V

1
Vývoj spotreby energie

• Celosvetová spotreba elektrické energie dosáhla
  roku 1995 13 200 TWh a pro rok 2020 lze reálne
  odhadnout její zvýšení na 22 tisíc TWh.
• vzhledem k trendu spotreby energie vystací
  ekonomicky težitelné zásoby
• uhlí na 200 až 250 let
• ropy na 40 až 45 let
• zemního plynu na 60 až 70 let
• svetové zásoby ekonomicky dostupných jaderných
  paliv mohou vystacit
• bez recyklace paliva na 90 let
• pri recyklaci dnešními zpusoby na 140 let
• pri spalování paliva v rychlých reaktorech až na
  5 tisíc let
• termojadernou energetika - nevycerpatelný zdroj
  energie
• CR
• v roce 2000 se vyrobilo celkem 67 762 GWh
  elektrické energie
• poptávka byla 52 TWh

2
Vývoj spotreby 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 follows, with fossil fuels
  supplying 86 of the world's energy

3
Vývoj produkce ropy (Hubbert peak theory)

• Remaining Oil Breakdown of the remaining 57 ZJ
  oil on the planet in ZJ(1021J). 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
USA
4
Zásoby ropy (2005)

• Podle uvedené tabulky stací pri konstantní
  spotrebe zásoby ropy skutecne ani ne na 40 let

5
Spotreba energie ...

• CR se zavázala po vstupu do EU zvýšit výrobu
  elektrické energie z obnovitelných zdroju z 3,5
  osm procent v r. 2010
• U elektriny z obnovitelných zdroju je stanoven od
  r. 2001 povinný výkup, odberatelé z rad
  distribucních spolecností zaplatí za každou kWh
  asi tri koruny. Za kWh bežné energie však utrží
  výrobci v prumeru kolem koruny. Dvoukorunová
  provozní dotace státu si tak vyžádá rocne více
  než 1,2 miliardy korun.
• Podíl elektriny z obnovitelných zdroju na hrubé
  spotrebe elektriny v CR v roce 2005 cinil 4,48
  a oproti roku 2004 se zvýšil o 0,44 .

6
Výkup energie z obnovitelných zdroju

• Vyhláška c. 252/2001 Sb. MPO o zpusobu výkupu
  elektriny z obnovitelných zdroju a z kombinované
  výroby elektriny a tepla stanoví
• povinný výkup elektriny se vztahuje na elektrinu
  vyrobenou v obnovitelných zdrojích s výjimkou
  vodních elektráren s instalovaným elektrickým
  výkonem nad 10 MW a ve zdrojích s kombinovanou
  výrobou elektriny a tepla, nabídnutou výrobcem
  elektriny provozovateli distribucní soustavy a
  dodanou do distribucní soustavy
• výkup elektriny prispívá k šetrnému využívání
  prírodních zdroju, ochrane životního prostredí a
  zvyšování hospodárnosti užití energie a je
  zajištován provozovatelem té distribucní
  soustavy, ke které je výrobna elektriny pripojena
• Cenové rozhodnutí ERÚ (2005) stanoví výkupní cenu
  elektriny z obnovitelných zdroju
• Malé vodní elektrárny 1,60 2,40 Kc/kWh
• Vetrné elektrárny 2,50 3,20 Kc/kWh
• Výroba elektrické energie spalováním biomasy 2,30
  3,00 Kc/kWh
• Výroba elektrické energie spalováním bioplynu
  2,20 3,00 Kc/kWh
• Výroba elektrické energie využitím geotermální
  energie 3,60 4,50 Kc/kWh
• Výroba elektrické energie využitím slunecní
  energie 6,20 13,20 Kc/kWh
• Poznámka
• cena z neobnovitelných zdroju je asi 0.92-1.12
  Kc/kWh

7
Obnovitelné zdroje energie

• Evropská rada se v breznu 2007 shodla na trech
  vysoce ambiciózních cílích snížit do roku 2020
  emise skleníkových plynu o 20 (a o 30
  v prípade, že se pridají i další velcí svetoví
  emitenti), zvýšit podíl obnovitelných zdroju na
  energetickém mixu EU do roku 2020 o 20 a o
  stejné procento zvýšit také energetickou
  úcinnost.

8
Ilustrace vstupu a ceny
Energie (GJ) Zásoby (rok)
Rocní spotreba 6x1011 1
Ropa 4x1013 40 - 50
Zemní plyn 6x1013 60 - 70
Uhlí 2x1014 200 - 250
Štepné reaktory 1x1014 100
Množivé štepné reaktory 5x1016 5000
Fúzní d-t reaktory 1019 10 000 000
9
Ilustrace emisí CO2
10
Proc termojaderná fúze?

• hlavní prednosti jaderné fúze jakožto zdroje
  elektrické energie spocívají v šetrnosti k
  prostredí, dostupnosti paliva a úplné vnitrní
  bezpecnosti elektrárny
• Životní prostredí
• žádné znecistování atmosféry a vyvolávání
  kyselých deštu, žádný príspevek ke skleníkovému
  jevu
• nízká radioaktivní zátež (peclivým výberem
  kontrukcních mariálu lze dobu ukládání vzniklého
  aktivovaného odpadu omezit na méne než 100 let)
• Základní palivo
• v dlouhodobém výhledu bude definitivním palivem
  pro fúzní reaktor deuterium
• hojnost výskytu a rovnomerné geografické
  rozložení
• d z jednoho litru vody muže vyprodukovat energii
  ekvivalentní 300 litrum benzinu
• d ze Ženevského jezera by mohlo krýt potreby
  primární energie celého sveta po dobu nekolika
  tisíc let
• potrebu Ceské republiky by mohlo krýt deuterium z
  Máchova jezera po dobu zhruba 100 let
• není radioaktivní
• je laciné

11
Proc termojaderná fúze? (II)

• Bezpecnost
• úplná vnitrní bezpecnost
• palivo v reaktoru postací pro jaderné horení jen
  na nekolik desítek sekund
• žádné prepracovávání radioaktivního paliva vne
  stanovište reaktoru
• žádný transport RA paliva do nebo z elektrárny
  behem celé doby jejího provozu
  
• Ekonomika
• s presným urcením nákladu se musí pockat až na
  zkušenost s exp. reaktorem s horícím plazmatem
  (ITER)
• soucasné odhady se pohybují v okolí ceny jiných
  energetických systému

12
Fúze

• fúze (slucování) je zdrojem energie Slunce i
  ostatních hvezd
• cílem je napodobit na Zemi tento proces
• k tomu, aby se oba kladne nabité ionty priblížili
  dostatecne blízko, je nutno vytvorit speciální
  podmínky Þ zahrát palivo na teplotu rádu 100
  milionu stupnu ci více
• pri této teplote se palivo nachází v plazmatickém
  stavu, v nemž jsou atomy rozdeleny na ionty a e-.
  
• dosažení takovéto teploty vyžaduje dodávku
  znacného výkonu a plazma musí být velmi dobre
  izolováno, aby nedošlo k jeho ochlazení
• Ve fúzní elektrárne bude zahráto a drženo pri
  takto vysoké teplote jen velmi malé množství
  paliva, které "vyhorí" za dobu nekolika desítek
  sekund. Elektrárna bude tedy jakýsi "horák", do
  nehož musí být neustále dodáváno nové palivo z
  vnejšku.

13
Ilustrace procesu
1 eV 1,610-19 J 11 600 K d t 4He n
17.6 MeV
14
D-T reakce

• na Zemi muže nejsnáze probíhat slucovací reakce
  mezi ionty d a t
• d t 4He n 17.6 MeV
• d se vyskytuje na Zemi v hojném množství (30
  g/m3 ve vode)
• t - nestabilní s polocasem rozpadu kolem 12 let
  Þ bude získáváno premenou 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
• prírodní lithium (92.5 7Li a 7.5 6Li) je
  prvek hojný v zemské kure (váhove 30 ppm),
  rekách (3 ppm) i v oceánech (0.18 ppm)

15
d-t reakce - úcinný prurez

• E uvonená pri reakci není jedinou podmínkou pro
  možné využití Þ duležitý je také úcinný prurez

úcinné prurezy duležité pro plození t
16
Opet neco (více) z historie

• konec 20.let - Atkinson a Houtermans predložili
  myšlenku, že Slunce "horí" v dusledku
  jaderných slucovacích reakcí
• 1934 - Rutherford, Oliphant a Harteck sloucili 2
  d s následným rozpadem na 3He n a t p, pri
  obou reakcích došlo k uvolnení energie
• první experimentální dukaz 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 - zarízení,
  které bylo pozdeji nazváno tokamak
• 1952 - výbuch vodíkové pumy na atolu Eniwetok
• 1958 - odtajnení výzkumu rízeného slucování
• 1968 - prokázání schopností tokamaku - výsledky
  na tokamaku T-3
• 1978 - TFTR 60 mil. K zahájení stavby zarízení
  JET (spušten 1983)
• 1991 - JET poprvé použil d-t paliva a uvolnil
  termojaderný výkon rízeným zpusobem
• 1997 - JET dosáhl kvazistacionární fúzní reakce
  pri Q 0.65

17
(No Transcript)
18
Podmínky udržení fúze - Lawsonovo kritérium

• pro energetické využití fúze musí být dosaženo
  prinejmenším rovnováhy mezi výkonem uvolnovaným
  fúzí a výkonem sloužícím k ohrevu paliva (Q1)
• musí být pritom splneny následující 2 podmínky
• dosažena T 100 - 200 milionu stupnu
• tzv. Lawsonovo kriterium n.tE gt 1020 m-3.s
  (pro slucovací reakci d-t)
• n je pocet cástic v 1 m3 paliva
• tE je doba udržení energie plazmatu
• Lawsonovo kriterium vede ke dvema hlavním metodám
  dosažení fúze
• s magnetickým udržením nízká hustota plazmatu n,
  velké udržení energie tE
• s inerciálním udržením vysoká hustota plazmatu
  n, malé udržení energie tE

19
Lawsonovo kritérium

• kritérium plyne z požadavku, aby plazma
  produkovalo více energie, než se do nej zvencí
  dodává
• z kinematiky plyne, že a cástice nesou asi 20 z
  energie reakcea n nesou zbývající cást
• energii plazmatu dodávají pouze a cásticen
  utíkají

20
Progress in Nuclear Fusion Research
History of fusion product ntT
ignition
time
21
Control Fusion the Road Map
22
Nemožnost použití urychlovacu

• nelze použít nabité cástice z urychlovace,
  protože je-li svazek namíren na pevný tercík,
  vetšina energie se ztratí ionizací a ohrátím
  tercíku a elastickými srážkami
• Þ srážející se svazky nelze vytvorit tak
  husté, aby získaná energie z termojaderné reakce
  byla vetší než energie potrebná pro urychlení

23
Metody udržení fúze

• Fúze za pomoci magnetického udržení (MCF)
• palivo ve forme horkého plazmatu je udržováno
  magnetickými poli, která vytvárí uvnitr komory
  reaktoru tzv. magnetickou nádobu ci past
• typické hodnoty parametu jsou
• nízká hustota (n 1020 m-3) a velká doba
  udržení (tE 1 s)
• Fúze za pomoci inerciálního udržení (ICF)
• malá kulicka paliva v pevném stavu je silne
  stlacena a rychle zahrívána, až v jejím stredu
  zacne probíhat fúze, šírící se do vnejšího
  chladnejšího paliva
• fúzní "horení" pokracuje tak dlouho, dokud je
  palivo drženo pohromade jeho vlastní setrvacností
  
• jedná se tedy z principu o nestacionární proces,
  o jakýsi mikrovýbuch
• typické hodnoty parametru v okamžiku zapálení
  jsou
• vysoká hustota (n 1031m-3) a malá doba
  udržení (tE 10-11s) .

24

• Strom termojaderných systému

25
Udržení plazmatu magnetickým polem

• vysokoteplotní plazma má prirozenou snahu
  zvetšovat svuj objem
• aby nedocházelo k destrukci materiálu komory,
  nesmí prijít horké plazma do prímého kontaktu se
  stenami nádoby, v níž je uzavreno
• toho lze dosáhnout využitím magnetického pole
  elektricky nabité cástice (ionty a e-) se
  pohybují po šroubovici podél silocar tohoto pole
• uzavírají-li se silocáry magnetického pole uvnitr
  vakuové nádoby do prstence, cástice plazmatu
  tento prstenec pri svém pohybu sledují a
  nenarážejí tak na steny
• magnetické pole však nezabrání dopadu na konec
  nádoby
• ve snaze predejít tomuto problému, bylo zkoumáno
  nekolik prístupu
• lineární usporádání
• toroidální usporádání
• stelarátory
• tokamaky
• pince

26
Lineární usporádání

• Lineární usporádání
• narustající intenzita magnetického pole na
  koncích lineárního systému (tzv. magnetické
  zrcadlo) zpusobí odraz vetšiny cástic
  pohybujících se podél silocáry nazpet
• nicméne ztráty na koncích zustávají velké Þ
  myšlenka použití lineárních systému, obecne
  nazývaných zrcadlové, pro potenciální reaktory
  opuštena

27
Toroidální usporádání

• Toroidální usporádání
• výsledné ztráty mohou být sníženy stocením
  silocar a jejich uzavrením do sebe Þ vzniká
  toroidální magnetická konfigurace.
• v jednoduchém toroidálním poli, v dusledku
  odstredivé síly pusobící na cástice plazmatu
  pohybující se podél magnetického pole, však
  nabité cástice rychle driftují v radiálním smeru
  ven od stredu sloupce plazmatu (tzv. toroidální
  drift)
• tomu lze predejít vytvorením dalšího magnetického
  pole a to v poloidálním smeru (tj. v rovine
  malého rezu komory)
• toto pole spolu s polem toroidálním vytvorí
  výsledné pole šroubovicového tvaru, címž teprve
  vyniká skutecná toroidální magnetická past, tedy
  nádoba s magnetickým udržením cástic, ve které je
  toroidální drift odstranen
• zpusob zkroucení silocar magnetického pole do
  šroubovice urcuje základní typy systému s
  toroidálním udržením plazmatu
• stelarátory, tokamaky a pince se zpetným polem
  (RFP)

28
Pohyb cástice v magnetickém poli (I)

• pohyb nabité cástice okolo vodice odpovídá pohybu
  cástice v homogenním magnet. poli
• cástice opisuje okolo vodice helicitní
  (šroubovitý) pohyb

• cástice lze uveznit pomocí uzavrenívodice do
  sebe

29
Pohyb cástice 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.

30
Pohyb cástice 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.

31
Pohyb cástice 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.

32
Stelarátor

• konfigurace, ve které je celé magnetické pole
  (toroidální i poloidální) zcela vytváreno sadou
  cívek, bez jakéhokoliv elektrického proudu
  tekoucího plazmatem, což má nutne za následek
  vznik osove nesymetrického plazmatu
• nejen silocáry pole, ale i všechny cívky mají
  šroubovicový tvar a plazma i nádoba mají tudíž
  tvar šroubovicove zvlneného prstence
• žádná cást magnetického pole není tedy ve
  stelarátoru vytvárena transformátorem a celý
  systém muže proto pracovat v kontinuálním režimu

33
Stelarátor (II)

• Výhody stelarátoru
• nedochází k pretržení sloupce plazmatu (neprotéká
  proud, není se tedy co pretrhnout)
• plazma zustává stabilní, aniž by bylo treba jeho
  polohu rídit
• nepotrebují proud plazmatem a tedy ani
  transformátor, který by jej generoval a jsou tedy
  vhodné pro provoz ve stacionárním stavu
• Na základe tvaru plazmatu, usporádání,
  relativních hodnot toroidálního a poloidálního
  magnetického pole a tvaru cívek a jejich
  rozmístení se rozlišují následující skupiny
  stelarátoru
• heliac - modulární cívky, z nichž je vetšina
  rovinných, jsou asymetricky rozmísteny
  kolem stredové osy se silnou šroubovicovou
  geometrií
• napr. TJ-II (Španelsko), H-1 (Austrálie)
• helias - nerovinné modulární cívky
• napr. W-7AS, W-7X (Nemecko)
• torsatron / heliotron šroubovicové cívky
  navinuté okolo geometrické stredové osy
• napr. TJ-IU (Španelsko), CHS, LHD (Japonsko)

34
Pohyb cástic v tokamaku (I)

• v jednoduchém torusu, v nemž jsou silocáry
  uzavrené do kružnice, se magnetické pole mení
  jako 1/rÞ výsledný ÑB drift zpusobí separaci
  náboje ve vertikálním smeru, která zase vyvolá
  drift plazmatu smerem ven
• abychom tomu predešli, musí mít toroidální systém
  zkroucené silocáry
• kdyby nedocházelo ke srážkám, každá konecná
  hodnota tzv. rotacní transformace by zabránila
  driftovým srážkám a zajistila by plazmatu
  rovnováhu

(rL Larmoruv polomer)
35
Tokamak (I)

• Je to v podstate transformátor, jehož sekundární
  cívka má jeden závit ve tvaru toroidní trubice.
  Plazma z D a T se nachází uvnitr toroidního
  dutého evakuovaného prstence. Elektrický proud
  primárního obvodu transformátoru indukuje
  elektromotorické napetí v sekundárním obvodu. V
  plynu D T v toroidní trubici vznikne výboj,
  plyn se ionizuje a indukovaný proud jej zahrívá
  na vysokou T. Magnetické pole tohoto proudu udrží
  vzniklé plazma v ose toroidu, takže se nedotýká
  sten komory. Díky magnet. poli se tepelné
  zatížení sten sníží na technologicky
  zvládnutelnou hodnotu, a predpokládá se chlazení
  sten na asi 1000-1300 C.
• Rozmery reaktoru a jeho výkon závisí obycejne na
  vlastnostech materiálu, které tvorí plášt
  reaktoru, nikoli na vlastnostech plazmatu.
  Predpokládá se, že elektrický výkon techto
  reaktoru by byl 2-3 GW.
• Do vycerpané prstencové vakuové nádoby se napustí
  pracovní plyn s hustotou cástic 1018-1021 m-3.
  Proudem 103-106 A se plyn zahreje do teplot asi
  1-2 keV. K dosažení potrebné T (okolo 10 keV) je
  ale treba použít doplnkový ohrev.

36
Tokamak (II)

• tokamaky a stelarátory užívají predevším
  strižné magnetické pole, v nemž se úhel sklonu
  šroubovicových silocar mení s menším r
• na obr. je krajní prípad - v ose je pole ciste
  toroidální, na okrajích ciste poloidální
• strižné pole je úcinné vuci nestabilitám
• v tokamaku je toroidální složka pole Bt
  vytvárena cívkami obycejného typu, zatímco
  poloidální složku Bp vytvárí velký, plazmatem
  protékající, proud indukovaný transformátorem.
  Prídavné stabilizacní síly zajištuje slabé
  vertikální pole Bv spolu s výrivými proudy ve
  vysoce vodivém medeném plášti

37
Tokamak (III)

• magnetické pole se skládá ze dvou komponent
• sada cívek rovnomerne rozložených podél
  prstencové nádoby vytvárí silné pole v
  toroidálním smeru
• proud tekoucí plazmatem indukuje slabší
  poloidální pole - výsledné silocáry mají tvar
  šroubovice
• elektrický proud tekoucí plazmatem je indukován
  pusobením transformátoru a rovnež plazma ohrívá

38
Velké tokamaky puvod 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-UItálie, Rusko, USA,
  Nemecko

• Tri verze puvodu slavné zkratky
• TOroidalnaja KAmera MAGnitnaja, kde písmeno g
  je zameneno za k, aby se vyloucila zámena za
  neco magického
• TOK i MAgnitnyje Katuški
• TOroidalnaja KAmera i MAgnitnyje Katuški
• rusko-ceský slovnícek
• tok - proud
• katuška - cívka
• kamera - komora

39
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 keV,
• Te 13,5 keV,
• PD-T 10,7 MW

40
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, Pohrevu 25 MW
• D T plazma
• EDT 21,7 MJ, PDT 16,1 MW, t 3,5 s, h 65

41
Tore Supra - technická specifikace

• 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 

• 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 

• 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 

42
Tore Supra - Cadarache (Francie)

1. 4K mechanical structure of coils
2. Superconducting winding 1.8K
3. 80K thermal screen
4. Cryostat, internal area at 220C
5. Cryostat, external area at 20C
6. Supporting pedestal for the cryostat and screens
7. First wall actively cooled to 220C
8. Toroidal pumped limiter
9. Cryogenic supply, 1.8 K, 4 K and 80 K
10. Towards exchanger, water pressurised at 220C, 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 

43
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.tE.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

44
Tokamak - provoz

• Typický výboj v plazmatu tokamaku sestává ze trí
  cástí
• fáze vytvárení plazmatu - napouštení plynu,
  vytvorení magnetického pole,
  pruraz pracovního plynu a vznik výboje
  následovaný lavinovitým nárustem proudu
  plazmatem, tvarování sloupce plazmatu
• regulace a udržování kvazi-stacionárních podmínek
  výboje s prípadným dodatecným ohrevem a rízením
  hustoty plazmatu
• konec výboje - po skoncení pulsu transformátoru
  proud zaniká a plazma se rozpadá
• Proc stále vetší a vetší?
• ztráty E zárením, únikem cástic s kinetickou E
  jsou úmerné S plazmatu
• zdroj energie je úmerný objemu plazmatu
• napríklad u koule je pomer zdroju a ztrát (V a
  S) prímo úmerný R koule
• pro dosáhnutí potrebné teploty (snížení
  relativních ztrát) je potreba velký objem
  plazmatu (a velký objem penez)

45
Usporádání tokamaku
46
Tokamak - nevyrešené problémy

• odvod výkonu a odcepávání cástic z plazmatu
  tokamaku
• výkon dopadající na desky ohranicující plazma
  zpusobuje obtíže s erozí materálu
• pro podmínky odpovídající reaktoru musí být
  zdokonaleny stávající ci nalezeny nové zpusoby
  udržení potrebné cistoty plazmatu
• meze provozu tokamaku
• 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 - duležité jsou proto
  metody aktivního ovládání techto profilu
• existuje tzv. vertikální nestabilita, která
  vytlacuje plazma na stenu ve vertikálním smeru.
• jev tzv. disrupce" zpusobuje pretržení sloupce
  plazmatu proud klesne na nulu behem nekolika
  tisícin sekundy - plazma je pritom vyvrhováno na
  stenu, což vede ke znacným mechanickým a tepelným
  rázum
• v budoucím reaktoru bude nutné tomuto jevu zcela
  zabránit

47
ITER - První vedecký 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 1020 m-3
• Pfuz 1,5 GW
• Neutr. zátež 1 MW/m2
• T gt 1000 s
• Doba stavby cca 10 let
• Rozpocet stavby asi 5 miliard eur
• Provozní náklady 400 milionu eur
• Cíle
• zapálení reakce a samovolné horení
• prechod do stacionárního režimu
• overení koncepce první steny a plodící obálky
• overení rízení reakce

48
Projekt ITER

• je to zrejme nejširší vedecká spolupráce
  soucasnosti
• EU, Rusko, USA, Cína, Japonsko, Korea,...
• budován v Cadarache (EU-Francie) rozhodnuto v
  r. 2006
• odhad nákladu 5 mld EUR
• Q bude asi 5 10
• predpokládané dokoncení približne v roce 2020
• IFMIF - International Fusion Material Irradiation
  Facility
• zarízení pro testování konstrukcních materiálu
  IFMIF se pripravuje od roku 1995 a odhad nákladu
  500 milionu EUR
• IFMIF urychlovac deuteronu tercíková komora
• bude v Japonsku

49
Pinc se zpetným polem

• pinc se zpetným polem (RFP) je, stejne jako
  tokamak, osove symetrické zarízení, které
  potrebuje k udržení plazmatu velký toroidální
  proud
• hlavní rozdíl oproti tokamakum je v mnohem menším
  pomeru velikosti toroidálního a poloidálního
  magnetického pole, a tím ve zcela jiné prostorové
  konfiguraci výsledného magnetického pole,
  magnetické nádoby
• v pincích je velikost toroidálního a poloidálního
  pole rádove stejná
• proudem v plazmatu je generováno nejen pole v
  poloidálním smeru, ale i cást pole toroidálního Þ
  smer toroidálního magnetického pole ve vnejší
  oblasti plazmového prstence a v centru plazmatu
  je opacný (self-reversed)
• obecne pince pracují s plazmatem o vyšším tlaku a
  pri nižších dobách udržení energie než tokamaky
• v ideálním prípade by pince mohly dosáhnout
  zapálení již jen s použitím Jouleova ohrevu, tedy
  bez jakéhokoliv dodatecného ohrevu, aniž by navíc
  potrebovaly silné vnejší magnetické pole (proud v
  plazmatu sám plazma zahrívá)

50
Ohrev plazmatu

• k prubehu  fúzních reakcí jsou nezbytné velmi
  vysoké teploty, na které musí být plazma ohráto
  pomocí zvláštních systému.
• z rady ruzných systému se pro ohrev nejcasteji
  používají tri metody
• Ohmický ohrev (OH) - možný pouze v tokamacích
• generací elektrického proudu tekoucího plazmatem
• velikost proudu ohrívajícího plazma v tokamacích
  je omezena, protože odpor plazmatu a tím i
  úcinnost ohrevu s rostoucí teplotou klesá.
• mají-li být dosaženy teploty potrebné pro
  reaktor, musí být použity dodatecné zpusoby
  ohrevu plazmatu
• Ohrev neutrálními svazky (NBI)
• vstrikování atomu paliva o vysoké energii
• neutrální atomy svazku nejsou ovlivnovány
  pusobením magnetického pole a mohou jím procházet
  napríc
• pri srážkách s cásticemi plazmatu odevzdávají
  svou energii a teplota plazmatu se zvyšuje
• Ohrev vysokofrekvencními vlnami (RFH)
• zavádení svazku vln do plazmatu
• plazma muže pohlcovat energii vysokofrekvencních
  EM vln o velkém výkonu

51
Vstrikování neutrálních svazku (NBI)

• svazek nabitých iontu H, d, nebo t (budoucího
  paliva) je urychlen na vysoké energie a namíren
  do plazmatu
• protože nabité cástice nemohou proniknout skrze
  magnetické pole udržující plazma, musí být svazek
  cástic nejdríve neutralizován
• neutrální atomy svazku vstupují do plazmatu a pri
  srážkách s jeho cásticemi plazma ohrívají
• rada tokamaku i stelarátoru je dnes vybavena
  systémy pro vstrikování neutrálních cástic
• ve stelarátorech však musí být svazky namíreny
  proti sobe tak, aby v plazmatu nebyl generován
  žádný proud.
• vstrikovací trysky neutrál. svazku jsou používány
  rovnež k doplnování paliva
• NBI je dnes nejlépe vyvinutou metodou a mohl by
  dovést plazma k zapálení

52
Iontová cyklotronní resonance (ICRH)

• energie EM vlny se predává plazmatu
• pri magnetických polích tokamaku (0,5-10 T) a za
  použití izotopu H se jedná o frekvence od
  nekolika jednotek až do nekolika stovek MHz
• generátory s vysokým výstupním výkonem a s
  dlouhými pulsy ci dokonce kontinuálním provozem
  jsou bežne dostupné (pro potreby výkonových
  vysílacích zarízení) v celém širokém pásmu
  potrebných frekvencí
• generátory navíc dovolují výber vhodné frekvence
  pro ohrev plazmatu pri práci s ruznými druhy
  iontu i volbu místa ohrevu jejich možným
  preladení
• úcinnost ohrevu je velmi vysoká a duležitý je i
  fakt, že zahrívány jsou prímo cástice paliva
  (prenos energie nejde prostrednictvím elektronu).
• ohrev vlnami v oblasti iontové cyklotronní
  rezonancní frekvence je používán na rade tokamaku

53
Elektronová cyklotronní resonance (ECRH)

• podobne jako u iontové CR se predává plazmatu
  energie EM zárení
• oblast e- cyklotronní rezonancní frekvence - 20 -
  200 GHz (mikrovlny)
• dobre zvládnutá a úcinná technika, mezi jejíž
  hlavní výhody patrí
• energie muže být deponována na vybraném míste
  (napr. i v blízkosti stredu), kde je splnena
  rezonancní podmínka, tj. kde si jsou blízké
  frekvence kruhového pohybu elektronu v
  magnetickém poli a frekvence dopadající EM vlny
• absorpcní koeficient roste s teplotou elektronu a
  dobre se ohrívá vetšina cástic plazmatu (bez
  ohledu na jejich pocátecní energii)
• antény jsou jednoduché - k prenosu vln od
  generátoru do plazmatu jsou používány hlavne
  vlnovody a zrcadla

54
Rízení hustoty doplnování plazmatu

• fúzní reaktor bude spotrebovávat asi 1/100 gramu
  paliva za sekundu
• k doplnování paliva do plazmatu je navržena celá
  rada metod, napr.
• napouštení plynu
• plazmová tryska
• vstrikování shluku ci tablet
• vstrikování neutrálního svazku
•  rychlost doplnování paliva do reaktoru závisí na
• dobe udržení cástic
• recyklaci cástic zpet do plazmatu po dopadu na
  stenu
• rychlosti ztrát cástic na divertor (vnejší cást
  vakuové komory, uzpusobená k zachycování cástic
  opouštejících plazma)

55
Doplnování plazmatu

• Napouštení plynu
• v soucasných zaríženích se provádí rychlými
  piezoelektrickými ventily, které umožnují rízení
  a udržování hustoty plazmatu, aniž by byl v
  dusledku ochlazování okrajového plazmatu príliš
  ovlivnen profil hustoty a teploty
• tato metoda je nyní nejbežneji používaným zdrojem
  neutrálních cástic
• Vstrikování urychlených tablet (tzv. peletu)
  mraženého H nebo d
• je vhodnou metodou pro dopravu cerstvého paliva
  do stredu plazmatu
• prumer tablet se pohybuje od 0.1 mm do 6 mm a
  jejich rychlost dosahuje na hranici vakuové
  nádoby až nekolika km/s (použito zrychlení až 107
  m/s2)
• aby tablety pronikly do stredu tech nejvetších
  zarízení, bude nezbytná rychlost až 10 km/s, címž
  se tato metoda blíží hranici svých možností
• v soucasnosti se používá velké množství ruzných
  vstrikovacích trysek a na tomto poli probíhá
  neustálý vývoj.

56
Fúze s inerciálním udržením (ICF)

• fúze s inerciálním udržením se snaží využít
  dynamického udržení paliva po dobu
  termojaderného horení jeho malého množství ve
  forme kulicky (peletu) o rozmeru nekolika
  milimetru a to silou setrvacnosti
• Princip metody
• Ozárení zárení laseru nebo svazek cástic zahreje
  dostatecne rychle povrch fúzního tercíku (peletu)
  a vytvorí tím plazmatickou obálku tercík
  obklopující
• Komprese palivo je stlaceno "raketovým efektem"
  rychle se rozpínajícího povrchového materiálu
  (princip akce-reakce)
• Zapálení palivo v jádru terce je stlaceno až
  1000-krát ve srovnání s hustotou kapaliny a pri
  teplote kolem 100 milionu stupnu se zapaluje
• Horení termojaderné horení se rychle stlaceným
  palivem šírí, pricemž se uvolnuje energie
  mnohokrát prevyšující energii zdroje ozárení
• Explose nakonec je uvolnená energie predána, v
  dusledku explose stlaceného terce,
  prostrednictvím produktu slucovací reakce, stenám
  reaktoru. Termojaderná reakce se odehrává behem
  velmi krátké doby, po níž je palivo drženo
  pohromade jeho vlastní setrvacností (inercií) -
  odtud název fúze s inerciálním udržením.

57
Tercík, imploze

• Tercíky (Pelety)
• terce pro inerciální fúzi jsou tvoreny kulovou
  skorápkou naplnenou smesí d-t plynu o nízké
  hustote
• skorápka se skládá z ablátoru (hmoty, která svým
  rychlým rozpínáním pri ozárení terce zpusobuje
  "raketový efekt", stlacující vlastní palivo) a z
  vnitrní vrstvy d-t, která tvorí hlavní palivo
• celková hmota paliva nesmí prevýšit nekolik
  miligramu, aby vzniklá explose reaktorovou komoru
  nepoškodila
• energie zdroje ozárení je rychle predána
  ablátoru, který se ohreje a expanduje, címž tlací
  zbytek skorápky v dusledku zachování momentu
  hybnosti smerem dovnitr
• Vytvárení "horkých skvrn
• ve svém finálním usporádání se palivo nachází
  témer v isobarickém stavu, obsahuje však dve
  znacne odlišné oblasti
• centrální horkou skvrnu, obsahující kolem 2-5
  paliva
• oblast vetšiny hustého paliva, tzv. "cold-fuel
  pusher"
• fúze zacíná v centrální horké skvrne a celo
  termonukleárního horení, udržované ohrevem alfa
  cásticemi vznikajícími pri fúzním procesu, se
  rychle šírí smerem ven do hlavního paliva,
  umožnujíce tak vysoký zisk energie

58
Implose peletu

• pelet paliva je umísten uvnitr kovové dutiny
  (hohlraum), která obsahuje konvertory k premene
  energie primárního svazku do zárení cerného
  telesa
• pelet je pak stlacen reakcní silou ("raketovým
  efektem"), vyvolanou absorpcí tepelného zárení
  (tzn. je stlacen dovnitr v dusledku odparujícího
  se materiálu)
• pri implosi peletu je mimorádne duležité
  zachování kulové symetrie
• dosáhnout toho je technicky obtížné a je to možné
  jedine pri vysoké symetrii ozárení
• mnohonásobným odrazem a opetnou emisí energie
  zárení vnirními stenami dutiny dojde ke vzniku
  homogenního izotropního radiacního pole, které
  požadovanou symetrii implose peletu muže zarucit
• pri teplote 2.5 milionu stupnu je tepelný tok
  zárení 400 TW/cm2, což je k implosi peletu
  dostatecné
• krome puvodní "hohlraum" techniky existuje i nový
  koncept, tzv. "hotraum" ("horký prostor")
• v tomto prípade je dutina vyplnena materiálem s
  malým atomovým císlem Z o nízké hustote
• dojde-li k ohrevu prostoru dutiny na teplotu
  vyšší než 1 milion stupnu, stává se tento
  materiál transparentní pro tepelné X-zárení a tím
  je zajišteno radiacní "vyhlazení" toku energie

59
Problémy

• Hlavní problémy ICF (zatím zcela nevyrešeny)
• zpusob zapálení paliva a jeho horení
• pulsní povaha procesu rychlost se kterou musí
  být opakovane vytváreny ozarující svazky a
  zhotovovány terce, které pak musí být dopravovány
  presne do místa jejich ozárení
• technicky obtížná soucinnost zdroje ozarování a
  reaktoru

60
Lasery jako zdroje energie (ICF drivery)

• vysokovýkonové pulsy laserového svetla mohou být
  pro generaci vysokých tlaku na povrch peletu
  fokusovány do potrebne malé plochy, délka jejich
  pulsu ci dokonce casový prubeh meneny a vlnová
  délka rízena.
• lasery tím predstavují vynikající výzkumný
  nástroj ke studiu fyziky inerciálního udržení a k
  testování koncepce peletu
• hlavním problémem soucasných laseru je nízká
  úcinnost jejich buzení (neboli "cerpání", tj.
  excitace laserujících atomu na vyšší energetické
  hladiny)
• Druhy laseru
• Pevnolátkové lasery, obzvlášte laser s Nd sklem,
  dnes ve výzkumu ICF prevládají a to z duvodu
  jednoduchosti zvetšování jejich rozmeru,
  modularity, velikosti energie, schopnosti
  konverse jejich vlnové délky i pokrocilosti stavu
  jejich vývoje
• Excimerové lasery, využívající plynu jako je
  krypton fluorid (KrF), jsou rovnež používány,
  nikoliv však v takovém rozsahu jako lasery
  pevnolátkové
• plynné prostredí excimerových laseru je buzeno
  elektrickým výbojem ci e- svazkem.

61
Lasery jako zdroje energie (II)

• pro dosažení Lawsonova kriteria je treba tercík
  stlacit asi 104-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)

62
NOVA Lawrence Livermore National Laboratory

• 40 kJ Nd laser s 10 svazkyvýkon 16 TW trvání
  pulsu typicky 2.5 ns
• už rozebrán místo nej NIF

63
Hohlraum
Hohlraum používaný v NOVA

• Hohlraum má typicky prumer i délku nekolik mm

Hohlraum pro NIF
64
National Ignition Facility (NIF)

• Creating a star on Earth that's the goal of the
  National Ignition Facility (NIF), the world's
  largest laser. When completed in 2009, NIF will
  focus the intense energy of 192 giant laser beams
  on a target filled with hydrogen fuel fusing,
  or igniting, the hydrogen atoms' nuclei

65
Urychlovace lehkých iontu (ICF drivery)

• Svazky lehkých iontu jakožto ICF driver
• soucasná technika výkonových pulsu je schopná pri
  pomerne nízkých nákladech soustredit velké
  množství energie do velmi krátkých pulsu (nekolik
  ns)
• v pulsním výkonovém urychlovaci je elektrický
  puls požadované energie silne zkrácen a výsledný
  puls o napetí nekolika desítek MV je pak priložen
  k diode, jejíž anoda emituje požadované ionty
  jako napr. Li
• ionty mohou být takto urychleny v jednorázovém
  kroku, jako ICF drivery však již byly navrženy i
  urychlovace lehkých iontu s mnoha urychlovacími
  mezerami.
• Nejpokrocilejší studia se soustredují na diodové
  urychlovace. Odhadovaná cistá úcinnost takovýchto
  driveru dosahuje 20-25
• Zarízení s lehkými ionty 
• Particle Beam Fusion Accelerator II (PBFII) v
  Sandia Nat. Lab., Albuquerque,
• do tercíku je schopen predat 1 MJ energie
• Karlsruhe Light Ion Facility (KALIF)
• 1.8 MV/600 kA/50 ns, je výkonný pulsní
  urychlovac, dodávající svazek protonu o energii
  až 40 kJ pri špickové hustote výkonu 1 TW/cm2

66
Použití težkých iontu pro ICF

• Urychlovací technologie
• k úvahám o použití težkých iontu pro fúzní
  experimenty vedly dve jejich základní vlastnosti
• vysoká hustota energie deposice a tudíž jejich
  krátký dolet v hustých materiálech
• pro tuto technologii jsou k dispozici velké
  zkušenosti s urychlovaci
• Vztah mezí energií a doletem cástic
• k optimalizaci vazby mezi svazkem a tercíkem je
  treba krátkého dostupu iontu v terci - lze
  dosáhnout pomocí
• nízké kinetické energie a nízké hmoty (fúze
  pomocí lehkých iontu), nebo
• vysoké energie a vysoké hmoty (fúze pomocí
  težkých iontu).
• zatímco v prípade lehkých iontu je však k získání
  potrebného výkonu ve svazku potreba proudu rádu
  MA, pro težké ionty jsou to kA
• závislost doletu na energii naznacuje jistou
  výhodnost težkých iontu

67
Elektrárna založená na inerciální fúzi (I)

• zarízení elektrárny, založené na fúzi s
  inerciálním udržením (ICF), bude zcela odlišné od
  elektrárny, využívající fúze s magnetickým
  udržením (MCF) Þ bude vyžadovat oddelenost jak
  vlastního zarízení driveru a reaktorové komory,
  tak i jejich provozu a údržby
• v principu muže jeden driver napájet nekolik
  reaktoru.
•  
• ICF elektrárna bude mít ctyri hlavní komponenty
• driver, tj. laser nebo urychlovac cástic, který
  dodává energii do fúzního terce
• výrobnu tercu, kde jsou terce zhotovovány, plneny
  d-t palivem a pak skladovány
• reaktor, v nemž dochází nekolikrát za sekundu k
  interakci svazku driveru s terci, mající za
  následek termonukleární mikroexplosi
• generátor menící tepelnou energii na elektrickou.
• d-t fúzní terc uvolní energii nekolika set MJ za
  dobu asi jedné ns

68
Elektrárna založená na inerciální fúzi (II)

• reaktorová komora musí zadržet produkty této
  mikroexplose, zachytit termonukleární energii a
  plodit tritium
• tyto funkce bude plnit clenitá konstrukcní stena
  a plodící "blanket" (obálka), dostatecne silný k
  zachycení 14 MeV neutronu
• neutrony odnáší zhruba 2/3 termojaderné energie
  zbytek je v RTG zárení a troskách terce
• stena bude v dusledku krátkého trvání
  energetického pulsu vystavena velmi vysokému
  okamžitému výkonovému zatížení Þ je nutný další
  vývoj nových nízkoaktivacních materiálu i nových
  technologií
• velmi tvrdé fyzikální požadavky musí být splneny,
  aby mohlo být dosaženo vysokého stupne komprese,
  nutného pro zapálení
• energie dopadajícího svazku musí být predána
  povrchu peletu s vysokou úcinností
• implose musí být vysoce symetrická a teplota
  paliva musí zustat až do jeho zapálení tak
  nízká, jak jen je možné
• zajištit úcinné horení stlaceného paliva
  správným návrhem peletu

69
Výzkum v CR (I)

• Tokamak CASTOR
• Ústav fyziky plazmatu AV CR

R 0,8 m, a 0,08 m, B 1,5 T, I 30 kA, Te
3 mil. K
70
Výzkum v CR (II)

• PALS Prague Asterix Laser System
• Jodový laser - l 1315 nm

E 1,2 kJ T 100 500 ps P(400 ps) 3 TW
71
COMPASS-D tokamak in IPP ASCR
Major radius 0.56 m Minor radius 0.2
m Plasma current lt 350 kA Magnetic field
0.82.1T Triangularity 0.5 Elongation
1.6 Pulse length lt 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)

72
Otázky bezpecnosti elektrárny

• fúzní reaktor si lze predstavit jako dobre
  ovladatelný horák, zatímco štepný reaktor jako
  uhlírský "milír - ve fúzním reaktoru nemuže
  dojít k retezové reakci, ani k roztavení nitra
  reaktoru
• základní paliva fúzního reaktoru (d a Li), stejne
  jako "popel" (He), nejsou RA
• avšak i fúzní reaktor bude obsahovat radioaktivní
  materiály, a to t, které je bezprostredním
  palivem (vznikne z Li) a aktivované konstrukcní
  materiály
• obsah t v plazmatu (asi 1 g) muže energeticky
  udržovat reakci 2-3 minuty reakce se samovolne
  zastaví behem 10-20 vterin, prerušíme-li prívod
  paliva jakkoli malý prítok prímesí uhasí reakci
  okamžite
• systém zpracování paliva na stanovišti fúzního
  reaktoru bude sloužit
• pro docasné uložení, cištení a znovu použití
  nespáleného paliva
• pro získání tritia z plodící obálky jako náhrady
  shorelého tritia
• celkový obsah t na stanovišti reaktoru bude
  rádove 1 kg , avšak predpokládá se, že pri
  eventuální nehode muže uniknout jen menší cást
  (pouze nekolika stovek g).
• nebezpecná situace by mohla nastat, pokud by pri
  nehode uniklo tritium nebo aktivovaný konstrukcní
  materiál do reaktorové haly
• tato hala, je-li navržena odpovídajícím zpusobem,
  nemuže být nikdy znicena pusobením okamžité
  energie, obsažené v reaktoru ta je totiž ve
  srovnání se štepným reaktorem velmi malá.

73
Vliv na životní prostredí

• krome zavezení paliva na zacátku provozu fúzního
  reaktoru, žádná další potreba transportu nebo
  zpracování radioaktivního paliva mimo stanovište
  reaktoru není
• n z fúzní reakce budou aktivovat konstrukcní
  materiály reaktoru a zkracovat tak jejich
  životnost - podle výsledku výzkumu bude nutno v
  prubehu približne 30leté životnosti elektrárny
  vymenit asi ctyrikrát první stenu a plodící
  obálku
• po konecném odstavení fúzního reaktoru zbude asi
  25 000 m3 pevného radioaktivního odpadu
• množství je srovnatelné s odpadem ze štepného
  reaktoru, avšak biologická nebezpecnost odpadu z
  fúzního reaktoru, obsahující vesmes standartní
  materiál, je po 100 letech více než tisíckrát
  menší Þ plyne z neprítomnosti aktinidu a z
  mnohem kratších polocasu rozpadu aktivovaných
  materiálu

74
Tritium

• první generace fúzních reaktoru bude pracovat se
  smesí d-t
• celkové množství tritia ve fúzní elektrárne
  nepresáhne 1 kg
• t je slabým záricem b (str. E je 5,7 keV a max. E
  je 18,6 keV) T1/2 12.36 y
• jeho zárení nepronikne kuží cloveka ani zvírat
• clovek muže dostat dávku pouze po vniknutí
  velkého množství tritia do tela
• je-li t absorbováno telem, je biologický polocas
  asi deset dnu
• nebylo zjištena žádná akumulace tritia v
  potravinovém retezci.
• bezpecnost a vliv na prostredí závisí na úcinném
  systému zadržení t v reaktoru (nekolikastupnové
  monitorování, oddelené zásobníky tritia)
• cílem je omezit únik pri provozu pod 2 g rocne
  Þ výsledná dávka pro verejnost bude tedy méne
  než 1 dávky z prirozené RA okolí

75
Odpady

• porovnání váhy odpadu - popela z teleplných
  elektráren, fúzního odpadu a odpadu z BWR
  (lehkovodní reaktor) a porovnání nákladu na
  likvidaci odpadu z klasické a fúzní jaderné
  elektrárny
• navrhovaný reaktor SSTR - http//fire.pppl.gov/ene
  rgy_ja_wec01.pdf

76

• THE END

77
Plazma -ctvrté skupenství hmoty
Plazma je nejrozšírenejší skupenství ve vesmíru
78
Plazma na Zemi
prírodní jevy technika
79
Pro zajímavost

• porovnání casového vývoje dosažené hodnoty
  n.tE.T a pocítacové operacní pameti

80

• 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.

81
? Nestability plazmatu ?
82

• 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 . 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.
• Principle of the stellarator (source
  Euratom-IPP )
• The pitch of the helix on each magnetic surface
  is called safety factor (that is the number of
  large toroidal turns necessary to complete 1
  small poloidal turn). In a tokamak configuration
  this safety factor typically varies from 1 in the
  centre of the plasma to several units on the
  edge. It is worth noting that, in general, if we
  follow the field line, it will entirely describe
  the magnetic surface around which it winds in the
  course of its successive journeys. This is true
  except in the case of a rational safety factor
  (i.e. equal to the ratio of two whole numbers).
  In this special case, the field line closes in on
  itself after a whole number of turns, resulting
  in specific properties for this (local
  modification of transport, triggering of
  instabilities, and so on) 
• Finally, we should note that in a first
  approximation, the macroscopic features (density,
  temperature, pressure and so on) are homogenous
  on a magnetic surface. We may thus describe them
  in a poloidal section simply as functions the
  plasma radius, for example by taking their value
  on each white circle showing a magnetic surface
  in the figure below. We talk in terms of radial
  profile (only depending on the radius), which for
  density, temperature and pressure is maximum in
  the centre of the plasma, decreasing towards the
  edge of the plasma, as illustrated on the figure
  below.

83
?Výsledky na JET - 1997?

• pokusy provedené na tokamaku JET v záveru roku
  1997 používaly smesi deuteria a tritia (DT), tj.
  paliva, které se bude využívat ve fúzních
  elektrárnách. Hlavní výsledky dávají príznivé
  odpovedi na duležité otázky, týkající se udržení
  (tepelné izolace), ohrevu a práce s termojaderným
  plazmatem vubec. Bylo pritom dosaženo hned trí
  svetových rekordu došlo k uvolnení 21 MJ fúzní
  energie, maximální fúzní výkon cinil 16 MW, a tím
  dosáhl již 65 cistého vstupního výkonu (tj.
  výkonu potrebného k ohrátí plazmatu).
•  
• Udržení (tepelná izolace)
• Prechod do režimu s vysokým udržením energie
  (H-mód) v D-T plazmatu je snažší než se
  predpokládalo. Experimenty provedené na JETu
  naznacují, že k prechodu do H-módu bude na ITERu
  zapotrebí asi 70 MW ohrevového výkonu, tj.asi o
  25 méne než se ocekávalo z experimentu s D-D
  plazmatem.
• Udržení zjištené v D-T plazmatu naznacuje, že
  provozní scénáre predpokládané pro ITER povedou k
  zapálení plazmatu (tj. Qgt5).
• Pri provozu s tritiem byl dosažen zlepšený tlak
  na hranici plazmatu, což je pro ITER také
  príznivé.
• Na tokamaku JET došlo pri optimalizaci radiálního
  elektrického proudu (a tedy i strižného
  magnetického pole - tzv. shear scenarios) uvnitr
  plazmatu k vytvorení vysoké transportní bariéry,
  což umožnilo dosažení vyššího tlaku centrálního
  plazmatu a tím i vyššího fúzního výkonu.
• Ohrev
• Krome vstriku neutrálního svazku, bylo dosaženo
  vysokého fúzního výkonu za pomoci
  vysokofrekvencního ohrevu v oblasti iontové
  cyklotronové frekvence.
• Pozorovaný vlastní ohrev plazmatu odpovídal
  predpokladum. Ohrev ?-cásticemi, vznikajícími pri
  fúzní reakci, je nezbytný pro udržení horení
  plazmatu ve fúzní elektrárne.
• Provoz
• Provedená sada experimentu se smesí deuteria a
  tritia splnila ocekávání i technické cíle. Bylo
  použito celkem 120 g rizikového tritia, které
  bylo po zpracování systémem aktivního zpracování
  plynu (AGHS) po separaci a vycištení na 99,8
  (chromatografi