London 2004

Konferencja naukowo-techniczna
NAUKA I TECHNIKA WOBEC WYZWANIA BUDOWY
ELEKTROWNI JĄDROWEJ
„MĄDRALIN 2013”
Warszawa, 13-15 lutego 2013 roku. Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej
FUZJA LASEROWA JAKO PRZYSZŁE
ŹRÓDŁO ENERGII
Europejski projekt HiPER dotyczący przygotowania
infrastruktury dla zademonstrowania efektywnej
syntezy laserowej
Jerzy Wołowski
Instytut Fizyki Plazmy i Laserowej Mikrosyntezy w Warszawie
Reakcja syntezy d-t - surowce i produkty
Reakcje fuzji uwalniają
znacznie więcej energii niż
reakcje rozszczepienia.
Energia fuzji i rozszczepienia
Reakcje fuzji
uwalniaja znacznie
wiecej energii niz
reakcje
rozszczepienia
Reakcje fuzji
3.5 MeV
14.1 MeV
Deuter – z wody morskiej (0.02%
wodoru w wodzie to wodór ciezki,
czyli deuter)
4.8 MeV
7%
Masową produkcję energii
syntezy jąder D i T można
uzyskać w gorącej plazmie
odpowiednio długo
utrzymywanej przed rozlotem.
2.466 MeV
93%
Tryt – z litu (lekkiego metalu
wystepujacego w skorupie ziemskiej
i w wodzie morskiej)
Energia uwolniona – 26 MWh/g
(dla 5000 gospodarstw domowych
przez 1 dzien)
Okres połowicznego rozpadu trytu = 12,3 lat.
Zalety i znaczenie opanowania
fuzji termojądrowej dla produkcji energii
Zalety energetyki termojądrowej:

praktycznie nieograniczone zasoby surowców
(deuter z wody morskiej i lit dla produkcji trytu – w skorupie ziemskiej),

nie wytwarza gazów cieplarnianych,

znacznie wydajniejsza od tzw. odnawialnych źródeł energii,

nie produkuje długożyciowych odpadów radioaktywnych,

nie ma zagrożenia wybuchem i rozproszeniem materiałów radioaktywnych.
Opanowanie kontrolowanej syntezy t-j dla produkcji energii jest obecnie
jednym z najważniejszych i najtrudniejszych zadań światowej nauki i
technologii.
Ma to doprowadzić do uzyskania nowego, praktycznie niewyczerpalnego
źródła energii bezpiecznego dla ludności i środowiska.
Prace w tym zakresie są realizowane w dużych ośrodkach badawczych w
Europie, St. Zjed. A.P., Japonii i w innych krajach z wielkim nakładem środków.
Dwie główne drogi
do osiągnięcia efektywnej syntezy t-j
Opanowanie kontrolowanej syntezy t-j dla produkcji energii jest realizowane
dwoma metodami:
►
►
z magnetycznym utrzymaniem plazmy – MCF
z inercyjnym utrzymaniem plazmy za pomocą laserów – IFE.
► MCF – magnetyczne utrzymanie plazmy t-j
w układach typu tokamak i stellarator:
T - temperatura ≈ 108 °C (10 keV)
t - czas utrzymania w pułapce magnetycznej ~10 sek
n - koncentracja ≈ 1014 jonów/cm3 (powietrze ~1019 cząst./cm3).
Badania fuzji w wersji MCF realizowane są w Polsce w ramach asocjacji EURATOMIFPiLM obejmującą kilkanaście ośrodków.
► IFE - inercyjne utrzymanie plazmy t-j z wykorzystaniem laserów:
T - temperatura ≈ 108 °C (10 keV)
t - czas inercyjnego utrzymania skomprymowanege paliwa DT ≈ 3×10-11 sek
n - koncentracja ≈ 3×1025 jonów/cm3
(gęstość ~1000 razy większa niż ciekłego DT).
Badania fuzji w wersji IFE realizowane są w Polsce w IFPiLM w projektu HiPER.
Wielkie fuzyjne urządzenia przedreaktorowe
obecnie budowane i uruchamiane
Lab. NIF – optymalizacja fuzji
laserowej IFE (LNLL, proj. USA).
Tokamak ITER (MCF) budowany
we Francji (światowy proj. MCF):
Wymiary: a = 2 m, R = 6 m
Moc: Pin. = 70-120 MW, Pfus. = 0,5-1 GW
Prąd: do 15 MA, Pole mag. = 5,3 T.
HiPER – europejski projekt lasera
fuzyjnego - pokazany na następnych
slajdach.
Lab. LMJ – budowane dla optymalizacji
fuzji laserowej (Bordeaux, proj. Francuski.
Konwencjonalna synteza laserowa
z centralnym zapłonem paliwa DT
Lasera oświetla
sferyczną tarczę
z paliwem DT
Plazma ekspandując
komprymuje paliwo DT
(efekt „rakietowy”)
Gęstość
paliwa DT
~1000 gcm-3
Zapłon paliwa DT w
centrom przy temp.
~100 mln stopni K.
Stosując impuls lasera NIF o energii 1,5 MJ (3 harmoniczna
lasera Nd – 351 nm) o czasie trwania kilku nsek można uzyskać
150 kJ promieniowania X zaabsorbowanego w mikrotarczy.
Gęstość i temperatura gorącej plazmy DT ~1 g/cm3 i < 5 keV.
Wydzielona energii fuzji wyniesie ok. 20 MJ.
Sprawność Elas. / Efus. > 15.
Direct Drive
Struktura mikrotarczy stosowanej
do badań fuzji laserowej (przykład)
Indirect Drive
Laser NIF i target typu Hohlraum
stosowane w LNLL (USA) do badania
syntezy laserowej z tzw. napędem pośrednim (indirect drive)
Laser NIF (National Ignition Facility) ma 192 wiązki.
Generuje impulsy o długości fali 1054 nm (1-sza harmoniczna), czasie trwania kilku nsek,
energii do 3 MJ i mocy do 500 TW.
Impuls 3-ej harmonicznej (351 nm) ma energię do 1,5 MJ.
Promieniowanie X w tarczy Hohlraum absorbowana w mikrotarczy – 150 kJ.
Target typu
Hohlraum
Laserowa syntezy t-j
z „szybkim zapłonem”
Wielowiązkowy laser o dużej energii (3w, 200-300 kJ, 510 ns) wstępnie komprymuje sferycznie kapsułkę z
deuterem i trytem (DT).
I
mpuls lasera wielkiej mocy (3w, 70-100 kJ, ~10 ps, setki
PW), generuje impuls szybkich elektronów lub jonów ,
który lokalnie inicjuje reakcję syntezy we wstępnie
skomprymowanej gęstej plazmie DT.
Energia wiązki cząstek przekazana do paliwa DT wynosi
15 – 20 kJ a gęstość mocy ~1020 W/cm2.
Laserowa syntezy t-j
z zapłonem silną falą uderzeniową
Wielowiązkowy laser o dużej energii (3w, ~200 kJ, ~10 ns, 50 TW) wstępnie
komprymuje sferycznie kapsułkę z deuterem i trytem (DT).
Intensywny krótki impuls wielkiej mocy na końcu impulsu komprymującego
(3w, ~100 kJ, 500 ps, 200 TW) generuje silną falę uderzeniową inicjującą
zapłon paliwa DT w centrum tarczy
Silna zbieżna fala uderzeniowa
generowana impulsem
wielkiej mocy.
Hot
DT
spot
Rozbieżna fala
uderzeniowa rozchodząca
się od gorącego centrum.
HiPER
Projekt europejskiej infrastruktury laserowej
dla energetyki termojądrowej i badań podstawowych
Project HiPER
European High Power Laser Energy Research Facility,
Preparatory Phase Study
Grant Agreement No.: 211737
Europejski Projekt HiPER jako
jedyny w świecie przygotowuje
infrastrukturę dla IFE z szybkim
zapłonem z użyciem laserów
działających z dużą częstością
repetycji (z dużą mocą średnią)
wymaganą dla reaktora t-j).
Projekt koncepcyjny
infrastruktury HiPER
Układ HiPER ma
zademonstrować
efektywność IFE w skali
czasowej 10-12 lat,
DWA CELE BUDOWY INFRASTRUKTURY HiPER:
 demonstracja efektywnej inercyjnej (laserowej) syntezy termojądrowej
 realizacja badań ekstremalnych stanów materii.
Wykorzystanie infrastruktury HiPER
dla rozwoju najnowszych kierunków badań
i zastosowań (nie-energetycznych)

Badania relatywistycznych oddziaływań laser-materia,

Badania generacji szybkich jonów i relatywistycznych elektronów,

Wytwarzanie i zastosowania femto- i attosekundowych
impulsów promieniowania X,

Laserowo-plazmowa symulacja zjawisk i obiektów astrofizycznych,

Mikro- i nano-inżynieria materiałowa wykorzystujące intensywne
strumienie elektronów i jonów,

Wzbudzanie reakcji jądrowych strumieniami cząstek
i promieniowaniem gamma,

Wytwarzanie intensywnych wiązek protonów dla potrzeb medycyny
nuklearnej,

Rozwój nowoczesnych metod i urządzeń pomiarowych.
Udział IFPiLM w realizacji Projektu HiPER
(Pakiety Robocze: WP9, WP10 i WP12)
IFPiLM mógł się podjąć realizacji zadań objętych Projektem HiPER dzięki
dotychczasowemu doświadczeniu i dorobkowi naukowymu w zakresie badań
laserowo-plazmowych i fuzji laserowej.
► Zadania w WP9 i WP10: „FUSION”
Opracowanie syntezy laserowej w wersjach „protonowego szybkiego
zapłonu” i zapłonu silną falą uderzeniową.
► Zadania w WP12: „FUNDAMENTAL SCIENCES”
Opracowanie programu badań dla układu HiPER:
- laserowego przyspieszania jonów
- symulacja zjawisk astrofizycznych z użyciem strumieni plazmowych
generowanych laserem.
Najważniejsze korzyści
wynikające z uczestnictwa Polski w Projekcie HiPER
■
Zwiększenie uczestnictwa Polski w europejskich programach
dotyczących rozwoju energetyki t-j w wersji IFE.
■
Wzmocnienie pozycji polskich zespołów w konkursach o
granty europejskie w obszarze badań plazmy i fuzji laserowej
oraz w staraniach o kontrakty technologiczne.
■
Rozwój dziedzin pośrednio związanych z badaniami
laserowo-plazmowymi, takich jak np. optoelektronika,
technologie materiałowe, diagnostyka i terapia medyczna,
nowe metody pomiarowe i inne.
Dziękuję za uwagę!