logo TZB-info

Reklama

Základy fúzní energetiky III. – Reaktorové technologie

Jaderná fúze je zdrojem energie Slunce a všech ostatních hvězd. Blíží se ale doba, kdy budeme jadernou fúzí vyrábět elektřinu. Pětidílný seriál Základy fúzní energetiky popisuje současný stav vývoje fúzní elektrárny. Třetí článek se věnuje technologiím reaktoru. Hlavními součástmi fúzního reaktoru jsou magnetický a vakuový systém. Mezi důležité podpůrné systémy patří kryogenní systém, systém ohřevu plazmatu a neinduktivního generování elektrického proudu, diagnostické a řídicí systémy a jaderné komponenty. Mezi jaderné komponenty patří první stěna, divertor a blanket reaktoru. Komponenty vystavené plazmatu, první stěna a divertor patří mezi nejvíce zatížené části fúzního reaktoru.

Reklama

1. díl seriálu o jaderné fúzi na téma "historie jaderné fúze" naleznete ZDE

2. díl seriálu o jaderné fúzi na téma "fyzika fúzních reaktorů" naleznete ZDE

Hlavní podpůrné technologie reaktoru

Obr. 19. Systém supravodivých magnetických cívek reaktoru ITER
Obr. 19. Systém supravodivých magnetických cívek reaktoru ITER

Fúzní reaktor s magnetickým udržením plazmatu vyžaduje dva hlavní podpůrné systémy, které jsou integrální součástí reaktoru: magnetický a vakuový systém. Oba tyto systémy musí být chlazeny, často na velmi nízké teploty, a proto další důležitou technologií fúzního reaktoru je chladicí systém [1].

Magnetický systém se liší podle typu fúzního zařízení. V případě reaktoru typu tokamak se obvykle skládá z následujících skupin magnetických cívek:

  • transformátor nebo centrální solenoid (vzduchový transformátor),
  • cívky toroidálního pole,
  • cívky poloidálního pole,
  • korekční cívky,
  • rychlé stabilizační cívky.
Obr. 20. Magnetické cívky toroidálního pole reaktoru ITER
Obr. 20. Magnetické cívky toroidálního pole reaktoru ITER
Obr. 22. Magnetické cívky poloidálního pole reaktoru ITER
Obr. 22. Magnetické cívky poloidálního pole reaktoru ITER
Obr. 23. Korekční magnetické cívky reaktoru ITER
Obr. 23. Korekční magnetické cívky reaktoru ITER

Transformátor při startu reaktoru vyvolá elektrický průraz a ionizaci plynu v komoře. Pak v ionizovaném plynu indukuje silný toroidální elektrický proud. Elektrický proud generuje podle Ampérova zákona poloidální magnetické pole, které stlačuje plazma a odtahuje je od stěn vakuové komory (tzv. pinch efekt). Elektrický proud současně plazma ohřívá.

Plazma stlačené magnetickým polem protékajícího elektrického proudu je ale vysoce nestabilní. Proto vakuovou komoru obklopují cívky, které vytvářejí druhé, toroidální, magnetické pole. Poloidální a toroidální magnetická pole se sčítají a vytvářejí výsledné magnetické pole se silokřivkami ve tvaru šroubovice. Reaktory typu tokamak jsou charakteristické silným toroidálním polem a výsledná šroubovice je proto pozvolná se sklonem optimalizovaným pro maximální stabilitu plazmatu. Cívky poloidálního pole a korekční cívky generují doplňková magnetická pole pro řízení polohy a tvaru plazmatu. Pro rychlou stabilizaci a potlačení nestabilit plazmatu mohou být instalovány také cívky označované podle své funkce, například ELM nebo VDE cívky [2].

Magnetické pole reaktoru ITER [2] bude vytvářeno soustavou nízkoteplotních supravodivých elektromagnetických cívek (obr. 19–23) chlazených superkritickým heliem na teplotu −268,65 °C (4,5 K). Maximální toroidální pole reaktoru ITER bude 11,8 T, maximální pole centrálního solenoidu 13 T a poloidálních cívek 6 T.

Obr. 21. Centrální solenoid reaktoru ITER
Obr. 21. Centrální solenoid reaktoru ITER
 
Obr. 24. Stabilizační magnetické cívky reaktoru ITER
Obr. 24. Stabilizační magnetické cívky reaktoru ITER

Cívky centrálního solenoidu budou vyrobeny ze slitiny niobu a cínu Nb3Sn a jsou projektovány na maximální elektrický proud generovaný v plazmatu 17 MA. Cívky toroidálního pole budou vyrobeny také ze slitiny Nb3Sn, cívky poloidálního pole a korekční cívky ze slitiny niobu a titanu NbTi. Energie uložená v supravodivých cívkách přesáhne 51 GJ. Energetická spotřeba magnetického systému včetně chlazení dosáhne 35 MW.

 
Obr. 25. Supravodivé kabely reaktoru ITER budou vyrobeny ze slitin Nb₃Sn a NbTi a budou chlazeny na teplotu 4,5 K. Vpravo je zobrazena závislost kritické proudové hustoty J dolní index c  použitých supravodičů na magnetickém poli. Supravodivé cívky ze slitiny Nb₃Sn si při teplotě 4,5 K zachovávají supravodivost ve výrazně vyšším magnetickém poli než cívky ze slitiny NbTi.
Obr. 25. Supravodivé kabely reaktoru ITER budou vyrobeny ze slitin Nb₃Sn a NbTi a budou chlazeny na teplotu 4,5 K. Vpravo je zobrazena závislost kritické proudové hustoty J dolní index c  použitých supravodičů na magnetickém poli. Supravodivé cívky ze slitiny Nb₃Sn si při teplotě 4,5 K zachovávají supravodivost ve výrazně vyšším magnetickém poli než cívky ze slitiny NbTi.
 

Obr. 25. Supravodivé kabely reaktoru ITER budou vyrobeny ze slitin Nb₃Sn a NbTi a budou chlazeny na teplotu 4,5 K. Vpravo je zobrazena závislost kritické proudové hustoty Jc použitých supravodičů na magnetickém poli. Supravodivé cívky ze slitiny Nb₃Sn si při teplotě 4,5 K zachovávají supravodivost ve výrazně vyšším magnetickém poli než cívky ze slitiny NbTi.

V současnosti se již průmyslově vyrábějí vysokoteplotní supravodiče HTS (High Temperature Superconductor) pracující při teplotách kapalného dusíku (cca 50 K). Použití HTS v budoucí fúzní elektrárně sníží spotřebu chlazení magnetických cívek více než na polovinu. V reaktoru ITER budou HTS použity pouze pro propojky mezi přívodními měděnými kabely a nízkoteplotními supravodiči.

Pro snížení tepelných ztrát bude celý reaktor se supravodivými cívkami umístěn do vakuového kryostatu (obr. 26). Součástí kryostatu bude tepelné stínění, chlazené plynným heliem o teplotě 80 K (obr. 27), jehož hlavním úkolem bude absorbovat tepelné záření z okolních konstrukcí. Kryogenní systém bude mít celkově 5 heliových chladicích větví o teplotách 3,9 K, 4,2 K, 4,5 K, 50 K a 80 K.

Obr. 26. Kryostat reaktoru ITER
Obr. 26. Kryostat reaktoru ITER
Obr. 27 Tepelné stínění reaktoru chlazené heliem o teplotě 80 K
Obr. 27 Tepelné stínění reaktoru chlazené heliem o teplotě 80 K

Kryogenní systém bude kromě magnetického systému chladit také další technologie, především kryogenní vývěvy vakuového systému. Vývěvy vakuové komory budou připojeny na spodní porty pod divertorem (obr. 28, 29). Vakuový systém bude zajišťovat vakuum ve vakuové komoře, kryostatu a v dalších reaktorových zařízeních. Orientační velikosti evakuovaného prostoru a úrovně pracovního vakua reaktoru ITER jsou následující:

objem [m3]tlak [Pa]
Vakuová komora133010−6
Kryostat850010−4
Kryogenní systém250010−5
Systém ohřevu NBI17010−7
Systémy ohřevu ICRH, ECRH10−5
Obr. 30. Segment vakuové komory reaktoru ITER s cívkou toroidálního magnetického pole a podpůrnou konstrukcí
Obr. 30. Segment vakuové komory reaktoru ITER s cívkou toroidálního magnetického pole a podpůrnou konstrukcí
Obr. 28. Vakuová komora reaktoru ITER
Obr. 28. Vakuová komora reaktoru ITER
Obr. 29. Kryogenní vakuová vývěva reaktoru ITER s čerpací rychlostí 100 m³/s připojená na port pod divertorovou kazetou
Obr. 29. Kryogenní vakuová vývěva reaktoru ITER s čerpací rychlostí 100 m3/s připojená na port pod divertorovou kazetou
 

Ohřev plazmatu

Obr. 31. Systém ohřevu a neinduktivního generování elektrického proudu plazmatu
Obr. 31. Systém ohřevu a neinduktivního generování elektrického proudu plazmatu

Pro dosažení teplot potřebných pro průběh termojaderné reakce na úrovní stovek mil. K musí být plazma ohříváno fyzikálně i technicky vysoce sofistikovaným systémem (obr. 31).

Nejprve je plazma ohříváno vysokým indukovaným elektrickým proudem v řádu milionů ampér. Ohřev elektrickým proudem patří mezi nejjednodušší metodu ohřevu. Se vzrůstající teplotou ale klesá elektrický odpor plazmatu a ohřev se stává neúčinným. Ohmický ohřev je proto funkční maximálně do teploty 50 mil. K. Pro další ohřev plazmatu slouží svazky neutrálních atomů a radiofrekvenční vlny [3].

Obr. 32. Injektor neutrálních atomů reaktoru ITER
Obr. 32. Injektor neutrálních atomů reaktoru ITER

Ohřev svazkem neutrálních atomů spočívá ve vytvoření svazku urychlených neutrálních atomů deuteria, který je vstřikován do plazmatu. V injektoru neutrálního svazku NBI (Neutral Beam Injector) reaktoru ITER zobrazeném na obr. 32 je deuteriový plyn nejprve ionizován na záporné ionty a tyto ionty jsou elektrickým polem urychleny na vysokou rychlost. Urychlené ionty jsou pak zpětně neutralizovány průletem deuteriovým plynem a jako neutrální atomy jsou vysokou rychlostí injektovány do reaktoru. Neutralizace atomům umožňuje průlet magnetickým polem. Neutrální atomy pronikají do plazmatu, kde se opět ionizují, jsou zachyceny magnetickým polem a pak srážkami předávají svoji energii částicím plazmatu a tím plazma ohřívají.

Reaktor ITER bude vybaven dvěma injektory NBI pro ohřev plazmatu svazkem atomů deuteria o energii 1 MeV. Celkový výkon injektorů bude 33 MW.

Radiofrekvenční ohřev využívá toho, že elektromagnetické vlny jsou pohlcovány ionty a elektrony plazmatu, pokud frekvence vln odpovídá harmonickým násobkům jejich cyklotronové rezonanční frekvence. Protože se cyklotronová frekvence iontů a elektronů liší, rozlišujeme elektronový ohřev ECRH (Electron Cyclotron Resonance Heating), iontový ohřev ICRH (Ion Cyclotron Resonance Heating) a dolnohybridní ohřev LHRH (Lower Hybrid Resonance Heating).

Obr. 33. Systém iontového radiofrekvenčního ohřevu ICRH reaktoru ITER
Obr. 33. Systém iontového radiofrekvenčního ohřevu ICRH reaktoru ITER

Elektromagnetické vlny jsou generovány mimo prostor reaktoru a k vakuové komoře jsou vedeny koaxiálními kabely nebo vlnovody. Na vnitřní stěně vakuové komory jsou umístěny antény, které vyzařují vlny do plazmatu (obr. 33). Absorbováním energie vln se plazma ohřívá. Přesným směrováním zářičů elektronového ohřevu lze vysokofrekvenční vlny také využít pro zmírňování některých nestabilit plazmatu, jako jsou magnetické ostrovy.

V reaktoru ITER bude instalováno 5 antén ECRH o frekvenci 170 GHz o celkovém výkonu 20 MW a 2 antény ICRH o frekvenci 50 MHz také o celkovém výkonu 20 MW.

Zařízení ohřevu budou současně využita pro neinduktivní generování elektrického proudu. Vstřikováním tangenciálního svazku urychlených neutrálních atomů dochází mezi svazkem a plazmatem k množství srážek vedoucích kromě ohřevu následně také ke vzniku elektrického proudu. Elektromagnetické vlny systému radiofrekvenčního ohřevu mohou zase na svém čele zachytit nabité částice plazmatu, podobně jako mořské vlny surfaře tyto částice nést a generovat tak elektrický proud. Funkce ohřevu plazmatu a neinduktivní generace elektrického proudu jsou proto obvykle řešeny společně systémem H&CD (Heating & Current Drive).

Diagnostika plazmatu

Pro provoz fúzního reaktoru je nezbytné v reálném čase monitorovat základní parametry plazmatu, jako je prostorové rozdělení teploty, tlaku a hustoty elektronů a iontů nebo chemické složení plazmatu, a identifikovat probíhající procesy jako jsou pohyb částic, elektrický proud, změny magnetického pole nebo rychlost fúzní reakce [3].

Měření a sledování parametrů plazmatu komplikuje jeho vysoká teplota, která až na výjimky vylučuje použití kontaktních senzorů. Proto je diagnostika plazmatu postavena především na měření a analýze záření. Pasivní metody sledují záření, které emituje plazma – rentgenové záření, rádiové záření, viditelné a infračervené záření nebo vylétávající neutrální částice a ionty. Aktivní metody analyzují záření, které je emitováno při interakci plazmatu s laserovými, mikrovlnnými nebo částicovými svazky. Důležitou skupinu diagnostiky tvoří také prostorová měření magnetického a elektrického pole a elektrických proudů v plazmatu.

Spektroskopická diagnostika využívá následující přístroje:

  • rychlé kamery pro viditelné světlo,
  • rychlé kamery pro infračervené záření a termografii,
  • bolometry (směrové snímače celkového vyzářeného výkonu),
  • spektrometry pro blízké UV, viditelné a blízké infračervené záření, monochromátory a polychromátory,
  • detektory rentgenového záření,
  • scintilační detektory a kamery pro tvrdé rentgenové záření,
  • fotonásobiče,
  • laserovou diagnostiku Thomsonova rozptylu a další.

Mikrovlnná diagnostika využívá interferometry, reflektometry a radiometry. Pro diagnostiku elektrických a magnetických polí se používají Langmuirovy sondy, magnetické cívky a Hallovy senzory.

Langmuirovy sondy reprezentují jednu z mála metod kontaktního měření vlastností termojaderného plazmatu. Divertorové Langmuirovy sondy jsou zapuštěny do povrchu divertorových terčů a analyzují dopadající plazma. Reciproké Langmuirovy sondy jsou na krátkou dobu vsunuty do plazmatu a jsou vytaženy dříve, než dojde k jejich destrukci. Langmuirovy sondy měří elektrický potenciál plazmatu nebo iontový saturační proud úměrný hustotě plazmatu.

Obr. 34a. Fotografie plazmatu uvnitř vakuové komory tokamaku COMPASSObr. 34b. Počítačová rekonstrukce tvaru plazmatu na základě naměřených dat v druhé polovině komoryObr. 34. Fotografie plazmatu uvnitř vakuové komory tokamaku COMPASS a počítačová rekonstrukce tvaru plazmatu na základě naměřených dat v druhé polovině komory

Jaderné komponenty

V případě jaderné reakce deuteria a tritia se fúzní energie v reaktoru uvolňuje ve formě kinetické energie heliových jader a neutronů, které vznikají při fúzní reakci. V důsledku zákona zachování hmoty a energie odpovídá rozdělení energie obrácenému poměru hmotnosti heliového jádra a neutronu: přibližně 4/5 uvolněné energie odnáší neutron a 1/5 energie získává heliové jádro. Héliové jádro je kladně nabité, a proto zůstává spoutáno magnetickým polem v plazmatu, ve kterém předává svou energii ostatním částicím a ohřívá tak plazma. Neutrony bez elektrického náboje opouštějí plazma a pronikají do jaderných komponent reaktoru uvnitř vakuové komory, kde předávají svou energii a jsou pohlceny. Chlazením jaderných komponent je energie neutronů ve formě tepla odváděna ven z reaktoru a může být využita k výrobě elektrické energie [4].

Fúzní neutrony uvolňované při reakci deuteria a tritia mají energii 14 MeV. V energetickém reaktoru bude tok těchto neutronů dosahovat až 1,5 MW/m2 a způsobovat rozsáhlá radiační poškození jaderných komponent:

  • poškození struktury materiálů v rozsahu 20–150 dpa (displacement per atom),
  • vodíkové a heliové křehnutí kovů v důsledku reakcí (n, p), (n, α) a poškozené struktury materiálu,
  • transmutace atomů.

Konstrukční materiály jaderných komponent proto musí být vysoce radiačně odolné a poškozené jaderné komponenty musí být vyměnitelné s pomocí dálkových manipulátorů i několikrát za dobu provozu reaktoru.

Obr. 35. Jaderné komponenty fúzního reaktoru
Obr. 35. Jaderné komponenty fúzního reaktoru

Nejcitlivější částí reaktoru na neutronové záření jsou supravodivé magnetické cívky, u kterých může pod vlivem neutronového záření dojít k lokálnímu zvýšení teploty nebo změně struktury supravodivého materiálu způsobující lokální ztrátu supravodivosti. Ztráta supravodivosti vyvolá prudké ohřátí cívky protékajícím elektrickým proudem, var chladícího média a může vést až k úplné destrukci cívky. Protože magnetické cívky bezprostředně obklopují vakuovou komoru, musí dojít k pohlcení fúzních neutronů uvnitř vakuové komory. Hranicí jaderné zóny je proto vnitřní stěna vakuové komory. Komponenty v jaderné zóně se označují jako jaderné komponenty nebo jaderné technologie. Jde především o tzv. první stěnu, blanket a divertor (obr. 35 a 36). První stěna a divertor jsou nejvíce zatížené konstrukce fúzního reaktoru a jsou společně označovány jako komponenty vystavené plazmatu PFC (Plasma Facing Components).

Obr. 36. Příčný řez vakuovou komorou reaktoru ITER
Obr. 36. Příčný řez vakuovou komorou reaktoru ITER
Obr. 37. Blanket a první stěna reaktoru ITER
Obr. 37. Blanket a první stěna reaktoru ITER

První stěna (First Wall) je stěna bezprostředně vystavená plazmatu. Úkolem první stěny je chránit konstrukci reaktoru před přímým působením plazmatu. První stěna bude nominálně zatížena tepelným tokem do hodnoty přibližně 0,5 MW/m2, avšak poměrně často bude lokálně vystavena vyšším tepelným tokům při přímé interakci s plazmatem. Při výjimečných poruchách plazmatu může tepelné zatížení první stěny lokálně dosáhnout až 40 GW/m2 a může dojít k natavení nebo vypaření tenké povrchové vrstvy stěny. Při vážnějším poškození povrchu bude příslušná část první stěny vyměněna.

Obr. 38. Vzorek první stěny reaktoru ITER a schéma jeho příčného řezu
Obr. 38. Vzorek první stěny reaktoru ITER a schéma jeho příčného řezu
Obr. 39. Modul blanketu reaktoru ITER. Modul má funkci stínění a chlazení a nebude produkovat tritium. Rozměr modulu je přibližně 1 × 1 × 0,5 m.
Obr. 39. Modul blanketu reaktoru ITER. Modul má funkci stínění a chlazení a nebude produkovat tritium. Rozměr modulu je přibližně 1 × 1 × 0,5 m.
Obr. 40. Divertor fúzního reaktoru odklání okrajové silokřivky magnetického pole a směruje okrajovou vrstvou plazmatu na divertorové terče. Poslední uzavřený magnetický povrch protínající se v tzv. X-bodu se označuje jako separatrix.
Obr. 40. Divertor fúzního reaktoru odklání okrajové silokřivky magnetického pole a směruje okrajovou vrstvou plazmatu na divertorové terče. Poslední uzavřený magnetický povrch protínající se v tzv. X-bodu se označuje jako separatrix.

Vzorek první stěny reaktoru ITER je zobrazen na obr. 38. První stěna je tvořena berylliovou vrstvou o tloušťce 10 mm difúzně navařenou technologií HIP (Hot Isostatic Pressing) na chladič z měděné slitiny CuCrZr. Chladičem protéká v nerezových trubkách chladící voda o tlaku 4 MPa a teplotě 70–110 °C. Nosná konstrukce první stěny je vyrobena z nerezové oceli AISI 316 LN-IG.

Blanket označuje vnitřní obložení vakuové komory, které vyplňuje prostor mezi první stěnou a vakuovou nádobou. První stěna může být součástí blanketu nebo předsazenou samostatnou konstrukcí před blanketem. Blanket energetického reaktoru bude plnit následující důležité funkce:

  • absorpce neutronového toku z plazmatu,
  • přeměna kinetické energie fúzních neutronů na teplo,
  • odvod uvolněné energie z reaktoru,
  • produkce tritia pro palivový cyklus reaktoru.

Výroba tritia bude probíhat jadernou reakcí fúzních neutronů s lithiem. Protože je hlavní produkční jaderná reakce exotermická, je vedlejším produktem výroby tritia další energie. Blanket tak nejenom přeměňuje kinetickou energii fúzních neutronů na teplo, ale současně sám generuje další energii. V blanketu tak dochází k energetické multiplikaci fúzního výkonu.

Blanket reaktoru ITER nebude vyrábět tritium a jeho úkolem bude pouze odstínění neutronového záření a odvod uvolněné energie z reaktoru do chladicího systému. Bude vyroben z austenitické oceli AISI 316 LN-IG a bude chlazen vodou o tlaku 4 MPa (obr. 39).

Nejvíce zatíženou jadernou komponentou fúzního reaktoru je divertor (obr. 40, 41), který vymezuje hranice plazmatu a umožňuje odvod odpadního helia a nečistot z reaktoru. Nominální tepelná zátěž divertorových terčů se předpokládá na úrovni 5 MW/m2, výkonové špičky na úrovní až 20 MW/m2. Divertor je umístěn v dolní, případně dolní i horní, části vakuové komory a skládá se z magnetických cívek, divertorových terčů a nosné konstrukce. Pomocí magnetických cívek divertor odklání (divertuje) okrajové magnetické silokřivky udržující plazma a směruje je na své terče. Povrchová vrstva plazmatu proudí podél posledního uzavřeného magnetického povrchu separatrix do divertoru (obr. 40). Tím dochází ke změně struktury okraje plazmatu, kde se vytvářejí podmínky pro vznik transportní bariéry a následné zlepšení udržení energie plazmatem. Vyšší udržení energie v důsledku vytvoření tepelné transportní bariéry na okraji plazmatu je označováno jako H- mód na rozdíl od normálního stavu označovaného jako L-mód.

Odvodem části povrchové vrstvy plazmatu divertor současně tvaruje plazma, omezuje interakci plazmatu s konstrukcí reaktoru a chrání tak první stěnu. V konfiguracích bez divertoru je okraj plazmatu vymezen výstupky první stěny tzv. limitery, které předstupují před první stěnu a jsou v přímém kontaktu s plazmatem. Limitery přitom způsobují znečištění plazmatu atomy, které se z nich uvolňují při interakci s plazmatem, rychle erodují a jejich výměna je obtížná. Naopak princip divertoru a vakuování komory v prostoru divertoru minimalizují průnik částic z terčů do plazmatu. Divertorové terče proto mohou být vyrobeny i z tepelně odolných prvků s vysokým atomovým číslem jako je například wolfram. Současně mohou být divertorové terče menší a uzpůsobené pro pravidelnou výměnu.

Důležitou funkcí divertoru energetického reaktoru je čistění plazmatu od helia vznikajícího jako odpad při fúzní reakci. Zvyšující se množství jader helia v plazmatu snižuje hustotu paliva a zpomaluje fúzní reakci. Protože jádra helia společně s ostatními částicemi plazmatu migrují k okraji plazmatu, odčerpávání okrajové vrstvy divertorem umožňuje odvádět z plazmatu i jádra helia. Současným doplňováním fúzního paliva pak v plazmatu dochází ke snižování koncentrace helia.

Obr. 41. Divertorová kazeta s terči reaktoru ITER
Obr. 41. Divertorová kazeta s terči reaktoru ITER
Obr. 42. Divertorový terč reaktoru ITER. Terče jsou vyrobeny z wolframových bloků s měděným chladicím kanálem.
Obr. 42. Divertorový terč reaktoru ITER. Terče jsou vyrobeny z wolframových bloků s měděným chladicím kanálem.

Činnost divertoru vyžaduje ochlazování divertorovaného plazmatu a v případě energetického reaktoru také jeho odvod z vakuové komory. Plazma je proto směrováno na divertorové terče z tepelně odolného materiálu a k ochlazení plazmatu dochází v konečném stupni přímým kontaktem s povrchem těchto terčů. V případě experimentálních reaktorů je celková energie absorbovaná terči nízká, avšak při kontinuálním provozu výkonných energetických reaktorů bude velmi vysoká. Terče budou nepřetržitě vystaveny proudu horkého plazmatu s vysokým podílem jader helia a nárazově několikanásobně vyšším výkonovým špičkám při nestabilitách plazmatu.

Divertorové terče reaktoru ITER budou tvořeny wolframovými monobloky s chladícími trubkami z měděné slitiny CuCrZr s vestavěnými turbulizátory proudění. Budou chlazeny vodou o tlaku 4 MPa a teplotě 70–200 °C (obr. 41, 42).

Odvod vysokých tepelných toků klade vysoké nároky na materiál a konstrukci terčů. Maximální povrchová teplota, termomechanické vlastnosti a termohydraulické parametry terčů limitují maximální přípustný tepelný tok na divertorové terče a tím mohou zpětně omezovat parametry samotného plazmatu. Proto probíhá intenzivní vývoj divertorových terčů, které by poskytly funkčnost a výkonovou rezervu i pro velmi vysoké tepelné toky. Při návrhu konstrukce energetického reaktoru jsou současně vytvářeny podmínky pro servisní dostupnost divertoru a jeho modulární vyměnitelnost v průběhu provozování reaktoru.

 

Poděkování

Převzaté obrázky a fotografie byly použity s laskavým svolením ITER (www.iter.org), EUROfusion (www.euro-fusion.org), Fusion for Energy (fusionforenergy.europa.eu) a Ústavu fyziky plazmatu AV ČR (www.ipp.cas.cz).
Poděkování patří Ing. Milanu Řípovi, CSc., a RNDr. Radomíru Pánkovi, Ph.D., za pečlivé přečtení rukopisu a cenné poznámky.

Použitá literatura

  1. G. McCracken, P. Stott, Fúze – energie vesmíru, Mladá Fronta, 2006
  2. J. How, et al., PD-Plant Description, IO IDM 2X6K67, ITER Organization, 2009
  3. M. Řípa, a kol., Řízená termojaderná syntéza pro každého – 4U, ÚFP AV ČR, Praha 2013, dostupné na
    https://www.euro-fusion.org/downloads/
  4. Entler S., Jaderná fúze – budoucnost energetiky, Energetika 3 (2015) 136
English Synopsis
An Introduction to Fusion Energy – Reactor technologies

Nuclear fusion is the energy source of the Sun and all other stars. Time is coming when nuclear fusion will produce electricity. A five-part series Mastery of sun describes the state of the art of developing a fusion power plant. The third article focuses on reactor technologies. The main fusion reactor components are the magnetic and vacuum systems. Important support systems include a cryogenic system, plasma heating and current drive system, diagnostic and control systems and nuclear components. The nuclear components are a first wall, divertor, and blanket. Plasma facing components, the first wall, and divertor, are the most loaded parts of the fusion reactor.

 
 

Reklama

ZOBRAZIT PLNOU VERZI
© Copyright Topinfo s.r.o. 2001-2020, všechna práva vyhrazena.