fyzika plazmatu a termojadern slu ov n jan st ckel stav fyziky plazmatu av r praha n.
Download
Skip this Video
Loading SlideShow in 5 Seconds..
Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha PowerPoint Presentation
Download Presentation
Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha

Loading in 2 Seconds...

play fullscreen
1 / 60

Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha - PowerPoint PPT Presentation


  • 174 Views
  • Uploaded on

Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha. Potřeba nových zdrojů energie Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny Tokamak – perspektivní termojaderný reaktor Tokamak JET - rekordní výsledky P rojekt ITER

loader
I am the owner, or an agent authorized to act on behalf of the owner, of the copyrighted work described.
capcha
Download Presentation

PowerPoint Slideshow about 'Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan St ö ckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha' - preston-william


An Image/Link below is provided (as is) to download presentation

Download Policy: Content on the Website is provided to you AS IS for your information and personal use and may not be sold / licensed / shared on other websites without getting consent from its author.While downloading, if for some reason you are not able to download a presentation, the publisher may have deleted the file from their server.


- - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - E N D - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - -
Presentation Transcript
fyzika plazmatu a termojadern slu ov n jan st ckel stav fyziky plazmatu av r praha
Fyzika plazmatu a termojaderné slučování Jan Stöckel, Ústav fyziky plazmatu AV ČR, Praha
  • Potřeba nových zdrojů energie
  • Princip termojaderné fúze a koncepce elektrárny
  • Tokamak – perspektivní termojaderný reaktor
  • Tokamak JET - rekordní výsledky
  • Projekt ITER
  • Český podíl na výzkumu jaderné fůze – EURATOM

Jihočeská univerzita, 6.12.2006

slide2

Energie v třetím tisíciletí

(Trvale udržitelný) rozvoj civilizace vyžaduje především

výrobu dostatečně velkého množství energie.

V současné době je světová energetická bilance napjatá

a zdroje jsou navíc rozděleny nerovnoměrně

20 % populace spotřebovává 80% světové produkce

To se určitě změní (Čína, Indie, Latinská Amerika, Afrika)

Spotřeba energie tedy v budoucnu určitě poroste

– co však ZDROJE?

slide3

Rok 2006:

  • Země má 6 miliard obyvatel
  • Rok 2060
  • Země bude mít 9 miliard obyvatel
  • Více obyvatel  Více energie
  • Navíc se rychle rozvíjejí státy jako Čína, Indie, Latinská Amerika ??…
  • v roce 2060 se světová potřeba energie zdvojnásobí !!!!
slide4

Světové zásoby paliv na bázi uhlovodíků

The Association for the Study of Peak Oil&Gas,Sweden (2004)

slide5

Pro řešení energetického problému je nutno

  • ŠETŘIT
  • efektivně využíval klasická paliv
  • hledat nové zdroje energie
  • Fosilní paliva (uhlí, přírodní plyn) – produkce CO2?
  • Obnovitelné zdroje
  • – sluneční energie
  • - větrná energie
  • - vodní energie
  • - spalování biomasy
  • Jaderná energie
  • -návrat ke klasickým ( a rychlým) štěpným reaktorům
  • (problémy - bezpečnost, skladování vyhořelého paliva)
  • -termojaderné slučování
slide6

Lehká jádra (isotopy vodíku)

Proton

+

Neutron

(mořská voda)

Proton

+

dva neutrony

(nestabilní izotop,

poločas rozpadu ~12 let)

Proton

slide7

Možné řešení energetického problému

α částice – 3.5 MeV

(ohřev paliva)

deuteron

Ekin ~ 20 keV

T~ 200 mil. K

triton

neutron – 14.1 MeV

(energie využitelná na výrobu elektřiny)

Exotermní reakce! – produkty reakce mají 1000x větší kinetickou energii než vstupní palivo

slide8

Původ kinetické energie produktů fúze

Hmotnost produktů je menší než

hmotnost částic do reakce vstupujících:

Ekin = Dmc2

Dm= 0.013 amu E~2.10-12 J

K tomu, abychom získali z jednoho krychlového metru paliva

výkon 1 MW, je třeba uskutečnit v tomto objemu za jednu vteřinu

~ 5.1017 slučovacích reakcí

slide9

Reaktor

Slunce

  • Možné kombinace paliva
  • Deuterium-Tritium
  • (nejpravděpodobnější)
  • Deuterium-Helium 3
  • (je na Měsíci)
  • Deuterium-Deuterium
  • Proton-Proton
  • (probíhá na Slunci)
slide10

Koncept termojaderné elektrárny – rok 2050

Výkon 1-2 GW

Spotřeba paliva ~ 1 t D+T/rok

Odhadovaná cena 10 miliard Euro

Produkuje minimální množství radioaktivního odpadu.

Výroba tritia v reaktoru

n + Lithium = tritium + helium

slide11

Ekologické aspekty – Zbytková radioaktivita

Materiál z jaderné elektrárny

Uranová ruda

Relativně krátký poločas rozpadu

Uranový odpad

Uhelná elektrárna

ITER

ITER (2004)

podm nka ho en termojadern reakce
Podmínka hoření termojaderné reakce

Výkon alfa-částic předávaný palivu

o objemu V (aprox. pro T =5 - 20 keV)

Celkové ztráty (tepelná vodivost,

Záření, …)

Lawsonovo kriterium

p i tak vysok ch teplot ch je palivo ve stavu kter se naz v plazma

Základní předpoklad pro slučování jader deuteria a tritia

Při tak vysokých teplotách je palivo ve stavu, který se nazývá plazma

Rychlost jader musí být větší než 20 tisíc km/s!Za normální (pokojové) teploty se jádra (atomy) pohybují pouze rychlostí 1 km/sabychom jádra paliva urychlili na požadovanou rychlost, je třeba ohřát směs deuteria a tritia na teplotu 200 milionů stupňů !!!!!

slide14

PLAZMA ve Vesmíru a na Zemi

> 99% vesmíru je v plazmatickém stavu

inerci ln a magnetick udr en plazmatu t 200 mil k n 10 20 m 3 s
Inerciální a magnetické udržení plazmatuT> 200 mil. K n τ> 1020 m-3 s
  • Systémy s inerciálním udržením plazmatu - mikro-výbuchy

n > 1026 m-3(extrémní hustota plazmatu, komprese)

τ> 10-6 s(dáno rychlostí expanze)

Výkonové lasery

  • Systémy s kvasistacionárním udržením plazmatu v magnetické nádobě

n > 1020 m-3(<< než koncentrace plynu za atmosférického tlaku)

τ> 1 s(dáno tepelnou vodivostí plazmatu a velikostí nádoby)

Tokamaky

slide16

Klíčový parametr pro zapálení termojaderné reakce

Hustota plazmatu  Doba udržení jeho tepelné energie

n τ> 1020 m-3 sLawsonovo kriterium

τ> 1- 10 sec

τ> 1 mikrosekunda

τ> miliardy let

miniaturní H-bomba

princip tokamak u
Princip tokamaku
  • Tokamak, zkratka z ruských slov:

toroidalnaya kamera, s magnitnami katushkami

znamená “toroidálníkomora” s “magnetickýmicívkami”

  • Navržen: Andrei Sacharov a Igor Tamm

(oba Nobelovacena)

v ústavuI.V. Kurchatovav Moskvě 1950

  • Tokamak se skládá:— velký transformátor

— cívky pro vytváření magnetických siločar ve tvaru kružnice

— prstenec plasmatu, kterým protéká velký elektrický proud

nutn podm nka pro vytvo en stabiln ho prstence plazmatu
Nutná podmínka pro vytvoření stabilního prstence plazmatu

Toroidální mag. pole

Poloidální mag. pole

Spirálové siločáry mag. pole

tokamak princip innosti
Tokamak - princip činnosti

Prstenec horkého plazmatu

(200 milionů stupňů)

Udržován magnetickým polem

toroidálního solenoidu

Elektrický proud prstencem

je vytvářen induktivně

- sekundární vinutí transformátoru

Prstenec plazmatu je ohříván

průchodem elektrického proudu

Jádro transfornítoru

Prstenec plazmatu

Cívky toroidálního

magnetického pole

tokamak z kladn princip
Tokamak - základní princip

Cívky toroidálního

magnetického pole

co mus me vy e it pro dosa en kvalitn ho v bojov ho re imu v tokamaku
Co musíme vyřešit pro dosažení kvalitního výbojového režimu v tokamaku
  • Rovnováha a tvar průřezu sloupce plazmatu
  • Stabilita prstence
  • Udržení plazmatu
  • Ohřev plazmatu
  • Interakce plazma – stěna
  • ……….
  • … 
  • Fyzikální a technologické problémy:
  • Obrovský teplotní gradient 200 000 000o/m (zřejmě největší v celém vesmíru!)
  • Obrovská tepelná a neutronová zátěž vnitřní stěny reaktoru!
ohmick oh ev v tokamac ch
Ohmický ohřev v tokamacích

Toroidální sloupec plazmatu – sekundární zavit transformátoru

(pistolová pájka) - Plazma má konečnou vodivost.

  • S rostoucí teplotou ohmický příkon klesá:
  • účinný pouze do teplot ~ 1-2 keV (~10 – 20 milionů stupňů)
  • na velkých tokamacích a v reaktoru je ohmický ohřev zanedbatelný (několik procent)
jak dos hnout ultravysok ch teplot
Jak dosáhnout ultravysokých teplot?

Reaktor: Ohřev nabitými

produkty jaderných reakcí

(jádra Helia)

Ohřev elektro-

magnetickou vlnou

Ohmický ohřev

průchodem proudu

Vstřik svazku

neutrálních atomů

oh ev plazmatu v tokamac ch
Ohřev plazmatu v tokamacích

Základní metoda ohřevu:

Ohmický ohřev (OH)–plazma má konečnou vodivost

a tudíž se ohřívá průchodem proudu

Ohřev a-částicemi - plazma se ohřívá nabitými produkty jaderného slučování (reaktor)

Dodatečný ohřev:

Svazky neutrálních atomů (NBI) – (H, D, T) se vstřikují do

plazmatu a předávají svou kinetickou energii iontům plazmatu

Elektromagnetické vlny – se vstřikují do plazmatu speciálními anténními systémy. Frekvence vlny se vybírá tak, aby byla v rezonanci s vlastními frekvencemi plazmatu:

ECRH – elektronová cyklotroní frekvence (20-200 GHz)

ICRH - iontový cyklotroní frekvence (20- 200 MHz)

LH - hybridní frekvence (1-10 GHz)

slide25

Plazma držené magnetickým polem

(globální bilance schematicky)

Zdroj částic

recycling, fuelling, …

Ztráty Energie

tepelná vodivost, vyzařování,…

Celková energie W

&

Celkový počet částicN

Ztráty nabitých částic

difúze, …

Ohřev P

Detailní popisenergetických ztrát jekomplikovaný!

globaln doba udr en energie
Globalní doba udržení energie

Nezaměňovat s dobou výboje!!

W - Celková kinetická energiev plazmatu

P- Výkon ohřevu

HEATING ON

EnergietE~a2/, podobně Částicetp~a2/D

av ak
Avšak!!!!
  • Korficienty difúzeD a tepelné vodivosti

jsou ve skutečnosti 100-1000 x větší než se očekávalo na počátku tokamakového výzkumu

  • Částice a teplo se transportují napříč magnetickýmpolem nikoli klasicky (srážky částic), nýbrž důsledkem turbulenceplasmatu!
  • Koeficienty D a tepelné vodivostijsou úměrné velikosti turbulentních polí.
  • Turbulence existuje ve všech tokamacích (přebytek energie v omezeném objemu!!!

ŘEŠENÍ: maximalizace tE~a2/

  • Zvětšit rozměry tokamaku
  • Snížit úroveň turbulence plazmatu
tokamaky v provozu
Tokamaky v provozu

EURATOM JET

Německo ASDEX U, TEXTOR 94, (W-7X)

Francie TORE – SUPRA

Anglie MAST, COMPASS-D

Itálie FT-U, RFX

Španělsko TJ-II

Švýcarsko TCV

Česká rep. CASTOR

Portugalsko ISTTOK

USA D IIID, ALCATOR C

Japonsko JT- 60,LHD, + 4 další

Rusko T-10, TUMAN 3, FT-2

Čína HT-6, + ….5 dalších

Brazilie, Indie, Korea, Egypt, Irán, Libye

~ 35 experimentů s toroidální konfigurací magnetického pole

jet j oint e uropean t orus nejv t funguj c tokamak na sv t
JETJoint European TorusNejvětší fungující tokamak na světě

6 m

Stavba zahájena 1975

Zakončeno 1983

Provoz (alespoň) do 2010

Proud plazmatemI< 7 MA

Toroidální pole B< 3.45 T

Doba pulsut>30 s

jet pohled do v bojov komory
JET pohled do výbojové komory

V roce 1997 produkoval špičkově termojadernou energii o výkonu

16.1 MW

Poměr fúzního a dodávaného výkonu

Qtot= 0.940.17 .

rekordn parametry

Dosaženy na dvou tokamacích,

TFTR (USA) a JET (EURATOM),

které doposud jako jediné pracovaly se skutečnou palivovou směsí D-T

Rekordní parametry

Ohřev- částicemi představuje již 15% z celkového příkonu potřebného k ohřevu plazmatu!

ant ny pro dodate n oh ev jet
Antény pro dodatečný ohřevJET

Dolně hybridní vlna

Iontový cyklotronní ohřev

DIVEROR

komora tokamaku se b hem provozu postupn aktivuje neutronov m tokem a triciem ve st n ch
Komora tokamaku se během provozu postupně aktivuje neutronovým tokem a triciem ve stěnách

Robot pro opravy

poškozených dílů

uvnitř komory

tokamaku JET

energetick doba ivota k lov n s in en rsk mi parametry
Energetická doba života-škálování s inženýrskými parametry

Extrémě důležité pro konstrukci budoucích tokamaků

(ITER, DEMO) a nakonec i reaktoru!!!!

Udržení se zlepšuje se zvětšováním rozměrů a růstem proudu

Udržení se zhoršuje s růstem příkonu dodatečného ohřevu

interakce plazmatu se st nou komory
Interakce plazmatu se stěnou komory

Udržení plazmatu v tokamacích není ideální!! Tepelné ztráty

(cca 1 až 10 MW-m2) je nezbytně nutné kontrolovaně uchladit.

Chlazení – tak aby T< 1200o

Vhodné materiály – grafit, CFC, Berilium, Wolfram

Vhodná magnetická konfigurace magnetického pole na okraji –

nutno omezit průnik atomů materiálu stěn (rozprašování) do plazmatu

Dva způsoby magnetické konfigurace:

LIMITER – clona v jednom poloidálním řezu nebo po obvodu toru

DIVERTOR – oblast na spodní části toru, která odvádí energii

pomocí speciální konfigurace magnetického pole.

slide36

Poslední uzavřený magnetický povrch definován

LIMITERem

Poloidální limiter – clona, která odděluje horké plazma od stěny

Používán v tokamacích první generace

Výhoda – jednoduchá konstrukce

Problém – tepelná energie plazmatu dopadá na relativně malou plochu, potíže s chlazením

slide37

Limiter ohřátý na teplotu

vyšší než 1000o

Tokamak s toroidalním limiterem

TORE SUPRA, CEA Cadarache, Francie

Toroidální limiter zhotovený z uhlíkových kompozitů (CFC)

Složený z několika stovek "prstů", každý z nich je individuálně chlazený

interakce plazmatu se st nou komory divertor
Interakce plazmatu se stěnou komoryDivertor

Magnetická konfigurace

tokamaku s divertorem

Separatrix

  • V moderních tokamacích
  • oblast na spodní části toru,
  • která odvádí energii pomocí
  • speciální konfigurace magnetického pole.
  • zhotoven z těžko tavitelných
  • materiálů (grafit, wolfram,..)
  • Dokonalé chlazení

Scrape-off

layer

X-point

Divertor

plates

Moderní koncepce

slide40

Interakce plazmatu se stěnou – Divertor

moderní koncepce

ASDEX-Upgrade, Německo

magnetický povrch

slide41

Alternativní koncepce udržení plazmatu

Sférický tokamak START, Anglie

konfigurace magnetick ho pole ve stellaratoru
Konfigurace magnetického pole ve stellaratoru
  • Spirálovost magnetických siločar lze dosáhnout i bez induktivně buzeného proudu:
  • Dodatečná vinutí
  • 3D konfigurace cívek pro toroidální magnetické pole
  • Nevýhoda: extrémně náročné náročné na přesnost konstrukce
  • Výhoda: stacionární provoz reaktoru zaručen!

Stellarator W-7X bude dokončen 2010 v Greisfwaldu (SNR)

slide43

Wendelstein 7-X

High accuracy in machining

Large structure with many openings

Critical

Positioning

No welding

distortions

key parametersmajor radius: 5.5 m

minor radius: 0.53 m

non-planar coils: 50

planar coils: 20

induction on axis: < 3T

heating power 15 - 30 MW

pulse length: 30 min

energy turn around: 18 GJ

machine mass: 725 t

cold mass: 425 t

3-D shape

Complex welded

Structure without

distortion

Complex shape, high accuracy

good insulation; paschen proof

void-free casted casings

high overall quality also in classical technologies

High heat fluxes

Compound

material

Goal: demonstration of principle reactor suitability of the optimised stellarator

slide44

Projektovaná délka výboje 30 min, příkon 30 MW

  • vyžaduje dokonalý (avšak velmi komplikovaný

systém vodního chlazení

n ezbytn kroky na cest k f zn elektr rn
Nezbytné kroky na cestě k fúzní elektrárně

Je nevyhnutelné:

  • Postavit velký tokamak (~3x větší než JET);
  • Zabezpečit kvazikontinuální provoz (500 – 1000 s);
  • Dosáhnout fúzní výkon alespoň 10 x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu .

aby se vyjasnila:

  • Fyzika plazmatu, v němž dominuje ohřev α částicemi (možné nové nestability, transportní bariéry, ……);
  • Technologie první stěny reaktoru při extrémní tepelné zátěži až 20 MW/ m2 (chlazení, nové materiály, životnost……);
  • Technologie blanketu (separace tritia, …..);
slide46

Co je to ITER?dříve International Termonuclear Experimental Reactor)nyní ITER je latinsky CESTA (směrem k fúzní elektrárně)

Programový cíl

  • Prokázat vědecké a technologické využití fúzní energie pro mírové účely, tak aby bylo možno zkonstruovat elektrárnu v letech 2030-2050.

Technické cíle

  • Prokázat vysoký energetický zisk (Q = 10) po dobu 400 sek při použití palivové směsi DT
  • Prokázat energetický zisk (Q = 5) v dlouhých pulsech delších než 1000 sek.
  • Testovat důležité technologie v reaktorových podmínkách
  • Testovat jednotlivé komponenty při vysokých neutronových tocích ≥ 0.5 MW/m2 a střední zátěži (fluence) ≥ 0.3 MWa/m2
  • Demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím
i nternational t ermonuclear e xperimental r eactor iter
International Termonuclear Experimental Reactor ITER

Proud plazmatem15 MA

Magnetické pole 5.3 T

(supravodivý magnet)

Objem plazmatu 840 m3

Fúzní výkon500MW

Doba hoření>400 s

Fúzní výkon bude 10x větší než výkon potřebný k ohřevu plazmatu Q > 10

12 m

slide48

ITER

Centrální Solenoid

supravodič

Blanket Modul

421 ks

Vakuovánádoba

9 sectorů

Cryostat

24 m high x 28 m dia.

Cívky Toroidálního mag. pole

18 ks, supravodič

Port Plug

6 pro ohřev

3 pro blanket

2 pro dálkovou manipulaci

zbývající pro diagnostics

Cívky Poloidálního mag. pole

6 ks, supravodič

Kryogenní pumpy

8 ks

Podpůrná konstrukce

Divertor54 ks výměnných kazet

sou asn stav projektu iter
Současný stav projektu ITER

Partneři

  • EURATOM, Japonsko (50%) + USA, Rusko, Čína, Korea a Indie ( a 10%)
  • Cena cca 3,85 miliardy EUR

V současné době

  • Projekt je hotov
  • Vytváří se právnická osoba převezme zodpovědnost za projekt na dobu 40 let)
  • Započetí stavby během 2006 (nejaderná část) , 2008 (experimentální hala) doba stavby cca 7-8 let (2015), bude v provozu dalších 25 let
  • Místo stavby vybráno - Cadarache, jižní Francie

Momentálně:

  • Konstituují se řídící orgány
  • Probíhá dělba zakázek mezi jednotlivé partnery
  • Licenční proces ve Francii (do roku 2008)

Plánuje se tzv. Broader approach – rekonstrukce japonského tokamaku, urychlovač pro materiálové testy (IFMIF) – Japonsko – ústupky japonské straně

slide50

Evropská koncepce fúzní elektrárny DEMO(model C)

  • Produkuje elektrickou energii
  • vnitřní stěna z wolframu
  • kvazistacionární provoz
  • obrovské neutronové toky
  • -velká radiační zátěž
  • stavba kolem roku 2030
castor c zech a cademy of s ciences tor us

Vyrobenv Moskvě

1958

V provozuvÚFP Praha od

1977

Rekonstrukce (nová komora)

1985

EURATOM

1999 - 2006

CASTOR -Czech Academy of Sciences TORus
slide52

Srovnání velkého a malého tokamaku

CASTORJointEuropeanTorus

Objem plazmatu 0.1 m3 50 m3

Magneticképole ~ 1.5 Tesla ~ 3.5 Tesla

Proud plazmatem 0.01 MA 5.0 MA

Délka pulzu 0.05 s 30 s

Teplota plazmatu 2 mil K 100 mil K

Roční rozpočet ~ 0.5 MEuro~ 50 MEuro

Obsluha (fyziků + techniků) ~ 20~ 300

ot zka
Otázka
  • Může malý experiment jako CASTOR přispívat k termojadernému výzkumu a soutěžit s velkými experimenty jako JET, ASDEX Upgrade, TORE Supra s multi-milionovýmrozpočtem?

Odpověď: ano, ale

  • Relevantní program fyzikálního výzkumu
  • Vyhovující financování, dobrou technickou podporu,…..)
  • Silná mezinárodní spolupráce (EURATOM)
  • Těsný kontakt se studenty (diplomové a PhD práce,..)
euratom st r mcov ho programu
EURATOM(část Rámcového Programu)

Koordinuje výzkum jaderné fúze v EU

  • Contract of Association

Koordinuje lokální výzkum – 21 tzv. Asociací

(EU, Švýcarsko, ČR, Maďarsko, Rumunsko, Lotyšsko

Bruselská centrála financuje 20% doložených výdajů

  • EuropeanFusionDevelopementAgreement(EFDA)provozuje JET, koordinuje vývoj nových technologií¨a ITER
  • Staff Mobility Agreement

Zabezpečuje výměnu vědců mezi jednotlivými Asociacemi

Celkem 700 milionů EUR v 6 Rámcovém programu,

z toho 200 milionů na ITER

slide55

Česká republika – asociovaná do EURATOMu

od 1999 - Association EURATOM/IPP.CR

Konsorcium sedmi institucíkoordinované Ústavem fyziky plazmatu AV ČR

Fyzikální výzkum

Tokamak CASTOR, teorie/modelování, srážové procesy

  • Ústavfyzikální chemie, AV CR
  • Matematicko-fyzikální fakulta, UK
  • Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, ČVUT

Vývoj nových technologií(proITER)

Cyklotron, ozařování ve štěpnémreaktoru, materiálový výzkum

  • Ústav jaderné fyziky, AV CR
  • Ústav jaderného výzkumu, a.s. Řež
  • Ústav aplikované mechaniky a.s, Brno

Celkem - 80profesionálů a techniků

slide56

Interakcevln splazmatem

Generace rychlých částic

Šíření elektromagnetických vln

Fyzika okrajovéhoplazmatu

Turbulence, Elektrická pole

Interakce Plazma - stěna

Fyzikální Program

Vzdělávání

Diplomové & PhD práce

Letní škola

Vývoj nových diagnostických metod

Soft X-Ray spectroscopy

Pokročilé elektrické sondy

v voj nov ch t echnolog i

Nuclear Data (IFMIF)

ITER blanket

ozařování

Vývoj nových technologií

Plazmové stříkání wolframu

Ozařování Hallových senzorů

Ústav jaderné fyziky, AV ČR

Ústav fyziky plazmatu, AV ČR

Ústav jaderného výzkumu

Ústav aplikované mechaniky

BRNO

Fakulka jaderná a fyzikálně inženýrská

ČVUT

Svařovánívakuové nádoby pro ITER

Numerické simulace

Mechanické testy panelů první stěny pro ITER

ve spolupráci s průmyslovou sférou

(Škoda Výzkum, Vítkovice)

slide58

COMPASS-D vCulham Laboratory, UK

* Tokamak velmi moderní konstrukce* Magnetická konfigurace podobná jako na ITERu (10x menší)* Relevantní fyzikální program* Cena cca 400 mil Kč – nabídnut zdarma ÚFPAvšak:nutné další investice (nová budova, nové napájecí zdroje, navýšení počtu pracovníků, …) – první plazma 31.12.2008

slide59

COMPASS-D je sice relativně malý tokamak, ale má

geometrií (magnetickou konfiguraci) podobnou ITERu

Průřez prstence plazmatu

z v r
Závěr
  • Fyzikové jsou přesvědčeni, že ekonomicky výhodný a ekologicky přijatelný reaktor na bázi magnetického udržení plazmatu lze vybudovat do 2050 (tokamaky JET, TFTR, JT-60).
  • Klíčové rozhodnutí – postavit ITER
  • Stávající vědecký, technologický a průmyslový potenciál ČR umožní naše pokračování ve fúzním výzkumu a zapojení do projektu ITER.