• Celosvětová spotřeba elektrické energie:

Fúze

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

The numbers are by about 10-20% smaller than in the previous slide – probably different methodology

https://yearbook.enerdata.net/electricity/electricity-domestic-consumption-data.html

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 15TW total energy consumption of 2004 was divided as shown in figures, with fossil fuels supplying 86% of the world's energy.

https://people.wou.edu/~courtna/GS361/electricity%20generation/HistoricalPerspectives.htm

Adapted from: E. Cook, "The Flow of Energy in an Industrial Society" Scientific American, 1971 p. 135.

How much is 11 kW?

• 1 Energy-Slave can provide 8h/day of 60W of useful work

• 11kW*24h / (60W*8h) = 550 Energy-Slaves / person!

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

Image from Global Warming Art

About 1/3-1/2 of the US/capita energy consumption is

“required” for decent

living standards.

Thought experiment

• US cuts per capita

energy use in half, down to 5.5 kW per person average.

• Rest of the world

nations cut or grow to achieve the same 5.5 kW power equity.

• What about 9B

world,with equitable vs.

realistic power

consumption?

„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

Hrubá výroba elektřiny z obnovitelných zdrojů se v roce 2017 podílela na celkové hrubé výrobě elektřiny 11,1 %. Podíl energie z obnovitelných zdrojů na primárních energetických zdrojích činil 10,5 %. (ročenka MPO)

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/kWh – Větrné elektrárny 2,00 – 3,90 Kč/kWh

– Výroba elektrické energie spalováním biomasy 1,20 – 4,50 Kč/kWh – Výroba elektrické energie spalováním bioplynu 2,00 – 4,10 Kč/kWh

– Výroba elektrické energie využitím geotermální energie 3,30 – 3,50 Kč/kWh – Výroba elektrické energie využitím sluneční energie 2,60 – 15,90 Kč/kWh

• Poznámka:

– cena z neobnovitelných zdrojů je asi 0.92-1.12 Kč/kWh

– 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

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 10

eV) 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 eV = 1,6×10

J = 11 600 K

d + t ®

He + n + 17.6 MeV

D-T reakce

na Zemi může nejsnáze probíhat slučovací reakce mezi ionty d a t

d + t ®

He + n + 17.6 MeV

– d se vyskytuje na Zemi v hojném množství (30 g/m³ 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

6Li + n ® ⁴He + t + 4.86 MeV

7Li + n ® ⁴He + t + n - 2.5 MeV – přírodní lithium (92.5% ⁷Li a 7.5% ⁶Li)

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 m³ 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

a částice nesou asi 20% z energie reakce a n nesou zbývající část

• energii plazmatu dodávají pouze a částice n utíkají

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 P_loss 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 E_ch, 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 P_loss we get:

The right hand side of this equation is called the L function

or

The minimum value of L for D-T is reached near the temperature of 25 keV for

Lawsonovo kritérium

Progress in Nuclear Fusion Research

History of fusion product n*t*T

time

ignition

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 ~ 10³¹m^-3) a malá doba udržení (t_E ~ 10^-11s) .

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

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

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 W7X , 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 pro 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-7AS, W-7X (Německo)

– torsatron / heliotron – šroubovicové cívky navinuté okolo geometrické středové osy

• např. TJ-IU (Španělsko), CHS, LHD (Japonsko), HSX (USA), W7-AS a nově (2015) 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

Stelarátor (III)

Wendelstein 7-X

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.

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 W7-X deset let!

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

• 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

(r_L Larmorův poloměr)

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 10

-10

m

. Proudem 10

-10

A se plyn zahřeje do teplot

asi 1-2 keV. K dosažení potřebné T (okolo 10 keV) 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 B_t vytvářena cívkami obyčejného typu, zatímco poloidální složku B_p vytváří velký, plazmatem protékající, proud indukovaný transformátorem.

Přídavné stabilizační síly zajišťuje slabé vertikální pole B_v 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 60U, 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, P_NB = 39,5 MW P_RF = 11,4 MW D – T plasma N = 10²⁰ m^-3, T_i = 32 keV, T_e = 13,5 keV, P_D-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, P

= 25 MW D – T plazma:

E

= 21,7 MJ, P

= 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 kW

• 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 NbTi superconductor:

2.8 x 5.6 mm˛

• Weight of superconductor: ~ 45 t

• Total weight of magnet: ~ 160 t

• Total magnetic energy: 600 MJ

• Plasma current: 1.7 MA

• Potential duration of the discharge:

1000 s

Tore Supra - Cadarache (Francie)

1. 4°K mechanical structure of coils 2. Superconducting winding 1.8°K 3. 80°K thermal screen

4. Cryostat, internal area at 220°C 5. Cryostat, external area at 20°C

6. Supporting pedestal for the cryostat and screens

7. First wall actively cooled to 220°C 8. Toroidal pumped limiter

9. Cryogenic supply, 1.8 K, 4 K and 80 K 10. Towards exchanger, water pressurised at

220°C, 40 bars 11. Poloidal field coils 12. Poloidal field coils 13. Magnetic circuit

14. Heating antenna at ion cyclotronic frequency

15. Heating antenna at lower hybrid frequency

JT 60U - Japonsko

Highlights of JT-60 experiments (2002)

• Using high-power negative-ion-based neutral beam injection (5.7 MW, 402 keV), the highest record for the fusion product (n.t_E.T = 3 x 10²⁰ m^-3.s. keV) under the full non-inductive current drive condition was obtained

• In a reversed shear discharge, the DT- equivalent fusion power gain Q above 0.8 was sustained for 0.55

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 keV, n = 10

m

P

= 1,5 GW

Neutr. zátěž = 1 MW/m

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 - 20 - 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 10

m/s

)

• 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/cm², 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 (KrF), 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 10

-krát

• k tomu je nutná energie laseru 1 MJ Laserový systém Gekko XII v Osace

Nd glass laser s 12 svazky

• 30 kJ, 0.1-10 ns, 55 TW (1053 nm, 527 nm, 351 nm)

• 50 J, 0.5 ps, 100 TW, 10¹⁹ W cm^-2 (1053 nm)

Hohlraum

Hohlraum má typicky

průměr i délku několik mm

Hohlraum pro NIF

Hohlraum používaný v NOVA

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 kA/50 ns, je výkonný pulsní urychlovač, dodávající svazek protonů o energii až 40 kJ při špičkové hustotě výkonu 1 TW/cm²

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 kA

• 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 MeV 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)

R = 0,8 m, a = 0,08 m, B = 1,5 T, I = 30 kA, T

= 3 mil. K Malý tokamak

Dříve - Ústav fyziky plazmatu AV ČR (CASTOR – Czech Academy of

Science TORus)

Dnes (od roku 2009) – FJFI ČVUT

(Golem)

COMPASS-D tokamak in IPP ASCR

• Ústav fyziky plazmatu AV ČR

Major radius 0.56 m Minor radius 0.2 m Plasma current < 350 kA Magnetic field 0.8–2.1T Triangularity ~ 0.5

Elongation ~ 1.6 Pulse length < 1 s

• Many technological and scientific challenges:

•Power input – 50 MW during 2 seconds!

•New building required

•New advanced diagnostics required, etc.

• Support from the Czech government (November 2005)

• Preferential support from EURATOM (July

2006)

Výzkum v ČR (II)

E = 1,2 kJ

T = 100 – 500 ps P(400 ps) = 3 TW

Budova ÚFP s halou PALS

Konečný, pátý, zesilovací stupeň PALS – Prague Asterix Laser System

Jodový laser - l = 1315 nm

THE END

• http://ceskapozice.lidovky.cz/zelene-nemecko-usmudlane-cesko-dmj-/tema.aspx?c=A180504_004900_pozice-tema_lube

• 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.

„Obnovitelné zdroje energie“

• 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 %

BPS – bioplynové stanice, FVE – fotovoltaické elektrárny http://energostat.cz/elektrina.html

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 23krát, 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

NOVA – Lawrence Livermore National Laboratory

40 kJ 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 30leté životnosti elektrárny vyměnit asi čtyřikrát první stěnu a plodící obálku

• po konečném odstavení fúzního reaktoru zbude asi 25 000 m

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_wec01.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 keV a max. E je 18,6 keV) T

= 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-

confinement mode or L-mode for short, is no longer of interest for building a fusion power plant and was superseded by the H-mode.

? Nestability plazmatu ?