Vvoj spoteby energie Celosvtov spoteba elektrick energie 1995
Vývoj spotřeby energie • Celosvětová spotřeba elektrické energie: – – 1995 – 13 200 TWh; 2008 – 20 279 TWh; (it was cut down by 1. 5% in 2009, for the first time since WWII) 2013 – 10 279 TWh (pouze země OECD) • světové zásoby ekonomicky dostupných jaderných paliv vystačit: – – bez recyklace paliva na 90 let při recyklaci dnešními způsoby na 140 let při spalování paliva v rychlých reaktorech až na 5 tisíc let termojadernou energetika - nevyčerpatelný zdroj energie • ČR – v roce 2000 se vyrobilo celkem 67 762 GWh elektrické energie – poptávka byla 52 TWh • • Odhady zásob fosilních paliv se výrazně mění v čase v rozmezí desítek až stovek let – hlavně je to otázka nákladů na těžbu Dnes se často používá k „ohodnocení“ výhodnosti paliv i tzv. „uhlíková stopa“
World electricity consumption https: //yearbook. enerdata. net/electricity-domestic-consumption-data. html The numbers are by about 10 -20% smaller than in the previous slide – probably different methodology
Vývoj spotřeby 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 15 TW total energy consumption of 2004 was divided as shown in figures, with fossil fuels supplying 86% of the world's energy.
Výroba elektrické energie v ČR ČR 2017: production 83 TWh, consumption 61 TWh https: //www. eru. cz Roční zpráva o provozu ES ČR 2016
Spotřeba elektrické energie Rok má 8760 hodin brutto spotřeba / instalovaný výkon = 0, 47
Vývoj spotřeby energie Výroba elektřiny podle typu paliv v ČR v roce 2013 [%]
Uhlík v atmosféře – Emise CO 2 Image from Global Warming Art
„Obnovitelné zdroje energie“ • Evropská rada se v březnu 2007 shodla na třech vysoce ambiciózních cílích – snížit do roku 2020 emise skleníkových plynů o 20% (a o 30% v případě, že se přidají i další velcí světoví emitenti), zvýšit podíl obnovitelných zdrojů na energetickém mixu EU do roku 2020 o 20% a o stejné procento zvýšit také energetickou účinnost. • V roce 2020 by ČR měla z obnovitelných zdrojů získávat 13% energie (celkové, nejen elektrické). • OZE – vodní, sluneční, větrné, geotermální elektrárny, biomasa a bioplyn
„Obnovitelné zdroje energie“ • Evropská unie klade velký důraz na rozvoj využívání čistých zdrojů energie (mezi ně se nepočítá jaderná energie, proto je podíl ČR nízký). • Podle plánů má EU do roku 2020 vyrábět 20 % své energie z obnovitelných zdrojů (OZE), podmínky se ale různí pro každou členskou zemi. • Využití obnovitelné energie je totiž nevyrovnané i v rámci EU. Mezi premianty patří Švédsko, kde podíl „čistých“ zdrojů činí 40% V Evropě se mu však může rovnat jen Lotyšsko (35 %), za ním Finsko (29 %) a Rakousko (23 %). Na opačném konci žebříčku se překvapivě drží Benelux, Irsko a Británie, tedy státy poměrně vyspělé. Přesto přírodní zdroje tvoří necelá 3 % jejich spotřeby. • V roce 2008 vyrobila skupina ČEZ asi 2 TWh elektřiny z OZE (zhruba 3 % celkové výroby) a ČR patří v rámci EU spíše k podprůměru. Pokud se neomezíme jen na elektřinu a zahrneme i biopaliva v dopravě a další obnovitelné zdroje, připadá v ČR pouze 6 % energetické spotřeby na OZE.
„Obnovitelné zdroje energie“ • ČR se zavázala po vstupu do EU zvýšit výrobu elektrické energie z obnovitelných zdrojů z 3. 5% na 8% v r. 2010. • V roce 2020, dle závazků vůči EU, by měl v ČR podíl OZE představovat 13 % http: //energostat. cz/elektrina. html BPS – bioplynové stanice, FVE – fotovoltaické elektrárny
Instalovaný výkon
Výkup energie z obnovitelných zdrojů Vyhláška č. 252/2001 Sb. MPO o způsobu výkupu elektřiny z obnovitelných zdrojů a z kombinované výroby elektřiny a tepla stanoví: – povinný výkup elektřiny se vztahuje na elektřinu vyrobenou v obnovitelných zdrojích s výjimkou vodních elektráren s instalovaným elektrickým výkonem nad 10 MW a ve zdrojích s kombinovanou výrobou elektřiny a tepla, nabídnutou výrobcem elektřiny provozovateli distribuční soustavy a dodanou do distribuční soustavy – výkup elektřiny přispívá k šetrnému využívání přírodních zdrojů, ochraně životního prostředí a zvyšování hospodárnosti užití energie a je zajišťován provozovatelem té distribuční soustavy, ke které je výrobna elektřiny připojena Cenové rozhodnutí ERÚ (2005) stanoví výkupní cenu elektřiny z obnovitelných zdrojů: – – – • Malé vodní elektrárny 2, 00 – 3, 40 Kč/k. Wh Větrné elektrárny 2, 00 – 3, 90 Kč/k. Wh Výroba elektrické energie spalováním biomasy 1, 20 – 4, 50 Kč/k. Wh Výroba elektrické energie spalováním bioplynu 2, 00 – 4, 10 Kč/k. Wh Výroba elektrické energie využitím geotermální energie 3, 30 – 3, 50 Kč/k. Wh Výroba elektrické energie využitím sluneční energie 2, 60 – 15, 90 Kč/k. Wh Poznámka: – cena z neobnovitelných zdrojů je asi 0. 92 -1. 12 Kč/k. Wh – přesná cena závisí hlavně na uvedení zdroje do provozu a u řady typů se snižuje pro novější zdroje – přesněji na http: //www. tzb-info. cz/vyse-vykupnich-cen-a-zelenych-bonusu
Fotovoltaické zdroje Finanční podpora pro zařízení k výrobě elektrické energie z biomasy, větru, vody, slunečního záření a bioplynu jen v letech 2011 až 2014 činila téměř 157 mld Kč. (v roce 2013 podpora zelené elektřiny byla celkem 44 mld a fotovoltaické elektrárny získaly dvě třetiny této částky, přestože vyrobily pouze 22 procent zelené elektřiny) Mezi lety 2009 až 2012 množství elektřiny vyprodukované fotovoltaickými elektrárnami vzrostlo více než 23 krát, což nemá v porovnání s ostatními státy EU obdoby Návratnost investic do fotovoltaických elektráren byla zhruba sedm let po zahájení jejich provozu, přestože podle zákona mohla být až 15 let. Ke kratší návratnosti výrazně přispěla vedle provozní podpory i takzvaná investiční podpora poskytovaná Ministerstvem průmyslu a obchodu
Fotovoltaické zdroje
rok má 8760 hodin Zhruba polovina výroby je ze zdrojů, které nemají instalovaný výkon
Proč termojaderná fúze? • hlavní přednosti jaderné fúze jakožto zdroje elektrické energie spočívají v šetrnosti k prostředí, dostupnosti paliva a úplné vnitřní bezpečnosti elektrárny Životní prostředí • • žádné znečisťování atmosféry a vyvolávání kyselých dešťů, žádný příspěvek ke skleníkovému jevu nízká radioaktivní zátěž (pečlivým výběrem kontrukčních mariálů lze dobu ukládání vzniklého aktivovaného odpadu omezit na méně než 100 let) Základní palivo • • v dlouhodobém výhledu bude definitivním palivem pro fúzní reaktor deuterium hojnost výskytu a rovnoměrné geografické rozložení – d z jednoho litru vody může vyprodukovat energii ekvivalentní 300 litrům benzinu – d ze Ženevského jezera by mohlo krýt potřeby primární energie celého světa po dobu několika tisíc let – potřebu České republiky by mohlo krýt deuterium z Máchova jezera po dobu zhruba 100 let • • není radioaktivní je laciné
Proč termojaderná fúze? (II) Bezpečnost • úplná vnitřní bezpečnost – palivo v reaktoru postačí pro jaderné hoření jen na několik desítek sekund • žádné přepracovávání radioaktivního paliva vně stanoviště reaktoru • žádný transport RA paliva do nebo z elektrárny během celé doby jejího provozu Ekonomika • s přesným určením nákladů se musí počkat až na zkušenost s exp. reaktorem s hořícím plazmatem (ITER) • současné odhady se pohybují v okolí ceny jiných energetických systémů
Fúze • fúze (slučování) je zdrojem energie Slunce i ostatních hvězd • cílem je napodobit na Zemi tento proces • k tomu, aby se oba kladně nabité ionty přiblížili dostatečně blízko, je nutno vytvořit speciální podmínky Þ zahřát palivo na teplotu řádu 100 milionů stupňů (energie řádově 104 e. V) či více – při této teplotě se palivo nachází v plazmatickém stavu, v němž jsou atomy rozděleny na ionty a e-. – dosažení takovéto teploty vyžaduje dodávku značného výkonu a plazma musí být velmi dobře izolováno, aby nedošlo k jeho ochlazení • Ve fúzní elektrárně bude zahřáto a drženo při takto vysoké teplotě jen velmi malé množství paliva, které "vyhoří" za dobu několika desítek sekund. Elektrárna bude tedy jakýsi "hořák", do něhož musí být neustále dodáváno nové palivo z vnějšku.
Ilustrace procesu 1 e. V = 1, 6× 10 -19 J = 11 600 K d + t ® 4 He + n + 17. 6 Me. V
D-T reakce na Zemi může nejsnáze probíhat slučovací reakce mezi ionty d a t d + t ® 4 He + n + 17. 6 Me. V – d se vyskytuje na Zemi v hojném množství (30 g/m 3 ve vodě) – t - nestabilní s poločasem rozpadu kolem 12 let Þ bude získáváno přeměnou Li Výroba t: – n vznikající ve fúzním reaktoru, budou absorbovány v "blanketu", obklopujícím jádro reaktoru a obsahujícím Li 6 Li + n ® 4 He + t + 4. 86 Me. V 7 Li + n ® 4 He + t + n - 2. 5 Me. V – přírodní lithium (92. 5% 7 Li a 7. 5% 6 Li) je prvek hojný v zemské kůře (váhově 30 ppm), řekách (3 ppm) i v oceánech (0. 18 ppm)
Uspořádání tokamaku
d-t reakce - účinný průřez • E uvolněná při reakci není jedinou podmínkou pro možné využití Þ důležitý je také účinný průřez účinné průřezy důležité pro plození t
Opět něco (více) z historie konec 20. let - Atkinson a Houtermans předložili myšlenku, že Slunce "hoří" v důsledku jaderných slučovacích reakcí 1934 - Rutherford, Oliphant a Harteck sloučili 2 d s následným rozpadem na 3 He + n a t + p, při obou reakcích došlo k uvolnění energie první experimentální důkaz 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 - zařízení, které bylo později nazváno tokamak 1952 - výbuch vodíkové pumy na atolu Eniwetok 1958 - odtajnění výzkumu řízeného slučování 1968 - prokázání schopností tokamaků - výsledky na tokamaku T-3 1978 - TFTR – 60 mil. K; zahájení stavby zařízení JET (spuštěn 1983) 1991 - JET poprvé použil d-t paliva a uvolnil termojaderný výkon řízeným způsobem 1997 - JET dosáhl kvazistacionární fúzní reakce při Q = 0. 65
Podmínky udržení fúze - Lawsonovo kritérium • pro energetické využití fúze musí být dosaženo přinejmenším rovnováhy mezi výkonem uvolňovaným fúzí a výkonem sloužícím k ohřevu paliva (Q=1) • musí být přitom splňeny následující 2 podmínky: – dosažena T ~ 100 - 200 milionů stupňů – tzv. Lawsonovo kriterium n. t. E > 1020 [m-3. s] (pro slučovací reakci d-t) • n je počet částic v 1 m 3 paliva • t. E je doba udržení energie plazmatu • Lawsonovo kriterium vede ke dvěma hlavním metodám dosažení fúze: – s magnetickým udržením: nízká hustota plazmatu n, velké udržení energie t. E – s inerciálním udržením: vysoká hustota plazmatu n, malé udržení energie t. E
Lawsonovo kritérium • • • kritérium plyne z požadavku, aby plazma produkovalo více energie, než se do něj zvenčí dodává z kinematiky plyne, že částice nesou asi 20% z energie reakce a n nesou zbývající část energii plazmatu dodávají pouze částice n utíkají
Lawsonovo kritérium We are interested in how long the plasma contains energy. We use the quantity t. E, called the `confinement time'. This is a measure of the rate at which the system loses energy to the environment. It can be defined as the energy content of the plasma divided by the power loss where W is the energy content of the plasma, and Ploss is the power loss. The thermal energy of a plasma can be defined as: If we assume that all T’s are the same, and that the densities of T and D are equal: The number of fusions per volume per time is given by
Lawsonovo kritérium For ignition state, we require that the same amount of energy be produced and kept within the plasma as that which leaves the plasma. The rate of heating per volume is defined as the product of f and Ech, the energy of the charged fusion products. We are assuming here (quite accurately) that the neutron emmissions contribute nothing to plasma heating. So we require From definitions of f and Ploss we get: or The right hand side of this equation is called the L function The minimum value of L for D-T is reached near the temperature of 25 ke. V for
Progress in Nuclear Fusion Research History of fusion product n*t*T ignition time
Control Fusion – the Road Map
Nemožnost použití urychlovačů • nelze použít nabité částice z urychlovače, protože je-li svazek namířen na pevný terčík, většina energie se ztratí ionizací a ohřátím terčíku a elastickými srážkami Þ srážející se svazky nelze vytvořit tak husté, aby získaná energie z termojaderné reakce byla větší než energie potřebná pro urychlení
Metody udržení fúze • Fúze za pomoci magnetického udržení (MCF) – palivo ve formě horkého plazmatu je udržováno magnetickými poli, která vytváří uvnitř komory reaktoru tzv. magnetickou nádobu či past – typické hodnoty parametů jsou: nízká hustota (n ~ 1020 m-3) a velká doba udržení (t. E ~ 1 s) • Fúze za pomoci inerciálního udržení (ICF) – malá kulička paliva v pevném stavu je silně stlačena a rychle zahřívána, až v jejím středu začne probíhat fúze, šířící se do vnějšího chladnějšího paliva – fúzní "hoření" pokračuje tak dlouho, dokud je palivo drženo pohromadě jeho vlastní setrvačností – jedná se tedy z principu o nestacionární proces, o jakýsi mikrovýbuch – typické hodnoty parametrů v okamžiku zapálení jsou: vysoká hustota (n ~ 1031 m-3) a malá doba udržení (t. E ~ 10 -11 s) .
Strom termojaderných systémů
Udržení plazmatu magnetickým polem • vysokoteplotní plazma má přirozenou snahu zvětšovat svůj objem • aby nedocházelo k destrukci materiálu komory, nesmí přijít horké plazma do přímého kontaktu se stěnami nádoby, v níž je uzavřeno • toho lze dosáhnout využitím magnetického pole: elektricky nabité částice (ionty a e-) se pohybují po šroubovici podél siločar tohoto pole • uzavírají-li se siločáry magnetického pole uvnitř vakuové nádoby do prstence, částice plazmatu tento prstenec při svém pohybu sledují a nenarážejí tak na stěny • magnetické pole však nezabrání dopadu na konec nádoby • ve snaze předejít tomuto problému, bylo zkoumáno několik přístupů – lineární uspořádání – toroidální uspořádání • stelarátory • tokamaky • pinče
Lineární uspořádání – narůstající intenzita magnetického pole na koncích lineárního systému (tzv. magnetické zrcadlo) způsobí odraz většiny částic pohybujících se podél siločáry nazpět – nicméně ztráty na koncích zůstávají velké Þ myšlenka použití lineárních systémů, obecně nazývaných zrcadlové, pro potenciální reaktory opuštěna
Toroidální uspořádání • výsledné ztráty mohou být sníženy stočením siločar a jejich uzavřením do sebe Þ vzniká toroidální magnetická konfigurace. • v jednoduchém toroidálním poli, v důsledku odstředivé síly působící na částice plazmatu pohybující se podél magnetického pole, však nabité částice rychle driftují v radiálním směru ven od středu sloupce plazmatu (tzv. toroidální drift) • tomu lze předejít vytvořením dalšího magnetického pole a to v poloidálním směru (tj. v rovině malého řezu komory) • toto pole spolu s polem toroidálním vytvoří výsledné pole šroubovicového tvaru, čímž teprve vyniká skutečná toroidální magnetická past, tedy nádoba s magnetickým udržením částic, ve které je toroidální drift odstraněn • způsob zkroucení siločar magnetického pole do šroubovice určuje základní typy systémů s toroidálním udržením plazmatu: – stelarátory, tokamaky a pinče se zpětným polem (RFP)
Pohyb částice v magnetickém poli (I) • pohyb nabité částice okolo vodiče odpovídá pohybu částice v homogenním magnet. poli – částice opisuje okolo vodiče „helicitní“ (šroubovitý) pohyb • částice lze „uvěznit“ pomocí „uzavření“ vodiče do sebe
Pohyb částice 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.
Pohyb částice 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.
Pohyb částice 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 W 7 X , where the coils are represented in blue and the plasma in orange.
Stelarátor • konfigurace, ve které je celé magnetické pole (toroidální i poloidální) zcela vytvářeno sadou cívek, bez jakéhokoliv elektrického proudu tekoucího plazmatem, což má nutně za následek vznik osově nesymetrického plazmatu Þ nejen siločáry pole, ale i všechny cívky mají šroubovicový tvar a plazma i nádoba mají tudíž tvar šroubovicově zvlněného prstence Þ žádná část magnetického pole není tedy ve stelarátoru vytvářena transformátorem a celý systém může proto pracovat v kontinuálním režimu
Stelarátor (II) Výhody stelarátorů • nedochází k přetržení sloupce plazmatu (neprotéká proud, není se tedy co přetrhnout) • plazma zůstává stabilní, aniž by bylo třeba jeho polohu řídit • nepotřebují proud plazmatem a tedy ani transformátor, který by jej generoval a jsou tedy vhodné provoz ve stacionárním stavu Na základě tvaru plazmatu, uspořádání, relativních hodnot toroidálního a poloidálního magnetického pole a tvaru cívek a jejich rozmístění se rozlišují následující skupiny stelarátorů: – heliac - modulární cívky, z nichž je většina rovinných, jsou asymetricky rozmístěny kolem středové osy se silnou šroubovicovou geometrií • např. TJ-II (Španělsko), H-1 (Austrálie) – helias - nerovinné modulární cívky • např. W-7 AS, W-7 X (Německo) – torsatron / heliotron – šroubovicové cívky navinuté okolo geometrické středové osy • např. TJ-IU (Španělsko), CHS, LHD (Japonsko), HSX (USA), W 7 -AS a nově (2015) Wendelstein 7 -X
Stelarátor (III) Wendelstein 7 -X Modře je vyznačeno plazma vzniklé z vodíku zavedeného do komory a ohřátého až zhruba na 100 MK. Plazma je samozřejmě udržováno ve vakuu uvnitř komory mezi magnety, a pro přehlednost není zachycena. Červeně je vyznačeno 50 speciálně tvarovaných primárních magnetů, které vytvářejí magnetické pole pro udržení plazmatu. Jsou zhruba 3, 5 metru vysoké, a každý je vytvořen zhruba z kilometru supravodivého vedení. Oranžové jsou pak tzv. planární magnety, kterých je na zařízení 20, umožňují jeho přesnější nastavení a řízení. Šedivě je tzv. kryostat, tedy „ochranný plášť“ celého reaktoru, umožňuje zároveň chlazení supravodičů v cívkách na teplotu blízkou absolutní nule, přesněji cca 3 K. V průměru má zhruba 16 metrů a je vyčerpán na technické vakuum.
Wendelstein 7 -X Podle simulací není stellarátor vůbec jednoduché zařízení. Komora i magnety kolem ní musí mít komplikovaný tvar a proměnlivý průřez. Z konstrukčního hlediska jde téměř o noční můru s velikými nároky na přesnost a nulovou možností pozdějších úprav. Počítače optimalizovaly modulární cívky W 7 -X deset let! Rozdíl mezi stellaratorem a tokamakem je „jen“ v tom, že tokamaky si ještě pomáhají proudem protékajícím samotným plazmatem, zatímco stellarátory spoléhají pouze na magnetické pole vytvářené cívkami kolem komory s plazmatem.
Pohyb částic v tokamaku (I) • v jednoduchém torusu, v němž jsou siločáry uzavřené do kružnice, se magnetické pole mění jako 1/r Þ výsledný ÑB drift způsobí separaci náboje ve vertikálním směru, která zase vyvolá drift plazmatu směrem ven (r. L Larmorův poloměr) • abychom tomu předešli, musí mít toroidální systém zkroucené siločáry – kdyby nedocházelo ke srážkám, každá konečná hodnota tzv. rotační transformace by zabránila driftovým srážkám a zajistila by plazmatu rovnováhu
Tokamak (I) • Je to v podstatě transformátor, jehož sekundární cívka má jeden závit ve tvaru toroidní trubice. Plazma z D a T se nachází uvnitř toroidního dutého evakuovaného prstence. Elektrický proud primárního obvodu transformátoru indukuje elektromotorické napětí v sekundárním obvodu. V plynu D + T v toroidní trubici vznikne výboj, plyn se ionizuje a indukovaný proud jej zahřívá na vysokou T. Magnetické pole tohoto proudu udrží vzniklé plazma v ose toroidu, takže se nedotýká stěn komory. Díky magnet. poli se tepelné zatížení stěn sníží na technologicky zvládnutelnou hodnotu, a předpokládá se chlazení stěn na asi 1000 -1300 °C. • Rozměry reaktoru a jeho výkon závisí obyčejně na vlastnostech materiálů, které tvoří plášť reaktoru, nikoli na vlastnostech plazmatu. Předpokládá se, že elektrický výkon těchto reaktorů by byl 2 -3 GW. • Do vyčerpané prstencové vakuové nádoby se napustí pracovní plyn s hustotou částic 1018 -1021 m-3. Proudem 103 -106 A se plyn zahřeje do teplot asi 1 -2 ke. V. K dosažení potřebné T (okolo 10 ke. V) je ale třeba použít doplňkový ohřev.
Tokamak (II) • tokamaky a stelarátory užívají především „střižné“ magnetické pole, v němž se úhel sklonu šroubovicových siločar mění s menším r – na obr. je krajní případ - v ose je pole čistě toroidální, na okrajích čistě poloidální – střižné pole je účinné vůči nestabilitám • v tokamaku je toroidální složka pole Bt vytvářena cívkami obyčejného typu, zatímco poloidální složku Bp vytváří velký, plazmatem protékající, proud indukovaný transformátorem. Přídavné stabilizační síly zajišťuje slabé vertikální pole Bv spolu s výřivými proudy ve vysoce vodivém měděném plášti
Tokamak (III) • magnetické pole se skládá ze dvou komponent: – sada cívek rovnoměrně rozložených podél prstencové nádoby vytváří silné pole v toroidálním směru – proud tekoucí plazmatem indukuje slabší poloidální pole - výsledné siločáry mají tvar šroubovice – elektrický proud tekoucí plazmatem je indukován působením transformátoru a rovněž plazma ohřívá
Velké tokamaky + původ slova TOKAMAK Velké tokamaky • JET- Joint European Torus, Euratom • TFTR, USA - již rozebraný • JT 60 U, Japonsko • TORE-SUPRA, Francie • MAST, Spojené království • TCV, Švýcarsko • FT-U, T-15, NSTX, ASDEX-U… Itálie, Rusko, USA, Německo… Tři verze původu slavné zkratky: • „TOroidalnaja KAmera MAGnitnaja“, kde písmeno „g“ je zaměněno za „k“, aby se vyloučila záměna za něco „magického“ • „TOK i MAgnitnyje Katuški“ • „TOroidalnaja KAmera i MAgnitnyje Katuški“ • rusko-český slovníček tok - proud katuška - cívka kamera - komora
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 ke. V, Te = 13, 5 ke. V, PD-T = 10, 7 MW
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, Pohřevu = 25 MW D – T plazma: EDT = 21, 7 MJ, PDT = 16, 1 MW, t = 3, 5 s, h = 65%
Tore Supra - technická specifikace • • • • Major plasma radius: 2. 25 m Minus plasma radius: 0. 70 m Diameter: 11. 5 m Height: 7. 2 m Internal vacuum vessel diameter: 1. 80 m Total weight of vacuum vessel and heat screens: 50 t Toroidal magnetic field at the plasma centre: 4. 5 T Maximum magnetic field on the conductor: 9. 0 T • • Weight of central solenoid: 56 t Weight of magnetic circuit: 830 t Cooling power at 80 K: 40 k. W Cooling power at 4. 5 K: 650 W Cooling power at 1. 75 K: 300 W Average diameter of a magnet coil: 2. 60 m Dimension of Nb. Ti 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
Tore Supra - Cadarache (Francie) 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. 14. 15. 4°K mechanical structure of coils Superconducting winding 1. 8°K 80°K thermal screen Cryostat, internal area at 220°C Cryostat, external area at 20°C Supporting pedestal for the cryostat and screens First wall actively cooled to 220°C Toroidal pumped limiter Cryogenic supply, 1. 8 K, 4 K and 80 K Towards exchanger, water pressurised at 220°C, 40 bars Poloidal field coils Magnetic circuit Heating antenna at ion cyclotronic frequency Heating antenna at lower hybrid frequency
JT 60 U - Japonsko Highlights of JT-60 experiments (2002) • Using high-power negative-ion-based neutral beam injection (5. 7 MW, 402 ke. V), the highest record for the fusion product (n. t. E. T = 3 x 1020 m-3. s. ke. V) under the full non-inductive current drive condition was obtained • In a reversed shear discharge, the DTequivalent fusion power gain Q above 0. 8 was sustained for 0. 55
Tokamak - provoz Typický výboj v plazmatu tokamaku sestává ze tří částí: 1. fáze vytváření plazmatu - napouštění plynu, vytvoření magnetického pole, průraz pracovního plynu a vznik výboje následovaný lavinovitým nárůstem proudu plazmatem, tvarování sloupce plazmatu 2. regulace a udržování kvazi-stacionárních podmínek výboje s případným dodatečným ohřevem a řízením hustoty plazmatu 3. konec výboje - po skončení pulsu transformátoru proud zaniká a plazma se rozpadá Proč stále větší a větší? • ztráty E zářením, únikem částic s kinetickou E jsou úměrné S plazmatu • zdroj energie je úměrný objemu plazmatu – například u koule je poměr zdrojů a ztrát (V a S) přímo úměrný R koule • pro dosáhnutí potřebné teploty (snížení relativních ztrát) je potřeba velký objem plazmatu (a velký objem peněz)
Uspořádání tokamaku
Tokamak - nevyřešené problémy • odvod výkonu a odčepávání částic z plazmatu tokamaku – výkon dopadající na desky ohraničující plazma způsobuje obtíže s erozí materálu – pro podmínky odpovídající reaktoru musí být zdokonaleny stávající či nalezeny nové způsoby udržení potřebné čistoty plazmatu • meze provozu tokamaků – 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 - důležité jsou proto metody aktivního ovládání těchto profilů – existuje tzv. „vertikální nestabilita“, která vytlačuje plazma na stěnu ve vertikálním směru. – jev tzv. „disrupce" způsobuje přetržení sloupce plazmatu: proud klesne na nulu během několika tisícin sekundy - plazma je přitom vyvrhováno na stěnu, což vede ke značným mechanickým a tepelným rázům • v budoucím reaktoru bude nutné tomuto jevu zcela zabránit
ITER - První vědecký 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 ke. V, n = 1020 m-3 Pfuz = 1, 5 GW Neutr. zátěž = 1 MW/m 2 T > 1000 s Doba stavby : cca 10 -15 let Rozpočet stavby: asi 5 miliard eur/ dnes minimálně 15 mld eur Provozní náklady: 400 milionů eur Cíle: – zapálení reakce a samovolné hoření – přechod do stacionárního režimu – ověření koncepce první stěny a plodící obálky – ověření řízení reakce
Projekt ITER • je to zřejmě nejširší vědecká spolupráce současnosti – – – EU, Rusko, USA, Čína, Japonsko, Korea, Indie budován v Cadarache (EU-Francie) – rozhodnuto v r. 2006 odhad nákladů 5 mld EUR Q bude asi 10 předpokládané první plazma v roce 2025 (první plazma); d-t reakce v roce 2035 (situace z listopadu 2016) • IFMIF - International Fusion Material Irradiation Facility – zařízení pro testování konstrukčních materiálů IFMIF se připravuje od roku 1995 a odhad nákladů 500 milionů EUR – IFMIF = urychlovač deuteronů + terčíková komora – bude v Japonsku • Více informací na viwww. iter. org
Projekt ITER
Pinč se zpětným polem • pinč se zpětným polem (RFP) je, stejně jako tokamak, osově symetrické zařízení, které potřebuje k udržení plazmatu velký toroidální proud • hlavní rozdíl oproti tokamakům je v mnohem menším poměru velikosti toroidálního a poloidálního magnetického pole, a tím ve zcela jiné prostorové konfiguraci výsledného magnetického pole, magnetické nádoby – v pinčích je velikost toroidálního a poloidálního pole řádově stejná • proudem v plazmatu je generováno nejen pole v poloidálním směru, ale i část pole toroidálního Þ směr toroidálního magnetického pole ve vnější oblasti plazmového prstence a v centru plazmatu je opačný („self-reversed“) • obecně pinče pracují s plazmatem o vyšším tlaku a při nižších dobách udržení energie než tokamaky • v ideálním případě by pinče mohly dosáhnout zapálení již jen s použitím Jouleova ohřevu, tedy bez jakéhokoliv dodatečného ohřevu, aniž by navíc potřebovaly silné vnější magnetické pole (proud v plazmatu sám plazma zahřívá)
Ohřev plazmatu • k průběhu fúzních reakcí jsou nezbytné velmi vysoké teploty, na které musí být plazma ohřáto pomocí zvláštních systémů. • z řady různých systémů se pro ohřev nejčastěji používají tři metody: Ohmický ohřev (OH) - možný pouze v tokamacích – generací elektrického proudu tekoucího plazmatem – velikost proudu ohřívajícího plazma v tokamacích je omezena, protože odpor plazmatu a tím i účinnost ohřevu s rostoucí teplotou klesá. – mají-li být dosaženy teploty potřebné pro reaktor, musí být použity dodatečné způsoby ohřevu plazmatu Ohřev neutrálními svazky (NBI) – vstřikování atomů paliva o vysoké energii – neutrální atomy svazku nejsou ovlivňovány působením magnetického pole a mohou jím procházet napříč – při srážkách s částicemi plazmatu odevzdávají svou energii a teplota plazmatu se zvyšuje Ohřev vysokofrekvenčními vlnami (RFH) – zavádění svazků vln do plazmatu – plazma může pohlcovat energii vysokofrekvenčních EM vln o velkém výkonu
Vstřikování neutrálních svazků (NBI) • svazek nabitých iontů H, d, nebo t (budoucího paliva) je urychlen na vysoké energie a namířen do plazmatu • protože nabité částice nemohou proniknout skrze magnetické pole udržující plazma, musí být svazek částic nejdříve neutralizován • neutrální atomy svazku vstupují do plazmatu a při srážkách s jeho částicemi plazma ohřívají • řada tokamaků i stelarátorů je dnes vybavena systémy pro vstřikování neutrálních částic – ve stelarátorech však musí být svazky namířeny proti sobě tak, aby v plazmatu nebyl generován žádný proud. – vstřikovací trysky neutrál. svazků jsou používány rovněž k doplňování paliva • NBI je dnes nejlépe vyvinutou metodou a mohl by dovést plazma k zapálení
Iontová cyklotronní resonance (ICRH) • energie EM vlny se předává plazmatu • při magnetických polích tokamaků (0, 5 -10 T) a za použití izotopů H se jedná o frekvence od několika jednotek až do několika stovek MHz – generátory s vysokým výstupním výkonem a s dlouhými pulsy či dokonce kontinuálním provozem jsou běžně dostupné (pro potřeby výkonových vysílacích zařízení) v celém širokém pásmu potřebných frekvencí – generátory navíc dovolují výběr vhodné frekvence pro ohřev plazmatu při práci s různými druhy iontů i volbu místa ohřevu jejich možným přeladění – účinnost ohřevu je velmi vysoká a důležitý je i fakt, že zahřívány jsou přímo částice paliva (přenos energie nejde prostřednictvím elektronů). • ohřev vlnami v oblasti iontové cyklotronní rezonanční frekvence je používán na řadě tokamaků
Elektronová cyklotronní resonance (ECRH) • podobně jako u iontové CR se předává plazmatu energie EM záření • oblast e- cyklotronní rezonanční frekvence - 200 GHz (mikrovlny) • dobře zvládnutá a účinná technika, mezi jejíž hlavní výhody patří: – energie může být deponována na vybraném místě (např. i v blízkosti středu), kde je splněna rezonanční podmínka, tj. kde si jsou blízké frekvence kruhového pohybu elektronů v magnetickém poli a frekvence dopadající EM vlny – absorpční koeficient roste s teplotou elektronů a dobře se ohřívá většina částic plazmatu (bez ohledu na jejich počáteční energii) – antény jsou jednoduché - k přenosu vln od generátoru do plazmatu jsou používány hlavně vlnovody a zrcadla
Řízení hustoty & doplňování plazmatu • fúzní reaktor bude spotřebovávat asi 1/100 gramu paliva za sekundu • k doplňování paliva do plazmatu je navržena celá řada metod, např. – – napouštění plynu plazmová tryska vstřikování shluků či tablet vstřikování neutrálního svazku • rychlost doplňování paliva do reaktoru závisí na – době udržení částic – recyklaci částic zpět do plazmatu po dopadu na stěnu – rychlosti ztrát částic na divertor (vnější část vakuové komory, uzpůsobená k zachycování částic opouštějících plazma)
Doplňování plazmatu Napouštění plynu • v současných zaříženích se provádí rychlými piezoelektrickými ventily, které umožňují řízení a udržování hustoty plazmatu, aniž by byl v důsledku ochlazování okrajového plazmatu příliš ovlivněn profil hustoty a teploty • tato metoda je nyní nejběžněji používaným zdrojem neutrálních částic Vstřikování urychlených tablet (tzv. „peletů“) mraženého H nebo d • je vhodnou metodou pro dopravu čerstvého paliva do středu plazmatu • průměr tablet se pohybuje od 0. 1 mm do 6 mm a jejich rychlost dosahuje na hranici vakuové nádoby až několika km/s (použito zrychlení až 107 m/s 2) • aby tablety pronikly do středu těch největších zařízení, bude nezbytná rychlost až 10 km/s, čímž se tato metoda blíží hranici svých možností • v současnosti se používá velké množství různých vstřikovacích trysek a na tomto poli probíhá neustálý vývoj.
Fúze s inerciálním udržením (ICF) • fúze s inerciálním udržením se snaží využít dynamického „udržení“ paliva po dobu termojaderného hoření jeho malého množství ve formě kuličky (peletu) o rozměru několika milimetrů a to „ silou setrvačnosti“ Princip metody: • Ozáření: záření laseru nebo svazek částic zahřeje dostatečně rychle povrch fúzního terčíku (peletu) a vytvoří tím plazmatickou obálku terčík obklopující • Komprese: palivo je stlačeno "raketovým efektem" rychle se rozpínajícího povrchového materiálu (princip akce-reakce) • Zapálení: palivo v jádru terče je stlačeno až 1000 -krát ve srovnání s hustotou kapaliny a při teplotě kolem 100 milionů stupňů se zapaluje • Hoření: termojaderné hoření se rychle stlačeným palivem šíří, přičemž se uvolňuje energie mnohokrát převyšující energii zdroje ozáření • Exploze: nakonec je uvolněná energie předána, v důsledku exploze stlačeného terče, prostřednictvím produktů slučovací reakce, stěnám reaktoru. Termojaderná reakce se odehrává během velmi krátké doby, po níž je palivo drženo pohromadě jeho vlastní setrvačností (inercií) - odtud název fúze s inerciálním udržením.
Terčík, imploze Terčíky (Pelety) • terče pro inerciální fúzi jsou tvořeny kulovou skořápkou naplněnou směsí d-t plynu o nízké hustotě • skořápka se skládá z ablátoru (hmoty, která svým rychlým rozpínáním při ozáření terče způsobuje "raketový efekt", stlačující vlastní palivo) a z vnitřní vrstvy d-t, která tvoří hlavní palivo • celková hmota paliva nesmí převýšit několik miligramů, aby vzniklá exploze reaktorovou komoru nepoškodila • energie zdroje ozáření je rychle předána ablátoru, který se ohřeje a expanduje, čímž tlačí zbytek skořápky v důsledku zachování momentu hybnosti směrem dovnitř Vytváření "horkých skvrn„ • ve svém finálním uspořádání se palivo nachází téměř v isobarickém stavu, obsahuje však dvě značně odlišné oblasti 1. centrální horkou skvrnu, obsahující kolem 2 -5% paliva 2. oblast většiny hustého paliva, tzv. "cold-fuel pusher" • fúze začíná v centrální horké skvrně a čelo termonukleárního hoření, udržované ohřevem alfa částicemi vznikajícími při fúzním procesu, se rychle šíří směrem ven do hlavního paliva, umožňujíce tak vysoký zisk energie
Implose peletu • • • pelet paliva je umístěn uvnitř kovové dutiny (hohlraum), která obsahuje konvertory k přeměně energie primárního svazku do záření černého tělesa (lasery zahřejí hohlraum na vysokou teplotu a začne se produkovat intenzivní záření černého tělesa) vnitřní část peletu je pak stlačen reakční silou ("raketovým efektem"), vyvolanou absorpcí tepelného záření (tzn. je stlačen dovnitř v důsledku odpařujícího se materiálu) z povrchu peletu při implozi peletu je mimořádně důležité zachování kulové symetrie – dosáhnout toho je technicky obtížné a je to možné jedině při vysoké symetrii ozáření • • • mnohonásobným odrazem a opětnou emisí energie záření vniřními stěnami hohlraum dojde ke vzniku homogenního izotropního radiačního pole, které požadovanou symetrii implose peletu může zaručit při teplotě 2. 5 milionů stupňů je tepelný tok záření 400 TW/cm 2, což je k implosi peletu dostatečné kromě původní "hohlraum" techniky existuje i nový koncept, tzv. "hotraum" ("horký prostor") – v tomto případě je dutina vyplněna materiálem s malým atomovým číslem Z o nízké hustotě – dojde-li k ohřevu prostoru dutiny na teplotu vyšší než 1 milion stupňů, stává se tento materiál transparentní pro tepelné X-záření a tím je zajištěno radiační "vyhlazení" toku energie
Trošku akce… Propagační video z NIF
Lasery jako zdroje energie (ICF drivery) • • • vysokovýkonové pulsy laserového světla mohou být pro generaci vysokých tlaků na povrch peletu fokusovány do potřebně malé plochy, délka jejich pulsu či dokonce časový průběh měněny a vlnová délka řízena. lasery tím představují vynikající výzkumný nástroj ke studiu fyziky inerciálního udržení a k testování koncepce peletů hlavním problémem současných laserů je nízká účinnost jejich buzení (neboli "čerpání", tj. excitace laserujících atomů na vyšší energetické hladiny) Druhy laserů • Pevnolátkové lasery, obzvláště laser s Nd sklem, dnes ve výzkumu ICF převládají a to z důvodu jednoduchosti zvětšování jejich rozměrů, modularity, velikosti energie, schopnosti konverse jejich vlnové délky i pokročilosti stavu jejich vývoje • Excimerové lasery, využívající plynů jako je krypton fluorid (Kr. F), jsou rovněž používány, nikoliv však v takovém rozsahu jako lasery pevnolátkové – plynné prostředí excimerových laserů je buzeno elektrickým výbojem či e- svazkem.
Lasery jako zdroje energie (II) • pro dosažení Lawsonova kriteria je třeba terčík stlačit asi 104 -krát • k tomu je nutná energie laseru 1 MJ Laserový systém Gekko XII v Osace Nd glass laser s 12 svazky • • 30 k. J, 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)
Hohlraum používaný v NOVA Hohlraum má typicky průměr i délku několik mm Hohlraum pro NIF
National Ignition Facility (NIF) • National Ignition Facility (NIF) is the world's largest laser • completed in 2009 • NIF focus the intense energy of 192 giant laser beams on a target filled with hydrogen fuel – fusing, or igniting, the hydrogen atoms' nuclei. • Real „ ignition“ not reached yet – huge problems with „confinement“ (plasma behaviour).
Urychlovače lehkých iontu (ICF drivery) • • • Svazky lehkých iontů jakožto ICF driver současná technika výkonových pulsů je schopná při poměrně nízkých nákladech soustředit velké množství energie do velmi krátkých pulsů (několik ns) v pulsním výkonovém urychlovači je elektrický puls požadované energie silně zkrácen a výsledný puls o napětí několika desítek MV je pak přiložen k diodě, jejíž anoda emituje požadované ionty jako např. Li+ ionty mohou být takto urychleny v jednorázovém kroku, jako ICF drivery však již byly navrženy i urychlovače lehkých iontů s mnoha urychlovacími mezerami. Nejpokročilejší studia se soustřeďují na diodové urychlovače. Odhadovaná čistá účinnost takovýchto driverů dosahuje 20 -25% Zařízení s lehkými ionty – Particle Beam Fusion Accelerator II (PBFII) v Sandia Nat. Lab. , Albuquerque, • do terčíku je schopen předat 1 MJ energie – Karlsruhe Light Ion Facility (KALIF) • 1. 8 MV/600 k. A/50 ns, je výkonný pulsní urychlovač, dodávající svazek protonů o energii až 40 k. J při špičkové hustotě výkonu 1 TW/cm 2
Použití těžkých iontů pro ICF Urychlovací technologie • k úvahám o použití těžkých iontů pro fúzní experimenty vedly dvě jejich základní vlastnosti: – vysoká hustota energie deposice a tudíž jejich krátký dolet v hustých materiálech – pro tuto technologii jsou k dispozici velké zkušenosti s urychlovači Vztah mezí energií a doletem částic • k optimalizaci vazby mezi svazkem a terčíkem je třeba krátkého dostupu iontů v terči - lze dosáhnout pomocí – nízké kinetické energie a nízké hmoty (fúze pomocí lehkých iontů), nebo – vysoké energie a vysoké hmoty (fúze pomocí těžkých iontů). • zatímco v případě lehkých iontů je však k získání potřebného výkonu ve svazku potřeba proudu řádu MA, pro těžké ionty jsou to k. A • závislost doletu na energii naznačuje jistou výhodnost těžkých iontů
Elektrárna založená na inerciální fúzi (I) Pokud bude někdy něco takového existovat, pak • zařízení elektrárny, založené na fúzi s inerciálním udržením (ICF), bude zcela odlišné od elektrárny, využívající fúze s magnetickým udržením (MCF) Þ bude vyžadovat oddělenost jak vlastního zařízení driveru a reaktorové komory, tak i jejich provozu a údržby • v principu může jeden driver napájet několik reaktorů. • ICF elektrárna bude mít čtyři hlavní komponenty: – driver, tj. laser nebo urychlovač částic, který dodává energii do fúzního terče – výrobnu terčů, kde jsou terče zhotovovány, plněny d-t palivem a pak skladovány – reaktor, v němž dochází několikrát za sekundu k interakci svazků driveru s terči, mající za následek termonukleární mikroexplosi – generátor měnící tepelnou energii na elektrickou. • d-t fúzní terč uvolní energii několika set MJ za dobu asi jedné ns
Elektrárna založená na inerciální fúzi (II) • reaktorová komora musí zadržet produkty této mikroexplose, zachytit termonukleární energii a plodit tritium • tyto funkce bude plnit členitá konstrukční stěna a plodící "blanket" (obálka), dostatečně silný k zachycení 14 Me. V neutronů – neutrony odnáší zhruba 2/3 termojaderné energie; zbytek je v RTG záření a troskách terče • stěna bude v důsledku krátkého trvání energetického pulsu vystavena velmi vysokému okamžitému výkonovému zatížení Þ je nutný další vývoj nových nízkoaktivačních materiálů i nových technologií • velmi tvrdé fyzikální požadavky musí být splněny, aby mohlo být dosaženo vysokého stupně komprese, nutného pro zapálení: – energie dopadajícího svazku musí být předána povrchu peletu s vysokou účinností – implose musí být vysoce symetrická a teplota paliva musí zůstat až do jeho zapálení tak nízká, jak jen je možné – zajištit účinné hoření stlačeného paliva správným návrhem peletu
Výzkum v ČR (I) Malý tokamak Dříve - Ústav fyziky plazmatu AV ČR (CASTOR – Czech Academy of Science TORus) Dnes (od roku 2009) – FJFI ČVUT (Golem) R = 0, 8 m, a = 0, 08 m, B = 1, 5 T, I = 30 k. A, Te = 3 mil. K
COMPASS-D tokamak in IPP ASCR Major radius 0. 56 m Minor radius 0. 2 m Plasma current < 350 k. A Magnetic field 0. 8– 2. 1 T Triangularity ~ 0. 5 Elongation ~ 1. 6 Pulse length < 1 s • Ústav fyziky plazmatu AV ČR • 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)
Výzkum v ČR (II) PALS – Prague Asterix Laser System Jodový laser - l = 1315 nm Konečný, pátý, zesilovací stupeň Budova ÚFP s halou PALS E = 1, 2 k. J T = 100 – 500 ps P(400 ps) = 3 TW
THE END
NOVA – Lawrence Livermore National Laboratory 40 k. J Nd laser s 10 svazky výkon: 16 TW trvání pulsu: typicky 2. 5 ns už rozebrán – místo něj NIF
Otázky bezpečnosti elektrárny • • • fúzní reaktor si lze představit jako dobře ovladatelný hořák, zatímco štěpný reaktor jako uhlířský "milíř„ - ve fúzním reaktoru nemůže dojít k řetězové reakci, ani k roztavení nitra reaktoru základní paliva fúzního reaktoru (d a Li), stejně jako "popel" (He), nejsou RA avšak i fúzní reaktor bude obsahovat radioaktivní materiály, a to t, které je bezprostředním palivem (vznikne z Li) a aktivované konstrukční materiály obsah t v plazmatu (asi 1 g) může energeticky udržovat reakci 2 -3 minuty; reakce se samovolně zastaví během 10 -20 vteřin, přerušíme-li přívod paliva; jakkoli malý přítok příměsí uhasí reakci okamžitě systém zpracování paliva na stanovišti fúzního reaktoru bude sloužit: – pro dočasné uložení, čištění a znovu použití nespáleného paliva – pro získání tritia z plodící obálky jako náhrady shořelého tritia • • celkový obsah t na stanovišti reaktoru bude řádově 1 kg , avšak předpokládá se, že při eventuální nehodě může uniknout jen menší část (pouze několika stovek g). nebezpečná situace by mohla nastat, pokud by při nehodě uniklo tritium nebo aktivovaný konstrukční materiál do reaktorové haly – tato hala, je-li navržena odpovídajícím způsobem, nemůže být nikdy zničena působením okamžité energie, obsažené v reaktoru; ta je totiž ve srovnání se štěpným reaktorem velmi malá.
Vliv na životní prostředí • kromě zavezení paliva na začátku provozu fúzního reaktoru, žádná další potřeba transportu nebo zpracování radioaktivního paliva mimo stanoviště reaktoru není • n z fúzní reakce budou aktivovat konstrukční materiály reaktoru a zkracovat tak jejich životnost - podle výsledků výzkumu bude nutno v průběhu přibližně 30 leté životnosti elektrárny vyměnit asi čtyřikrát první stěnu a plodící obálku • po konečném odstavení fúzního reaktoru zbude asi 25 000 m 3 pevného radioaktivního odpadu – množství je srovnatelné s odpadem ze štěpného reaktoru, avšak biologická nebezpečnost odpadu z fúzního reaktoru, obsahující vesměs standartní materiál, je po 100 letech více než tisíckrát menší Þ plyne z nepřítomnosti aktinidů a z mnohem kratších poločasů rozpadu aktivovaných materiálů
Odpady • porovnání váhy odpadu - popela z teleplných elektráren, fúzního odpadu a odpadu z BWR (lehkovodní reaktor) a porovnání nákladů na likvidaci odpadu z „klasické“ a fúzní jaderné elektrárny – navrhovaný reaktor SSTR - http: //fire. pppl. gov/energy_ja_wec 01. pdf
Tritium • první generace fúzních reaktorů bude pracovat se směsí d-t • celkové množství tritia ve fúzní elektrárně nepřesáhne 1 kg • t je slabým zářičem b (stř. E je 5, 7 ke. V a max. E je 18, 6 ke. V) T 1/2 = 12. 36 y – – jeho záření nepronikne kůží člověka ani zvířat člověk může dostat dávku pouze po vniknutí velkého množství tritia do těla je-li t absorbováno tělem, je biologický poločas asi deset dnů nebylo zjištěna žádná akumulace tritia v potravinovém řetězci. • bezpečnost a vliv na prostředí závisí na účinném systému zadržení t v reaktoru (několikastupňové monitorování, oddělené zásobníky tritia) • cílem je omezit únik při provozu pod 2 g ročně Þ výsledná dávka pro veřejnost bude tedy méně než 1% dávky z přirozené RA okolí
Problémy Hlavní problémy ICF (zatím zcela nevyřešeny): • způsob zapálení paliva a jeho hoření • pulsní povaha procesu: rychlost se kterou musí být opakovaně vytvářeny ozařující svazky a zhotovovány terče, které pak musí být dopravovány přesně do místa jejich ozáření • technicky obtížná součinnost zdroje ozařování a reaktoru
Plazma -čtvrté skupenství hmoty Plazma je nejrozšířenější skupenství ve vesmíru
Plazma na Zemi přírodní jevy technika
Pro zajímavost • porovnání časového vývoje dosažené hodnoty n. t. E. T a počítačové operační paměti
• • • 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-
? Nestability plazmatu ?
• • 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.
? Výsledky na JET - 1997? • • • pokusy provedené na tokamaku JET v závěru roku 1997 používaly směsi deuteria a tritia (D–T), tj. paliva, které se bude využívat ve fúzních elektrárnách. Hlavní výsledky dávají příznivé odpovědi na důležité otázky, týkající se udržení (tepelné izolace), ohřevu a práce s termojaderným plazmatem vůbec. Bylo přitom dosaženo hned tří světových rekordů: došlo k uvolnění 21 MJ fúzní energie, maximální fúzní výkon činil 16 MW, a tím dosáhl již 65% čistého vstupního výkonu (tj. výkonu potřebného k ohřátí plazmatu). Udržení (tepelná izolace) – Přechod do režimu s vysokým udržením energie (H-mód) v D-T plazmatu je snažší než se předpokládalo. Experimenty provedené na JETu naznačují, že k přechodu do H-módu bude na ITERu zapotřebí asi 70 MW ohřevového výkonu, tj. asi o 25% méně než se očekávalo z experimentů s D-D plazmatem. – Udržení zjištěné v D-T plazmatu naznačuje, že provozní scénáře předpokládané pro ITER povedou k zapálení plazmatu (tj. Q>5). – Při provozu s tritiem byl dosažen zlepšený tlak na hranici plazmatu, což je pro ITER také příznivé. – Na tokamaku JET došlo při optimalizaci radiálního elektrického proudu (a tedy i střižného magnetického pole - tzv. shear scenarios) uvnitř plazmatu k vytvoření vysoké transportní bariéry, což umožnilo dosažení vyššího tlaku centrálního plazmatu a tím i vyššího fúzního výkonu. • Ohřev – Kromě vstřiku neutrálního svazku, bylo dosaženo vysokého fúzního výkonu za pomoci
• The first natural heating mechanism is the Joule effect, associated with the current flowing in the plasma, necessary to create the tokamak magnetic configuration. Just as the filament of an electric bulb heats up when a current passes through it, the plasma will increase in temperature under the effect of strong current (in Mega Amperes). Unfortunately, this effect, proportional to the plasma resistance, which tends to collapse when the temperature increases, saturates and only enables limited temperatures to be reached (around 10 million degrees). This "natural" heating operation is called ohmic operation, in reference to the unit of measurement of electrical resistance, the ohm.
• tokamak je možno vylepšit tím, že nebude mít kruhový průřez Þ zlepší se tvar Bt
Tokamak - provoz • Provoz s hmotným limiterem • Za normálních podmínek se magnetické povrchy uzavírají do sebe a okraj plazmatu je vymezen magnetickým povrchem, který se dotýká limiteru (vakuové clony). Limiter je vyroben z materiálu snášejícího vysoké teplotní zatížení. • Díky limiteru je stěna vakuové komory chráněna před neúměrným zatížením při dopadu vysokoenergetických částic: částice, které unikly z centrální oblasti plazmatu, pohybující se však i nadále podél siločar magnetického pole, dopadnou na limiter
Termojaderná elektrárna
• Konfigurace nulového X-bodu • Tvar plazmatu je možné zadat tak, aby se vytvořila siločára toroidálního magnetického pole v místě, kde je poloidální pole nulové. Toto místo se nazývá nulový X-bod nebo též magnetický limiter. Směrem dovnitř od tohoto bodu jsou všechny magnetické povrchy uzavřené, směrem ven končí siločáry na stěnách komory. Může být vytvořena konfigurace s jedním nebo dvěma nulovými body na posledním uzavřeném magnetickém povrchu. Při práci v konfiguraci s X-bodem a s dodatečným ohřevem se může udržení plazmatu chovat buď stejně jako by plazma bylo ohraničeno pevným materiálovým limiterem - tento režim je nazýván „mód s nízkým udržením“ (L-mód) - nebo může za určitých podmínek přejít do tzv. „módu s vysokým udržením“ (H-mód), v němž je udržení plazmatu značně zlepšeno.
• Disrupce (přetržení sloupce plazmatu) • Je-li při daném proudu plazmatem překročena jistá maximální možná hustota, dochází k přetržení (rozpadu) prstence plazmatu. Udržení plazmatu je náhle narušeno a elektrický proud klesá velmi rychle na nulu. V tomto okamžiku působí na součásti zařízení velké mechanické a tepelné rázy.
Vlečení proudu dolními hybridními vlnami (LHCD) • díky použití transformátoru je tokamak v principu pulsním zařízením • pro trvalý provoz reaktoru je nezbytné nalézt způsob vytváření proudu, který je pro udržení plazmatu nezbytný, nějakým jiným (neinduktivním) způsobem • možnost poskytuje použití zvláštního VF systému, který budí vhodně zpomalenou vlnu šířící se plazmatem jedním směrem (tzv. dolnohybridní vlnu) • dolnohybridní systém v pásmu (1 - 10 GHz) byl původně vyvinut pro ohřev plazmatu, ale jeví se jako zvlášť vhodný pro neinduktivní generaci proudu • při použití této metody může být podstatná část proudu nesena elektrony plazmatu urychlenými vlnou, což umožňuje ovládat rozložení proudu po průřezu plazmatu • tento systém generace proudu je používán rovněž ke zvýšení volt-sekundové kapacity transformátoru (snižuje potřebné napětí na plazmatickém závitu)
Vývoj produkce ropy (Hubbert peak theory) • USA Remaining Oil Breakdown of the remaining 57 ZJ oil on the planet in ZJ(=1021 J). 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
Zásoby ropy (2005) • Podle uvedené tabulky stačí – při konstantní spotřebě – zásoby ropy skutečně ani ne na 40 let
Spotřeba energie. . . • ČR se zavázala po vstupu do EU zvýšit výrobu elektrické energie z obnovitelných zdrojů z 3, 5 osm procent v r. 2010 • U elektřiny z obnovitelných zdrojů je stanoven od r. 2001 povinný výkup, odběratelé z řad distribučních společností zaplatí za každou k. Wh asi tři koruny. Za k. Wh běžné energie však utrží výrobci v průměru kolem koruny. Dvoukorunová provozní dotace státu si tak vyžádá ročně více než 1, 2 miliardy korun. • Podíl elektřiny z obnovitelných zdrojů na hrubé spotřebě elektřiny v ČR v roce 2005 činil 4, 48 % a oproti roku 2004 se zvýšil o 0, 44 %.
Ilustrace vstupů a ceny Roční spotřeba Ropa Zemní plyn Uhlí Štěpné reaktory Množivé štěpné reaktory Fúzní d-t reaktory Energie (GJ) Zásoby (rok) » 6 x 1011 1 4 x 1013 40 - 50 6 x 1013 60 - 70 2 x 1014 200 - 250 1 x 1014 100 5 x 1016 5000 1019 10 000
- Slides: 107