Základy fúzní energetiky IV. – Jaderné komponenty
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. Čtvrtá část se věnuje zátěži jaderných komponent a konstrukci blanketu energetického reaktoru. Termojaderné plasma je vysoce stochastický systém trpící řadou poruch udržení. Mezi nejzávažnější poruchy udržení plazmatu patří nestability lokalizované na okraji plazmatu ELM, změny vertikální polohy plazmatu, disrupce a ubíhající elektrony. Interakce plazmatu s konstrukcí reaktoru následně klade vysoké požadavky na materiály vystavené plazmatu první stěny a divertoru. Důležitou součástí energetického fúzního reaktoru je také blanket reaktoru, zajišťující odvod energie z reaktoru a výrobu tritia. Existuje mnoho konstrukčních návrhů blanketu, některé z nich budou testovány v reaktoru ITER.
Nestability plazmatu
Termojaderné plazma představuje vysoce stochastický systém částic, ve kterém kromě externě vyvolaných procesů a vlastní samoorganizace probíhá řada náhodných jevů. Tyto jevy se obecně označují jako nestability plazmatu. Pokud nestabilita plazmatu naruší jeho udržení magnetickým polem, dojde k interakci plazmatu s povrchem komponent vystavených plazmatu a ke skokovému zvýšení jejich tepelného zatížení (obr. 43). Při velké nestabilitě současně dojde k ochlazení plazmatu a zastavení fúzní reakce. Žádná nestabilita plazmatu nemůže vést k nekontrolované jaderné reakci nebo jaderné havárii [1].
Obr. 43. Fotografie poruchy ELM (Edge Localized Mode) ve fúzním reaktoru JET. Prostřední obrázek ukazuje prostor vakuové komory. Nalevo je normální provozní stav, při kterém je plazma tvarováno divertorem a dopadá na divertorové terče. Napravo je nestabilita ELM, při kterém se část plazmatu zhroutila na první stěnu a divertor. Bílá barva na krajních obrázcích označuje místo interakce plazmatu s povrchem komponent.Vzhledem ke stochastickému chování plazmatu nelze nestability považovat za mimořádné události a komponenty vystavené plazmatu musí být navrženy a vyrobeny s ohledem na jejich vliv. Protože je ale tepelná odolnost komponent omezena technologickými možnostmi, je odstranění nebo snížení vlivu nestabilit jedním z hlavních cílů výzkumu fyziky plazmatu.
Obr. 44. Prototyp zařízení MGI pro systém DMS (Disruption Mitigation System) reaktoru ITER. Zařízení dokáže vstříknout do plazmatu přesnou dávku plynu o vysokém tlaku do 5 ms od detekce vzniku nestability.
V rámci výzkumu vlivu nestabilit jsou vyvíjeny diagnostické a řídící metody, které umožňují předvídat chování plazmatu a zpětnovazebně je řídit. Jádrem výzkumu je porozumění procesům v plazmatu a nalezení způsobů jak tyto procesy ovládat. Příkladem zpětnovazebního systému (real-time feedback close loop control) je vertikální stabilizace plazmatu, která drobnými změnami magnetického pole udržuje plazma ve středu komory a brání tím kontaktu plazmatu s konstrukcí reaktoru. Příkladem invazivních systémů v otevřené smyčce (open loop control) jsou zařízení MGI (Massive Gas Injection), která při identifikaci rozvoje závažné nestability plazmatu vstřikují do plazmatu pod tlakem plyn, deuterium, argon nebo neon (obr. 44). Plyn způsobí ochlazení plazmatu doprovázené okamžitou změnou lokálního elektrického odporu a vyvolá tím pomalou disrupci s postupným vyzářením energie s minimálními dopady na konstrukci reaktoru.
Z hlediska vlivu na reaktorové konstrukce se nestability plazmatu odlišují celkovou deponovanou energií, délkou trvání a pravděpodobností výskytu. Kritickými nestabilitami jsou v tomto pohledu:
- nestability lokalizované na okraji plazmatu ELM (Edge Localized Mode),
- disrupce (Disruption),
- ubíhající elektrony (Runaway Electrons).
Nejčastějšími nestabilitami způsobujícími interakci plazmatu s povrchem komponent vystavených plazmatu jsou nestability lokalizované na okraji plazmatu ELM (Edge Localized Mode). Tepelný tok při ELM dosahuje 1 až 10 GW/m2 při délce trvání cca 0,5 ms (obr. 43). ELM nestability jsou obtížně odstranitelné a komponenty by měly být schopné působení ELM zvládnout bez vážnějšího poškození.
Obr. 45. Zhroucení plazmatu na první stěnu fúzního reaktoru JET při disrupci. Žlutá a červená barva označují místo kontaktu plazmatu s první stěnou.
Nejzávažnějšími nestabilitami plazmatu jsou disrupce. Disrupce označuje kolaps plazmatu, který může mít různé příčiny a různý průběh. Při disrupci může v plazmatu docházet ke změnám elektrického proudu a magnetického pole, které jsou následované zhroucením plazmatu na povrch komory. Tepelný tok při disrupcích může dosáhnout až 15 GW/m2 po dobu cca 0,1–10 ms (obr. 45).
Popis příčin vzniku disrupcí a nalezení způsobu jejich předcházení je jedním z cílů současného výzkumu. Obecně disrupce může mít (ale nemusí) až několik fází. Nejprve se objeví změny v chování plazmatu a vzroste elektrický proud nebo hustota plazmatu. Tyto změny prahově přerostou ve fluktuace magnetického pole, změnu profilu elektrického proudu a změnu indukčnosti plazmatu následovanou impulsem opačného napětí mnohonásobně většího než je nominální indukované napětí transformátorem reaktoru. Impuls způsobí zastavení elektrického proudu v plazmatu rychlostí až 100 MA/s (Current Quench), okamžitou ztrátu udržení plazmatu následovanou přímou interakcí plazmatu s povrchem komory (Thermal Quench) a silový ráz na reaktorovou konstrukci. U velkých fúzních reaktorů může silový ráz dosáhnout až desítek tisíc tun.
Disrupce je také závěrečnou etapou dalšího typu nestability – změny vertikální polohy plazmatu VDE (Vertical Displacement Event). Tato nestabilita může mít pro konstrukci reaktoru závažné následky, protože způsobuje intenzivní kontakt plazmatu s první stěnou (obr. 46). Tepelný tok při závěrečné disrupci VDE dosahuje až 15 GW/m2 po dobu cca 1,5 ms. Protože posun plazmatu trvá relativně dlouhou dobu (v reaktoru ITER se předpokládá až 300 ms), lze VDE úspěšně potlačit zpětnovazebním řízením polohy plazmatu a zabránit závěrečné disrupci nebo výrazně snížit její energii.
Obr. 46. Schéma průběhu poruchy vertikální polohy plazmatu VDE (Vertical Displacement Event). Plazma se postupně posunuje vzhůru nebo dolů, dokud se nedostane do kontaktu s první stěnou. Vpravo snímek z fúzního reaktoru JET. Žlutá a červená barva označují místo kontaktu plazmatu s první stěnou.
Obr. 47 Dopad svazku ubíhajících elektronů na první stěnu fúzního reaktoru JET. V místě dopadu došlo k tavení povrchové vrstvy první stěny do hloubky 2 mm. Červená barva označuje místo kontaktu ubíhajících elektronů s první stěnou.Nejintenzivnější, naštěstí úzce lokalizovanou nestabilitou plazmatu je vznik svazků tzv. ubíhajících elektronů. Za určitých okolností mohou elektrony v plazmatu vytvořit samostatný elektronový svazek, který pak toroidálně obíhá reaktorem a neustále se urychluje elektrickým polem reaktoru. V okamžiku získání dostatečné energie svazek překoná magnetické pole a dopadne na první stěnu. Ubíhající elektrony působí na malé ploše extrémním výkonem až 40 GW/m2 po dobu 0,1–5 ms. Vysoký výkon svazku způsobí roztavení exponovaného povrchu až do hloubky několika milimetrů (obr. 47). Při kontaktu ubíhajících elektronů s první stěnou vzniká intenzivní tvrdé rentgenové záření.
Shrnutí tepelných toků v reaktoru ITER při jednotlivých nestabilitách plazmatu uvádí tabulka 2 [2–4]. V tabulce je také uveden předpokládaný vliv nestabilit na deponovaný povrch komponent vystavených plazmatu a projektový počet jednotlivých událostí.
| Událost | Energie vyzářená na PFC [MJ/m2] | Délka události [ms] | Tepelný tok na povrch PFC [MW/m2] | Roztavená vrstva PFC [mm] | Vypařená vrstva PFC [mm] | Projektový počet událostí |
|---|---|---|---|---|---|---|
| ELM (nepotlačená) | 2 | 0,4 | 5 000 | 0,22 | 0,25 | 0 |
| Disrupce (potlačená) | 1 | 3 / 9 | 333 / 111 | 0,01 | 0 | 2700 |
| Disrupce (nepotlačená) | 10 | 3 / 9 | 3333/1111 | 0,8 | 0,07 | 300 |
| VDE (potlačená) | 14 | 300 | 40 | 0,81 | 0,038 | 135 |
| 1,5 | 1 470 | |||||
| VDE (nepotlačená) | 34 | 300 | 40 | 0,86 | 0,42 | 15 |
| 1,5 | 14 700 | |||||
| Ztráta udržení při přechodu z H do L módu | 120 | 3000 | 40 | 0,4 | 0,8 | 0 |
| Ubíhající elektrony | 300 | 1 | 300 000 | 1,8 | N/A | 0 |
Jaderné materiály
Z vysokého zatížení komponent vystavených plazmatu vyplývají požadavky na materiály, ze kterých mohou být tyto komponenty vyrobeny. Tyto materiály se společně označují jako materiály vystavené plazmatu PFM (Plasma Facing Materials) [5].
Vysoký tepelný tok a přímá interakce s horkým plazmatem především vyžadují použití materiálů s vysokou tepelnou odolností a vysokou tepelnou vodivostí. Tepelná odolnost zabrání nebo minimalizuje tavení a odpaření materiálu při rychlém ohřevu povrchu, tepelná vodivost umožní rychlé odvedení tepla do chladících kanálů a současně minimalizuje termomechanická napětí v materiálu. Seznam požadavků na materiály je ale delší:
- vysoká tepelná odolnost, vysoká teplota tání,
- vysoká tepelná vodivost,
- vysoké atomové číslo z hlediska minimalizace rozprašování (sputtering),
- nízké atomové číslo z hlediska minimalizace energetických ztrát plazmatu,
- nízká neutronová aktivace,
- nízká absorpce a permeabilita vodíku,
- nízká retence vodíku,
- nízká afinita k vodíku,
- vysoká pevnost,
- vysoká tažnost,
- nízká eroze a koroze,
- cenová dostupnost.
Materiál se všemi uvedenými vlastnostmi neexistuje, takže volba vhodných materiálů je vždy větším či menším kompromisem. Proto probíhá intenzivní vývoj a hledání nových vhodných materiálových řešení. Záleží také na konstrukci komponent, která může požadavky na použité materiály zmírnit.
Obr. 48. Erozní poškození povrchu uhlíkového kompozitu CFC v reaktoru JET
Doposud byly nejvíce zatížené komponenty vystavené plazmatu vyráběny především z uhlíkového kompozitu CFC (Carbon Fibre Composite) [6]. Při rozsáhlém testování na fúzním reaktoru JET se však výrazně projevila silná erozivita CFC (obr. 48) a také vysoké ukládání vodíku v CFC. Vysoká retence vodíku se nakonec stala hlavní příčinou, že v reaktoru ITER nebude CFC použitý.
Jako vhodný materiál namísto CFC byl zvolen wolfram. Wolfram se ve fúzních reaktorech příliš nepoužíval, protože díky vysokému atomovému číslu se jeho atomy v plazmatu stávají při ionizaci intenzivním zdrojem rentgenového záření a způsobují vysoké energetické ztráty. Divertorové řešení s uzavřeným evakuovaným divertorem ale brání zpětnému průniku atomů z povrchu divertorových terčů do plazmatu, a proto je možné wolfram jako povrchový materiál terčů použít.
Obr. 49. Rekrystalizace a rozvoj trhlin wolframu při cyklické tepelné zátěži
Wolfram je dnes považován za nejvhodnější materiál pro komponenty vystavené plazmatu. Problémem ale je, že trpí při teplotách nad 1200 °C rekrystalizací, při nízkých teplotách vodíkovým a héliovým křehnutím a jeho pracovní pásmo je pouze 800–1200 °C (obr. 49). Materiálový výzkum a vývoj se proto soustředí na řešení, které by odstranilo nedostatky čistého wolframu: wolframové kompozity, lamináty, wolframové funkčně gradované materiály FGM (Functionally Graded Materials), slitiny nebo povrchové zpevnění wolframu oxidy ODS (Oxide Dispersion Strengthening) [7].
První stěna reaktoru ITER bude vyrobena z beryllia (obr. 38). Důvodem jsou fyzikální vlastnosti beryllia, především velmi nízké atomové číslo, díky kterému nebude vyzařování iontů beryllia v plazmatu ovlivňovat energetickou bilanci plazmatu. Nepříjemným důsledkem použití beryllia je nutnost ochrany před toxickým berylliovým prachem. Divertor reaktoru ITER bude vyroben z monobloků čistého wolframu (obr. 42).
Hlavním konstrukčním materiálem jaderné zóny reaktoru ITER bude austenitická ocel AISI 316 LN-IG (ITER Grade) ze které bude vyrobena celá vakuová komora, blanket reaktoru a nosné konstrukce první stěny i divertoru.
Korozivzdorné oceli se dělí podle své krystalické struktury do tří hlavních skupin na austenitické, martenzitické a feritické oceli. Austenitické oceli jsou charakteristické přítomností austenitické struktury, tuhého roztoku uhlíku v železe. Mají nízkou mez kluzu, vysokou houževnatost, jsou nemagnetické, kyselinovzdorné a velmi dobře odolávají korozi. Ocel AISI 316 LN obsahuje méně než 0,03 % uhlíku, 17–19 % chrómu, 13–15 % niklu, 2–3 % molybdenu, 2 % manganu a malé příměsi křemíku, fosforu a síry.
V energetickém reaktoru budou materiály zatíženy neporovnatelně vyšším neutronovým tokem, a proto se použití austenitické oceli zvažuje pouze pro vakuovou komoru. Jaderné komponenty by měly být vyrobeny z nízkoaktivovatelných feriticko-martenzitických ocelí, jako jsou EUROFER97, F82H, nebo RUSFER.
Feriticko-martenzitické nízkoaktivovatelné oceli (RAFMS – Reduced Activation Ferritic-Martensitic Steel) mají vysokou odolnost proti radiačnímu poškození a neobsahují prvky způsobující po ozáření dlouhodobou vysokou radioaktivitu. Radioaktivita RAFMS ocelí klesne na rozdíl od austenitických ocelí cca po 100 letech po vyjmutí z reaktoru pod úroveň aktivity nízkoaktivních odpadů. RAFMS oceli jsou oproti austenitickým ocelím charakteristické vyšším obsahem uhlíku, absencí niklu a molybdenu a obsahem chrómu 8–10 %. Při tomto obsahu chrómu ocel vykazuje nejen dostatečnou korozní odolnost, ale odolnost vůči neutronovému záření. Ocel EUROFER97 obsahuje 0,11 % uhlíku, 9 % chrómu, 0,4 % manganu; 0,15–0,25 % vanadu a malé příměsi fosforu, síry, bóru, dusíku a kyslíku.
V případě ocelové první stěny se zvažuje její povrchové pokrytí wolframem nebo zpevnění oxidy ODS. Divertor energetického reaktoru bude vyráběn z nových wolframových materiálů, jako jsou wolframové lamináty, kompozity nebo funkčně gradované materiály.
Blanket energetického reaktoru
Obr. 50. Blanket reaktoru ITER, tvořený vodou chlazenými bloky z austenitické nerezavějící oceli
Obr. 51. Systém chlazení první stěny, blanketu a divertoru reaktoru ITER
Blanket bude při energetickém využívání jaderné fúze jednou z hlavních součástí fúzního reaktoru, protože zajistí odvedení energetického výkonu z reaktoru a bude produkovat potřebné tritium.
Existující fúzní zařízení s minimálním fúzním výkonem a krátkými výkonovými pulsy odvod tepla z reaktoru ani radiační stínění ve formě blanketu nepotřebovala. Pouze fúzní reaktory s dlouhými pulsy byly vybaveny chlazením první stěny a divertoru. Výroba tritia také nebyla doposud nutná. Reaktor ITER bude první fúzním zařízením, ve kterém bude blanket nainstalován. Blanket reaktoru ITER ale ještě nebude produkovat tritium a bude zajišťovat pouze odvod tepla a radiační stínění. Konstrukčně bude tvořen jednoduchými vodou chlazenými ocelovými bloky (obr. 39, 50 a 51).
Blanket energetického reaktoru bude muset, na rozdíl od blanketu ITER, produkovat tritium v množství potřebném pro provoz reaktoru. Protože se při fúzní reakci uvolňuje právě jeden neutron, dosažení soběstačnosti v produkci tritia bude vyžadovat maximální využití těchto neutronů. Bez dalších opatření by musely být využity všechny neutrony do jednoho, což není technicky možné. Je proto nutné jednak omezit konstrukce mezi plazmatem a tritiovou plodivou zónou, aby pokud možno nedocházelo k pohlcování neutronů mimo tuto zónu, a jednak neutrony multiplikovat.
Obr. 52. Blanket energetického fúzního reaktoru
První stěna proto bude co nejtenčí a bude integrální součástí blanketu (obr. 52). Minimalizace rozměrů první stěny včetně chladících kanálů ale komplikuje její konstrukční řešení, které musí být schopné odvádět dopadající tepelný tok. Energetická zátěž první stěny je shrnuta v tabulce 3 [8].
| Zátěž | Typ zátěže | Označení | Projektová hodnota |
|---|---|---|---|
| Neutronová zátěž | Neutronový tok | ΦN | 1,5 MW/m2 |
| Tepelná radiace | Tepelný tok | ΦC | 0,5 MW/m2 |
| Interakce s plazmatem | Tepelný tok | ΦSOL | 5 MW/m2 |
Tritium bude získáváno reakcí fúzních neutronů a lithia. Lithium v blanketu může být v pevné formě keramické látky Li2SiO4 nebo Li2TiO4, v tekuté formě eutektické slitiny s olovem LiPb, která obsahuje 17 % lithia a 83 % olova, nebo jako fluoridová sůl Flibe, směs fluoridu lithia LiF a fluoridu beryllia BeF2. Volba formy lithia předurčuje podobu blanketu. V plodivé zóně bude kromě lithia rozmístěn neutronový multiplikátor beryllium nebo olovo, který umožní vyprodukovat dostatek tritia pro tritiovou soběstačnost reaktoru.
Dalším důležitým východiskem při návrhu blanketu je volba chladícího média. Fúzní reaktory jsou charakteristické vysokým nominálním tepelným tokem z plazmatu do okolních konstrukcí a extrémním tepelným tokem při přímé interakci s plazmatem (tab. 2, 3), který řádově překračuje tepelné toky obvyklé v energetice a v ostatních odvětvích průmyslu. Odvod tepla při těchto tepelných tocích vyžaduje vysokou intenzifikaci přestupu tepla do chladícího média a vývoj nových konstrukčních řešení chladících kanálů. V současnosti jsou zvažována tři různá chladící média: helium, tekutý kov LiPb a voda. Možnosti intenzifikace chlazení jsou pro jednotlivá chladící média různá a volba konkrétního média může omezit maximální přípustný tepelný tok na povrch chlazených komponent (tab. 4).
| Způsob chlazení | Maximální tepelný tok na první stěnu | Maximální tepelný tok na terče divertoru |
|---|---|---|
| Helium | < 1 MW/m2 | < 10 MW/m2 |
| Voda | < 2,5 MW/m2 | < 20 MW/m2 |
| Var podchlazené vody | < 5 MW/m2 |
Helium je inertní látka nativně přítomná ve fúzním reaktoru jako chladicí médium kryogenního systému, médium pro transport tritia a také jako odpad fúzní reakce. Technologie helia je dobře průmyslově zvládnutá a dostupná, a proto by bylo výhodné použít helium i pro chlazení reaktoru [9]. Heliové chlazení ale nemá dostatečný potenciál pro odvod vysokých tepelných toků i přes masivní intenzifikaci přestupu tepla (obr. 53) a nezbytná rychlost proudění helia při chlazení způsobuje při oběhu v konstrukci reaktoru vysoké hydraulické ztráty [10]. Navíc musí být helium při vysokém tepelném toku dostatečně chladné, aby teplota tepelně zatíženého povrchu nepřesáhla maximální pracovní teplotu materiálu. Tento požadavek limituje výstupní teplotu hélia na cca 500 °C a při výrobě elektřiny nelze využít vysokoteplotní termodynamický cyklus s vysokou účinností. Vážným problémem je také globální nedostatek helia. Helium je sice odpadem fúzní reakce, ale ztráty helia mohou být vyšší než jeho produkce.
Obr. 53. Návrh héliového chlazení první stěny s V-žebrováním. Tepelný tok působí zdola. Intenzifikace přestupu tepla V-žebrováním dosahuje až 180 %. Parametry helia jsou 8 MPa, 300–500 °C.
Obr. 54. Návrh duálního chlazení blanketu heliem a LiPb v blanketu DCLL. Helium chladí první stěnu a konstrukci blanketu, LiPb odvádí teplo uvolněné v objemu blanketu. Parametry helia jsou 8 MPa, 300–500 °C, parametry LiPb jsou 0,1 MPa, 500–700 °C.
Eutektická slitina LiPb je jednou z látek uvažovaných pro výrobu tritia. Proto může být výhodné využít slitinu také pro chlazení reaktoru a zjednodušit tak konstrukci blanketu. Tekutý kov však interaguje s magnetickým polem reaktoru. Kritické pro chlazení jsou změny magnetického pole reaktoru, při kterých může magnetické pole výrazně změnit parametry proudění slitiny v chladících kanálech. Nestability plazmatu a změny operačních režimů reaktoru proto mohou při použití LiPb nepřímo ovlivňovat odvod tepla z reaktoru. Dalším problémem je únik vyprodukovaného tritia z LiPb při zvyšování rychlosti jeho proudění. Z obou uvedených důvodů je preferováno velmi pomalé proudění LiPb, které ale snižuje využitelný chladící výkon média. Nalezeným kompromisem je dvojí chlazení blanketu (Dual Cooling), při kterém jsou první stěna a konstrukce blanketu chlazeny heliem a LiPb odvádí teplo uvolněné v objemu blanketu. V současném evropském návrhu blanketu DCLL (Dual Coolant Lithium Lead) 60 % tepla odvádí slitina LiPb a 40 % helium (obr. 54). Výhodou kombinace médií je možnost ohřát LiPb na vysokou teplotu, protože nechladí komponenty vystavené plazmatu, a díky tomu dosáhnout vysokou teplotu média sekundárního okruhu elektrárny s odpovídající vyšší účinností termodynamického cyklu.
Posledním uvažovaným chladícím médiem je voda [11]. Voda je ve fúzním reaktoru cizorodá látka. Únik vody do vakuové komory způsobí komplikace při následné evakuaci komory a výrazně prodlouží dobu odstavení reaktoru. Únik vody do plodivé zóny zase může vyvolat exotermickou reakci vody s lithiem doprovázenou uvolňováním vodíku s nebezpečím exploze. Kromě toho se ve vodě budou aktivovat korozní produkty a díky tomu bude aktivní celý primární okruh, podobně jako je tomu u vodou chlazených jaderných elektráren.
Přes uvedená rizika je voda vážným kandidátem na chlazení, protože jako jediné chladicí médium má schopnost v podmínkách fúzního reaktoru spolehlivě odvádět očekávané vysoké tepelné toky.
Na rozdíl od ostatních zvažovaných médií lze v případě vody využít pro odvod tepla skupenské teplo varu. Tato metoda chlazení se označuje jako var pochlazené kapaliny (subcooled flow boiling) a spočívá v lokálním využití skupenského tepla varu pro odvod tepla při zachování jednofázového proudění chladiva. Voda se na chlazeném povrchu vypařuje, avšak v hlavním proudu pára kondenzuje zpět na kapalinu. Na vstupu a výstupu chladícího kanálu je proudění chladiva jednofázové, v teplosměnném úseku je proudění dvoufázové. Var podchlazené kapaliny významně intenzifikuje přestup tepla a je schopen vyřešit chlazení všech zatížených komponent vystavených plazmatu (tab. 4).
Obr. 55. Blanket chlazený vodou o parametrech chlazení jaderných elektráren PWR/VVER. Parametry vody jsou 15,5 MPa, 285–325 °C.
V případě chlazení blanketu vodou je možné využití stávající technologie chlazení tlakovodních jaderných elektráren PWR/VVER (obr. 55). Vzhledem k výše uvedeným rizikům vodního chlazení se ale vysoký tlak chladicí vody 15,5 MPa může ukázat jako neoptimální. Reaktor ITER využije pro chlazení jaderných komponent vodu o tlaku 4 MPa. Optimální konstrukce blanketu není prozatím jasná a země podílející se na fúzním výzkumu vyvíjejí různá řešení. Vyvíjených variant blanketu je tak více než dvacet. Varianty se označují jednotně čtyřmi písmeny – první dvě písmena charakterizují způsob chlazení a druhá dvě písmena charakterizují produkci tritia. Tabulka 5 uvádí nejobvyklejší typy těchto označení.
| Chlazení blanketu | Produkce tritia | ||||
|---|---|---|---|---|---|
| HC | Helium Cooled | chlazení heliem | CB | Ceramic Breeder | keramické lithium Li4SiO4, Li2TiO3 |
| WC | Water Cooled | chlazení vodou | PB | Pebble beds | kazety s kuličkami Li4SiO4 |
| SC | Single Cooled | chlazení tekutým kovem LiPb | LL | Lithium Lead | tekutá slitina LiPb |
| DC | Dual Coolant | chlazení heliem a LiPb nebo Flibe | CR | Ceramic, Reflector | keramické lithium s grafit. reflektorem |
| MS | Molten Salt | fluoridová sůl Flibe | |||
Testovací moduly blanketu TBM
Obr. 56. Testovací moduly blanketu TBM
Testovací moduly blanketu TBM (Test Blanket Module) představují samostatný experiment projektu ITER s cílem ověřit vyvíjená řešení blanketu a vybrat z nich ta nejlepší. Moduly TBM jsou technicky plně funkčním fragmentem blanketu budoucího energetického reaktoru a budou konstrukčně provedeny podle navrženého řešení blanketu včetně použitých materiálů, chlazení a produkce tritia. Každý modul TBM proto bude vybaven vlastním technologickým zázemím TBS (Test Blanket System), které bude provádět diagnostiku modulu, odvod tepla, čištění médií a separaci tritia. Pro celkovou analýzu stavu a výměnu TBM budou v blízkosti reaktoru k dispozici horké komory TBM. Za dobu provozu reaktoru ITER proběhnou tři fáze testování TBM, ve kterých budou moduly postupně zdokonalovány a optimalizovány.
V reaktoru ITER bude instalováno celkem 6 testovacích modulů TBM, rozmístěných po dvojicích do tří ekvatoriálních portů reaktoru (obr. 56). Seznam schválených variant TBM, které budou testovány, je uveden v tabulce 6. Každý typ bude postupně testován ve třech fázích zaměřených na různé charakteristiky blanketu. Pokud budou fáze probíhat úspěšně, nepředpokládá se testování jiných typů TBM.
| Země | Typ | Název | Chladivo | Forma lithia |
|---|---|---|---|---|
| EU | HCPB | Helium Cooled Pebble Beds | Helium | keramika Li4SiO4 |
| EU | HCLL | Helium Cooled Lithium Lead | Helium | tekutý kov LiPb |
| Japonsko | WCCB | Water Cooled Ceramic breeder | Voda | keramika Li2TiO3 |
| Korea | HCCR | Helium cooled Ceramic with Reflector | Helium | keramika Li4SiO4 |
| Čína | HCCB | Helium Cooled Ceramic Breeder | Helium | keramika Li4SiO4 |
| Indie | LLCB | Lithium Lead cooled Ceramic Breeder | LiPb | keramika Li2TiO3+LiPb |
Obr. 57. Řez evropským TBM typu HCPB
Evropská unie vyvíjí čtyři varianty blanketu uvedené v tabulce 7, z nichž dvě jsou hlavní a dvě záložní [12, 13]. Za hlavní evropské varianty jsou označovány heliem chlazený blanket s kazetami s keramickým lithiem HCPB (obr. 57) a héliem chlazený blanket s tekutou eutektickou slitinou LiPb HCLL. Obě tyto varianty budou testovány v reaktoru ITER. Záložními variantami jsou vodou chlazený blanket WCLL s tekutou eutektickou slitinou LiPb a blanket DCLL duálně chlazený heliem a eutektickou slitinou LiPb.
Moduly TBM budou testovat výrobu a další technologie tritia v podmínkách blízkých energetickému reaktoru DEMO, avšak nebudou sloužit k výrobě tritia pro provoz reaktoru ITER, protože získané tritium zdaleka nepokryje spotřebu reaktoru. Reaktor ITER bude tritium po celou dobu svého provozu kupovat.
| TBM | HCLL | HCPB | DCLL | WCLL |
|---|---|---|---|---|
| Konstrukční materiál | Eurofer | Eurofer | Eurofer | Eurofer |
| Pracovní pásmo konstrukce [°C] | 300/550 | 300/550 | 300/550 | 285/480 |
| Plodivý a multiplikační materiál | LiPb | Li4SiO4/Be | LiPb | LiPb |
| Pracovní pásmo plodivého mat. [°C] | 300/600 | 300/920 | 300/500 | 326/543 |
| Chladivo | He | He | He / LiPb | voda |
| Vstupní a výstupní teplota [°C] | 300/500 | 300/500 | 300/400 (He) 300/500 (LiPb) | 285/325 (FW) 300/325 (BZ) |
| Tlak chladiva [MPa] | 8 | 8 | 8/0.1 | 15.5 |
| Počet chladících okruhů | 1 | 2 | 2 | 2 |
| Maximální konstrukční teplota [°C] | 550 | 550 | 550 | 480 |
| Transportér tritia | LiPb | He | LiPb | LiPb |
| Vodíková antipermeační vrstva | není | není | SiCf/SiC | není |
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), Forschungszentrum Jülich (www.fz-juelich.de), Karlsruhe Institute of Technology (www.kit.edu) a Institute for Magnetic Fusion Research CEA (irfm.cea.fr).
Poděkování patří Ing. Milanu Řípovi, CSc. a RNDr. Radomíru Pánkovi, Ph.D., za pečlivé přečtení rukopisu a cenné poznámky.
Použitá literatura
- G. McCracken, P. Stott, Fúze – energie vesmíru, Mladá Fronta, 2006
- R. Mitteau, et al, Lifetime analysis of the ITER first wall under steady state and off normal load, Symposium on Plasma Facing Materials and Components PFMC-13, Rosenheim, Německo 2011
- R. Raffray, et al, Effect of Runaway Electrons and VDE's on ITER First Wall, 20. Symposium on Fusion Technology, Marseille, Francie 1998
- S. Putvinski, Runaway Electrons in Tokamaks and Their Mitigation in ITER,12th IAEA Technical Meeting on Energetic Particles in Magnetic Confinement Systems, Austin, USA 2011
- D. Stork, et al, Materials R&D for a timely DEMO: Key findings and recommendations, Fusion Engineering and Design 89 (2014) 1586–1594
- T. Loewenhoff, et al., Tungsten and CFC degradation under combined high cycle transient and steady state heat loads, Fusion Engineering and Design 87 (2012) 1201–1205
- S. Entler, Materiály pro jadernou fúzi, MAT21 Materiály pro nové tisíciletí 6 (2013) 5–7
- L. V. Boccaccini, FW thermo-hydraulic layout – need of reliable heat load specifications, European Fusion Physics Workshop, Split, December 2014
- P. Norajitra, Divertor Development for a Future Fusion Power Plant, KIT Scientific Publishing 2011
- K. Kleefeldt, S. Gordeev: Performance limits of a helium-cooled divertor (unconventional design), Forschungszentrum Karlsruhe, Wissenschaftliche Berichte, FZKA 6401, 2000
- J. Aubert, et al, Design development of a DEMO blanket vertical segment – Water-cooled LiPb concept, EFDA IDM EFDA_D_2JNFUP, v.1.1, CEA France, 2013
- L. V. Boccaccini, Progress in EU blanket technology, Fusion science and technology 64 (2013) 615–622.
- L. V. Boccaccini, EUROFusion – Breeding Blanket Project, PMP Presentation, Breeding Blanket Project Board Meeting, Garching, April 11th, EUROfusion IDM 2L6ZS7_v1_0, EUROfusion, 2014
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 fourth article deals with the nuclear components load and design of the power reactor blanket. Thermonuclear plasma is highly stochastic system characterized by a series of confinement failures. The most serious plasma disturbances include the edge localized mode instabilities ELM, vertical displacement events, disruptions and runaway electrons. The following plasma-wall interaction puts high demands on plasma facing materials of the first wall and divertor. The important component of the fusion power reactor also is the reactor blanket, ensuring the removal of energy from the reactor and the production of tritium. There are many design proposals of the blanket, some variants of them will be tested in ITER.
