 17.5 kg/s 52 53 9
MANIPULÁTORY BLANKET Blanket reaktoru je vnitřní 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. 54 VIZUÁLNÍ KONTROLA VYJMUTÍ A TRANSPORT HLAVNÍ ÚKOLY BLANKETU A. Zachycení neutronů a přeměna jejich energie na teplo. B. Ochrana supravodivých cívek před tepelným a neutronovým zářením. C. Biologické stínění neutronového záření. D. Odvod tepla z reaktoru. E. TBM testovací moduly blanketu v reaktoru ITER. F. Produkce tritia v energetickém reaktoru s DT palivem. 55 BLANKET REAKTORU ITER ITER - CADARACHE austenitická ocel SS 316L chlazená vodou Zahájení přípravy rok 1985 Zahájení výstavby rok 2011 Spuštění reaktoru rok 2020 56 57 Zahájení plného provozu rok 2027 FÚZNÍ ELEKTRÁRNA SUPRAVODIVÉ MAGNETY OHŘEV PLAZMATU MNOŽIVÝ BLANKET Li 4SiO 4, Li 2TiO 3, LiPb OHŘEV PLAZMATU CESTA K ENERGETICKÉMU REAKTORU DOBA UDRŽENÍ ENERGIE ~ R 2 JET τ ~ 1 s, pulzy 20 s ITER τ ~ 4 s, pulzy 400 s DEMO τ ~ 5 s, pulzy 8 hod PRIMÁRNÍ OKRUH VODA HELIUM LIPB PAROGENERÁTOR TEPELNÝ VÝMĚNÍK SEKUNDÁRNÍ OKRUH D-T PLAZMA VAKUOVÁ NÁDOBA PALIVO: V PROVOZU DEUTERIUM Z TERMODYNAMICKÝ MOŘSKÉ VODY, MĚŘÍTKO CYKLUS: TRITIUM Z RANKINŮV A/NEBO BLANKETU 58 BRAYTONŮV CYKLUS 59 FÚZNÍ REAKTOR TYPU TOKAMAK TURBÍNA GENERÁTOR JET 80 m 3 16 MW th ITER 800 m 3 500 MW th DEMO 1000 m 3 VE VÝSTAVBĚ 2000 MW th V PŘÍPRAVĚ 10
TEST BLANKET MODULE - TBM TYPY BLANKETU HCPB, HCCB, HCLL - WCPB, WCCB, WCLL - LCCB, SCLL, DCLL HC helium cooled, PB pebble beds WC water cooled, CB ceramic breeder LC LiPb cooled, LL LiPb (Lithium Lead) breeder SC single LiPb cooled, MS molten salt (FLiBe, FLiNaBe) DC double cooled (LiPb+He), 60 STÍNĚNÍ TBM = DEMO v ITERu EU HCPB héliem chlazený blanket s keramickými kuličkami Li 4 SiO 4 v kazetách KIT HCLL héliem chlazený blanket s tekutou eutektickou slitinou LiPb CEA DCLL héliem a tekutou eutektickou slitinou LiPb chlazený blanket CIEMAT WCLL vodou chlazený blanket s tekutou eutektickou slitinou LiPb ENEA 61 POROVNÁNÍ EVROPSKÝCH VARIANT TBM VYVÍJENÉ KONCEPCE TBM 62 63 Země Typ Chladivo Množivý materál EU HCPB He Li 4SiO 4 EU HCLL He LiPb EU WCLL H 2O LiPb EU DCLL He/LiPb LiPb USA DCLL He/LiPb LiPb USA HCPB He Li 2TiO 3 USA DCMS He/FLI(NA)BE FLI(NA)BE Indie LLCB LiPb Li 2TiO 3 Indie HCPB He Li 2TiO 3 Rusko HCCB He Li 2TiO 3 Rusko LLCB LiPb Li 2TiO 3 Rusko SCLL LiPb LiPb Japonsko HCCB He Li 2TiO 3 Japonsko WCCB H 2O Li 2TiO 3 Japonsko DCMS He/FLIBE FLIBE Japonsko SCLL LiPb LiPb Korea HCCR He Li 4SiO 4 Korea HCLI He LiPb Čína HCCB He Li 4SiO 4 Čína HCLL He LiPb Čína DCLL He/LiPb LiPb BLANKET HCPB BLANKET HCLL (EU) BU Main features EUROFER as structural material FW/SW, SP and CP cooled by rectangular channels He at 8MPa Tin/Tout = 300/500 C FW>SP>CP Plasma side Back side EUROFER Li 4 SiO 4, Be He 300 o /500 o C 8 MPa Cooled plate LiPb (Li at 90% in 6Li ) breeder, neutron multiplier and tritium carrier LiPb slowly re-circulating (10/50 rec/day) parallel flow 64 11
BLANKET DCLL (EU-US) První stěna η th = 26.5% He T in /T out = 350/450 C / 8 MPa Množivá zóna η th = 48.7% LiPb T in /T out = 480/700 C He T in /T out = 450/480 C He odvádí cca 40% výkonu, LiPb 60%. BLANKET LLCB (INDIE) 2mm 66 pomalejší proudění LiPb pro snížení úniku tritia 67 TBM testované v reaktoru ITER POŽADAVKY NA MATERIÁLY Země Označení Chladivo Množivý materiál EU EU Japonsko Korea Čína Indie HCPB HCLL WCCB HCCR HCCB LLCB Helium cooled Pebble Beds Helium cooled Lithium Lead Water cooled Ceramic breeder Helium cooled Graphite reflector Helium cooled Ceramic breeder Lithium Lead cooled Ceramic breeder Helium keramika Li 4 SiO 4 Helium tekutý kov LiPb Voda keramika Li 2 TiO 3 Helium keramika Li 4 SiO 4 Helium keramika Li 4 SiO 4 tekutý kov LiPb keramika Li 2 TiO 3 + tekutý kov LiPb POŽADAVKY NA MATERIÁLY PFM (PLASMA FACING MATERIALS) 1. Nízké znečišťování plazmatu - minimální atomové číslo 2. Mechanická odolnost Extrémní tepelný tok 1 až 40 GW/m 2 Vysoké pracovní teploty ~1000 C Cyklická zátěž 30 000 tepelných cyklů Neutronová zátěž 70-80 dpa DEMO, 150-200 dpa FPP Minimální mechanická a chemická eroze 3. Minimální rychlost difúze izotopů vodíku a helia. Minimální zadržování izotopů vodíku a helia. 4. Vysoká tepelná vodivost. 5. Rychlé snižování sekundární radioaktivity. 68 69 MATERIÁLY PRO PFC OBVYKLÝ KONSTRUKČNÍ MATERIÁL OCEL. TEPELNÁ ODOLNOST OCEL není vhodná po vysoké tepelné zatížení, při teplotě nad 500 o C jí výrazně klesá mez kluzu i mez pevnosti (Vysokoteplotní ODS nebo RAFMS?). Vhodné jsou WOLFRAM nebo uhlíkový vláknový kompozit CFC (UHLÍK), které mají ze všech prvků nejvyšší teplotu tání 3422 o C, resp. 3642 o C, případně karbid křemíku SiC s teplotou tavení 2950 o C. BERYLIUM má teplotu tání 1287 o C a nesnese vyšší energetické zatížení. NÍZKÉ ATOMOVÉ ČÍSLO WOLFRAM (74) způsobuje vysoké radiační ztráty energie plazmatu při ionizaci, vhodné jsou BERYLIUM (4) a CFC (6). POUŽITELNOST MATERIÁLŮ PFC ROZSAH POUŽITELNOSTI RŮZNÝCH MATERIÁLŮ ODPRAŠOVÁNÍ NÍZKÁ TEPELNÁ VODIVOST Wolfram KŘEHNUTÍ REKRYSTALIZACE TEPELNÁ VODIVOST BERYLIUM (200 W/m.K), WOLFRAM (170 W/m.K), nevhodné jsou CFC (40 W/m.K), SS316 (21 W/m.K) a SiC (12 W/m.K). RAFMS Ocel 316 CREEP (TEČENÍ) ODPRAŠOVÁNÍ CFC a BERYLIUM se silně odprašují. AFINITA K VODÍKU CFC silně pohlcuje deuterium a tritium. Superslitina niklu S OTAZNÍKEM VHODNÉ CYKLICKÁ ZÁTĚŽ WOLFRAM při tepelných cyklech rekrystalizuje a křehne. 71 PRACOVNÍ TEPLOTA o C 12
WOLFRAMOVÉ MATERIÁLY WOLFRAMOVÉ MATERIÁLY Čistý wolfram WOLFRAMOVÝ KOMPOZIT W-Cu LAMINÁT Stabilizace wolframu Sloučeniny wolframu Slitiny wolframu Dopování draslíkem Dopování oxidy ODT La 2 O 3 WL-10 W-Ni-Fe DENSIMET La 2 O 3 (WL10) ThO 2 ZrO 2 CeO 2 W-Mo W-Ta W-V 72 73 KONSTRUKČNÍ OCELI TEPELNÉ SCHÉMA ELEKTRÁRNY ITER: AUSTENITICKÁ OCEL SS316L DEMO: konstrukční materiály se zvýšenou tepelnou a radiační odolností VYSOKOTEPLOTNÍ FERITICKO MARTENSITICKÉ OCELI RAFMS PRO GIV EUROFER, F82H, RUSFER, použitelnost až do 550 o C (650 o C) OCELI S DISPERZNÍM ZPĚVNĚNÍM OXIDY ODS 9Cr-ODS, 12-14Cr-ODS, (Y 2 O 3, Al 2 O 3 ) použitelnost až do 750 o C 74 75 JADERNÉ REAKTORY PWR GEN III CHLAZENÍ TLAKOVOU VODOU + VYUŽITÍ STÁVAJÍCÍCH TECHNOLOGIÍ - NIŽŠÍ ÚČINNOST NEŽ U STÁVAJÍCÍCH ELEKTRÁREN Voda JADERNÉ REAKTORY GEN IV VYSOKOTEPLOTNÍ HELIUM TEKUTÉ KOVY SUPERKRITICKÁ VODA + VYUŽITÍ MOŽNOSTÍ REAKTORU - NÁROČNÁ TECHNOLOGIE - nekompatibilní s lithiem Helium - neuchladí vysoké tepelné toky Tekuté kovy - magnetohydrodynamické jevy Superkritická voda - extrémně korozivní TEPELNÉ SCHÉMA ELEKTRÁRNY PRIMÁRNÍ OKRUH HCPB A. EXTRÉMNÍ TEPELNÝ TOK MAXIMÁLNÍ TEPLOTA PRVNÍ STĚNY LIMIT PRO TEPLOTU CHLADIVA LIMIT PRO ÚČINNOST CYKLU reaktorová komora blanket héliový primární okruh 500 C / 8 MPa parogenerátor PLAZMA 150x10 6 K RADIACE KONVEKCE TEPELNÝ CYKLUS MAX T MAX η první stěna množivá zóna 0.4 MPa heliový okruh extrakce tritia PRVNÍ STĚNA H 2, H 2O BERYLIUM 300 C OCELI 550 750 C WOLFRAM 1100 C 300 C cirkulační čerpadlo CPS sekundární okruh H 2 TES B. SEKUNDÁRNÍ RADIOAKTIVITA KONSTRUKCE DVOUOKRUHOVÉ SCHÉMA H 2, HT, H 2O, HTO TES - tritiový extrakční systém CPS čistící větev chladiva 76 13
PRIMÁRNÍ OKRUH HCLL PRIMÁRNÍ OKRUH WCLL reaktorová komora reaktorová komora blanket héliový primární okruh 500 C / 8 MPa parogenerátor blanket vodní primární okruh 325 C / 15.5 MPa parogenerátor 0.1 MPa extrakční kolona 0.1 MPa extrakční kolona první stěna množivá zóna okruh LiPb BPS heliový okruh extrakce tritia první stěna množivá zóna okruh LiPb BPS heliový okruh extrakce tritia H 2, H 2O H 2, H 2O 300 C 0.4 MPa cirkulační čerpadlo sekundární okruh 285 C cirkulační čerpadlo sekundární okruh CPS CPS H 2 TES H 2 TES BPS čistící větev LiPb H 2, HT, H 2O, HTO CPS čistící větev chladiva H 2, HT, H 2O, HTO TES - tritiový extrakční systém CPS - čistící větev chladiva TES - tritiový extrakční systém 79 BPS - čistící větev LiPb PRIMÁRNÍ OKRUH DCLL reaktorová komora blanket první množivá stěna zóna 500 C / 8 MPa 500 C H 2, H 2O 300 C héliový primární okruh 800 C / 0.1 MPa LiPb primární okruh TES T BPS cirkulační čerpadlo CPS výměník sekundární okruh (Braytonův cyklus) EKONOMIKA ŽIVOTNÍ PROSTŘEDÍ H 2, HT, H 2O, HTO TES - tritiový extrakční systém CPS - čistící větev chladiva BPS - čistící větev LiPb 80 81 JADERNÁ BEZPEČNOST 1. Fúzní reaktor je INHERENTNĚ BEZPEČNÝ. Nekontrolovaná jaderná reakce není možná. 2. Jako palivo bude sloužit pouze izotop vodíku deuterium, získávaný z vody, případně vodík, helium nebo bór. Pouze v první fázi bude součást paliva tritium, než technologie umožní slučovat pouze jádra deuteria. 3. Ve fúzním reaktoru bude v každém okamžiku velice malé množství paliva (gramy). Za celý den spálí fúzní reaktor o výkonu jako reaktor v Temelíně zhruba 1 kg paliva. 4. Produktem fúzní reakce bude neškodné hélium, fúzní reakcí nevznikají žádné radioaktivní produkty. 5. Konstrukce fúzního reaktoru bude sestavena z nízkoaktivovatelných materiálů a umožní snížit sekundární aktivaci materiálů konstrukce. Cílové fúzní reaktory budou využívat fúzní reakce s pomalými neutrony nebo bezneutronové fúzní reakce, které aktivaci minimalizují. Zásoby deuteria v oceánech vystačí na 8 mld. let pro celé lidstvo. Životnost slunce je 5,3 mld let. Jaderná fúze je jediný existující zdroj energie, který může zajistit budoucnost lidstva. Výkon 1 GW EL Spotřeba paliva, kg/den Uhelná elektrárna Jaderná elektrárna Fúzní elektrárna Fotovoltaická el. 20 000 000 60 1 - Zastavěná plocha, km 2 0,8 1 1 50 (plocha Českých Budějovic) Potřeba železa, kt 100 20 20 200 Hustota toku energie, W/m 2 1 000 500 000 5 000 000 20 FÚZNÍ ZDROJ JE ZCELA BEZPEČNÝ ZDROJ ENERGIE 82 83 14
CENA ELEKTRICKÉ ENERGIE GEOPOLITIKA 84 5 centů (1,35 Kč) 85 PROJEKT ITER GEOPOLITICKÉ VYROVNÁNÍ NEJVĚTŠÍ POZEMSKÝ MEZINÁRODNÍ VÝZKUMNÝ PROJEKT V DĚJINÁCH LIDSTVA ITER JT-60SA IFERC IFMIF/LIPAC Sedm členských zemí ITER 50% lidské populace 80% HDP 10 86 SYMBOLICKÁ POLOHA REAKTORU ITER UPROSTŘED SYMBOLICKÁ POLOHA REAKTORU ITER UPROSTŘED? EVROPA - FUSION ROADMAP 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. 1. FYZIKA PLAZMATU 2. DIVERTOR 3. MATERIÁLY Induktivní režim Steady state režim DTT Současné návrhy Pokročilý návrh Early Neutron Source ITER TBM program 4. TECHNOLOGIE TRITIA Jiné koncepty blanketu 2010 2020 2030 2040 2050 ITER Q=10 ITER Q=10 ITER Q=10 ITER steady state režim 5. BEZPEČNOST 6. DEMO DEMO Návrh a projektování Výstavba Provoz ELEKTŘINA Z FÚZE 7. ÚČINNOST Levnější technologie a technologie s dlouhodobou životností 8. STELARÁTOR Optimalizace zařízení Provoz zařízení 88 89 15
EVROPA VERTIKÁLNÍ KONCEPT 90 91 Tloušťka vnitřního blanketu: 78 cm Tloušťka vnějšího blanketu: 130 cm Šířka segmentu: 115 cm MULTIMODULÁRNÍ KONCEPT ČTYŘI TECHNOLOGIE DIVERTORU ENEA MONOBLOCK CCFE THERMALBREAK 92 93 KIT W-Cu LAMINATE CEA FUNCTIONALLY GRADED MATERIAL Alokace fondu Eurofusion [k ] pro 2014-1018 Alokace fondu Eurofusion v % HDP 0,005 70 000 60 000 0,004 50 000 40 000 0,003 30 000 0,002 20 000 10 000 0,001 0 0 94 95 16
USA RUSKO A gifted and talented workforce is required to support & exploit ITER Confirmation and demonstration fusion energy generation 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050 ITER ITER Technical DEMO Q=5 Q=10 requirements Long term operation at Q~30 400 s 3000s DEMO NSTX FNSF Power Plant Fusion plasma physics Heating, transport, current-drive and stability T-10, Globus- M2, T-11M Q<1 T-15 Q =10 ITER Q =30 DEMO DIII-D Alcator CMOD ITER Fusion Nuclear Science Facility (FNSF) challenges: - High performance, steady-state operation - Makes its own fuel - Materials for extreme environments Materials and technologies Facilities, reactors, power plants ITER superconductors ITER equipment, TBM T-15 ITER Tritium New materials and DEMO technology, DEMO technologies in equipment materials and DEMO technologies FNS Fusion-Fission Hybrids PP - DEMO PROTO JAPONSKO 99 INDIE 101 17
ČÍNA CFETR 103 JIŽNÍ KOREA ZÁKON A PĚTILETKY JIŽNÍ KOREA To establish a long-term and sustainable legal framework for fusion energy development phases. To promote industries and institutes participating fusion energy development by support and benefit. The first country in the world that prepared a legal foundation in fusion energy development. History of the FEDPL 1995. 12 : National Fusion R&D Master Plan 2005. 12 : National Fusion Energy Development Plan 2007. 3 : Fusion Energy Development Promotion Law 2007. 4 : Ratification of ITER Implementation Agreement 2007. 8 : Framework Plan of Fusion Energy Development (First 5-Year National Plan) 2012. 1 : The 2 nd 5-year National Plan has started. Key Milestones Pre-Conceptual DEMO R&D DEMO EDA Design Study Launch & CDA Start DEMO Final Desig n DEMO Phase-1 Co & Constr. Start nstruction Finish20 VLASTNOSTI FÚZNÍHO JADERNÉHO ZDROJE I. Základní energetický zdroj vesmíru. II. Je inherentně naprosto bezpečný. III. Je nevyčerpatelný. IV. Má neomezený výkon. V. Neprodukuje žádné emise ani vyhořelé palivo. 106 107 18