Fuzja perspektywa 2050

Transkrypt

1 W sekcji MIKROSYSTEMY: Tomasz Grzebyk z Politechniki Wrocławskiej za poster: Koncepcja integracji mikrosystemu typu MEMS z miniaturową pompą próżniową W sekcji MATERIAŁY ELEKTRONICZNE I FOTONICZNE: Jakub Kaczmarski z Instytutu Technologii Elektronowej za poster: Cienkie warstwy amorficzne In-Ga-Zn-O do zastosowań w elektronice przezroczystej Uśmiechniętych laureatów konkursu dla Młodego Naukowca przedstawiono na Fot. 6. Komitet Naukowy Konferencji ELTE 2013 zdecydował, aby w konkursie SPIE na najlepszy komunikat (ustny lub posterowy) dla studentów i doktorantów przyznać dwie równorzędne nagrody za I miejsce dla: Anny Jusza z Instytutu Mikroelektroniki i Optoelektroniki Politechniki Warszawskiej za poster: Kompozytowe materiały polimerowe do zastosowań w światłowodach aktywnych nowej generacji Kariny Kwapiszewskiej z Wydziału Chemii Politechniki Warszawskiej za referat sekcyjny pt: Półautomatyczny system mikroprzepływowy imitujący fizjologię guza nowotworowego in vivo Trzy równorzędne nagrody II stopnia otrzymali: Stanisław Stopiński z Instytutu Mikroelektroniki i Optoelektroniki Politechniki Warszawskiej za poster pt: System nadawczo-odbiorczy WDM w technologii fotoniki scalonej, Rys. 6. Laureaci konkursu młodych naukowców Fig. 6. Laureats of young researches competition Grzegorz Wielgoszewski z Politechniki Wrocławskiej za referat pt: Skaningowa mikroskopia termiczna jako narzędzie do ilościowej charakteryzacji właściwości cieplnych nanostruktur oraz Konrad Nieradka z Politechniki Wrocławskiej za prezentację ustną pt: Belki mikromechaniczne jako platforma czujnikowa dla diagnostyki chemicznej i biomedycznej. Fuzja perspektywa 2050 prof. dr hab. inż. Ryszard S. Romaniuk Politechnika Warszawska, Instytut Systemów Elektronicznych Europejska Mapa Drogowa Fuzji EMDF Profesor Pierre-Gilles de Gennes powiedział w czasie swojego wykładu noblowskiego z dziedziny fizyki w roku 1991 o energetyce termojądrowej następujące słowa: Mówimy, że zamkniemy słońce w pudełku. Idea znakomita. Nie wiemy tylko jak zbudować to pudełko. Reakcja termojądrowa jest głównym, poza energią grawitacyjną, źródłem energii gwiazd. Kontrolowana reakcja termojądrowa mogłaby stać się przyszłym, bezpiecznym i czystym, źródłem energii dla ludzkości, po wyczerpaniu paliw kopalnych. W Planie Strategicznym Unii Europejskiej dotyczącym rozwoju technologii energetycznych wyrażono konieczność intensyfikacji i stabilizacji prac na rzecz zapewnienia produkcji energii elektrycznej z fuzji jądrowej do roku Mapę Drogową dla Fuzji (EMDF), w porozumieniu z Komisją Europejską, opracowała i uaktualnia organizacja EFDA Europejskie Porozumienie Rozwoju Fuzji. Organizacja EFDA zapewnia ramy międzynarodowe prac nad przyszłym źródłem energii. Porozumienie EFDA podpisało 28 krajów, w tym Polska. EFDA jest częścią programu Unii Europejskiej EURATOM. Asocjacja EURATOM Europejska Wspólnota Energii Atomowej (European Atomic Energy Community) podlega obecnie formalnemu przekształceniu w Konsorcjum Europejskie. Celem działań jest uczynienie z Fuzji wiarygodnego źródła energii. Metodą jest realizacja ściśle opracowanej Mapy Drogowej Rozwoju Fuzji. Pierwszy etap prac został zdefiniowany w perspektywie programowej KE Horyzont Mapa Drogowa Fuzji była poprzedzona analizami prowadzonymi od roku 2000 i eksperymentami, takimi jak JET od końca lat siedemdziesiątych 20 wieku. Kamieniami milowymi na europejskiej drodze fuzyjnej są JET Joint European Torus) wspólny tokamak eksperymentalny w Culham koło Oxfordu, ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) tokamak, IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) i DEMO (Demonstracyjna Testowa Elektrownia Termonuklearna). Kluczową rolę w tym cyklu rozwojowym odgrywa obecnie eksperyment ITER. Fuzja aneutronowa i neutronowa W Europie koniczna jest budowa źródła elektronów o energii 14 MeV do prowadzenia badań materiałów dla fuzji. Eksperyment DEMO (testowa elektrownia termojądrowa) będzie jedynym etapem na drodze do komercyjnej elektrowni termojądrowej. Materiałowe badania neutronowe są konieczne bowiem reakcja DT jest wysokoneutronowa. Neutrony pochodzące z tej reakcji fuzji posiadają energię kinetyczną ok. 14 MeV. Reakcje niskoneutronowe (fuzja aneutronowa) wymagają warunków znacznie trudniejszych do uzyskania, tzn. wyższych temperatur i ciśnienia. O fuzji aneutronowej mówi się jeśli ilość energii unoszonej przez neutrony z całkowitej energii uwolnionej w reakcji fuzyjnej nie przekracza 1%. W reakcji DT ilość energii unoszonej przez neutrony wynosi aż 80%. Reakcja DT przebiega według reguły: 2 H + 3 H (n + 14,1 MeV) + ( 4 H + 3,5 MeV). Podczas takiej reakcji egzotermicznej wydzielana jest energia kinetyczna produktów oraz promieniowanie gamma. Energia ta jest następnie rozpraszana w otoczeniu miejsca reakcji. Następni energia powinna być odebrana z tego miejsca i przetworzona na energię elektryczną. Wydzielona energia jest proporcjonalna do deficytu masy reakcji. Deficyt masy w takich reakcjach, także z innymi atomami niż D i T, jest ujemny aż do żelaza. Jądra atomowe (nuklidy) innych pierwiastków mają różne energie wiązania nukleonu (protonów i neutronów). Największą energię wiązania na jeden nukleon ma żelazo. W konsekwencji, dla pierwiastków ciężkich reakcją egzotermiczna nie jest fuzja a rozszczepienie. Stąd, energetyka jądrowa korzysta z paliwa uranowego. Fuzja jąder lekkich, naładowanych dodatnio, jest możliwa po pokonaniu bariery potencjału elektrostatycznego. Jądra muszą mieć odpowiednią energię kinetyczną uzyskiwaną w wyniku podgrzania lub w akceleratorach. Do fuzji dochodzi jeśli jądra zbliżą się na odległość dostatecznie małą, że silne przyciągające oddziaływania jądrowe przewyższą odpychające oddziaływania elektrostatyczne. Istnieją niesprawdzone teorie fuzji zimnej nuklidów (elektrolityczna, palladowo- Elektronika 6/

2 cyrkonowa, niklowo-wodorowa, sonofuzja, piroelektryczna, magnetyczna, spontaniczna). Reakcje aneutronowe o największym przekroju czynnym są np: D + 3 He ( 4 He + 3,6 MeV) + (p + 14,7 MeV), lub z udziałem litu D + 6 Li 2 4 He + 22,4 MeV, a także inne z udziałem Li, He i B. Prowadzone są prace badawcze nad fuzją aneutronową tzw. metodą Wielostudni (polywell) w urządzeniu zwanym fuzorem, a w szczególności Maszyną Z na terenie Laboratorium Narodowego Sandia (Albuquerque) w USA. Potencjalnie fuzor miałby prostszą konstrukcję od tokamaku takiego jak JET czy ITER. Polywell łączy metody magnetyczną i inercyjną elektrostatyczną uwięzienia plazmy w celu uzyskania kontrolowanej syntezy termojądrowej. Konfiguracja pól utrzymuje elektrony wewnątrz reaktora fuzyjnego, co wywołuje prawie sferyczny znaczny ujemny potencjał elektryczny wykorzystywany do przyspieszania i uwięzienia jonów podlegających syntezie jądrowej. Na Maszynie Z, będącej bardzo silnym generatorem promieniowania X, i kompresorem gorącej materii, testowana jest metoda MagLIF (Magnetized Liner Inertial Fusion). Poszukiwania technologii aneutronowej wynikają po prostu z problemami wynikającymi z przenikliwym promieniowaniem neutronowym. Promieniowanie neutronowe wprowadza silne zniszczenia radiacyjne, prowadzi do neutronowej aktywacji wielu materiałów (materiały stają się silnie promieniotwórcze). Konieczne jest stosowne ekranowanie, operowanie zdalne obszarów z silnym promieniowaniem neutronowym i znaczne środki bezpieczeństwa. Promieniowanie neutronowe nie prowadzi do bezpośredniej generacji elektryczności. Konieczne są stopnie pośrednie. W przypadku promieniowania z udziałem cząstek naładowanych np. protonów, możliwe jest bezpośrednie generowanie energii elektrycznej. Aneutronowy cykl paliwowy (np. D-He, D-Li, He-Li, He-He, p-li, p-b, p-n), w odróżnieniu od cyklu deuter-tryt DT, wymaga znacznie bardziej wymagających warunków technicznych reakcji, znacznie trudniejszych do spełnienia na obecnym stanie techniki. Fuzja inercyjna 74 Metodą alternatywną do fuzji z ograniczeniem magnetycznym jest fuzja z ograniczeniem inercyjnym. Fuzja inercyjna z zapłonem laserowym (który generuje falę uderzeniową w paliwie), testowana w eksperymencie NIF (National Ignition Facility) w Laboratorium Lawrence Livermore w USA. NIF działa na paliwie DT, które podgrzewa impulsowo w czasie ps, mocą w impulsie ponad 1 PW, do temperatury 10 9 K i kompresuje do gęstości 10 6 kg/m 3. Na bazie doświadczeń NIF budowane jest urządzenie LIFE (Laser Inertial Fusion Energy), mogące pracować ze znacznie większą częstotliwością zapłonów, ponad 10 Hz a nawet więcej. NIF jest w stanie dać jeden impuls na kilka godzin. Obecnie obserwuje się znaczy postęp w badaniach nad fuzją z ograniczeniem inercyjnym. Wiodącymi ośrodkami są NIF w USA oraz projekty ELI i HIPER oraz LMJ w Europie. Ogrzana zewnętrzna warstwa pojemnika z paliwem DT eksploduje na zewnątrz generując falę uderzeniową do wewnątrz, kompresując wnętrze targetu. Budowa targetu może być prosta (kulka szklana z paliwem DT), lub skomplikowana tzw. wnęka hohlraum z laserową generacją pośredniej fali rentgenowskiej w środku wnęki. Fala uderzeniowa termiczna i ciśnieniowa, przy dostatecznej energii i odpowiedniej geometrii targetu, o masie 10 mg, powinna spowodować zapłon termojądrowy. Ekwiwalent energetyczny spalenia takiego targetu odpowiada jednej 250 litrowej beczce oleju napędowego. Do chwili obecnej nie udało się uzyskać stabilnego zapłonu termojądrowego ze znaczną nadwyżką energii generowanej nad włożoną. Rozwinięciem początkowej idei fuzji inercyjnej jest fuzja szybka gdzie w momencie maksymalnej kompresji paliwa dodatkowo w punkt kompresji uderza femtosekundowy impuls laserowy petawatowy, lub bardzo szybki subrelatywistyczny, mikrogramowy pocisk materialny. Obecne oceny kosztów produkcji energii komercyjnej z inercyjnej reakcji fuzyjnej są niekorzystne. Ponadto, fuzja inercyjna budzi wątpliwości ze względu na bliskie związki z badaniami nad kompaktową bronią fuzyjną. Fuzja inercyjna posiada, mimo to, znaczny potencjał rozwojowy np. ze względu na możliwość produkcji znacznie więcej neutronów (nawet o wiele rzędów wielkości) niż w czasie reakcji rozszczepiania używanej w takich infrastrukturach jak SNS (Spallation Neutron SOurce) w USA czy projektowanym ESS w Szwecji. Ponadto, badane są koncepcje hybrydowej generacji energii elektrycznej w procesie FF fuzja-rozszczepienie (fusion-fission). Takie badania są np. prowadzone w projekcie LIFE na terenie laboratorium LLNL. Pragmatyczne podejście do energetyki fuzyjnej w Europie i w kraju Europejskie środowisko naukowo-techniczne fuzji postanowiło, że ITER ma być kluczowym elementem mapy drogowej prowadzącej do fuzyjnej energetyki komercyjnej. Doświadczenia uzyskane z eksploatacji maszyny JET są bezpośrednio adaptowane do eksperymentu ITER. Spodziewane jest, że ITER (mamy nadzieję, że to się sprawdzi w praktycznej realizacji) osiągnie większość z założonych i najważniejszych celów badawczych i technicznych, tych które będą niezbędne do podjęcia decyzji o budowie demonstracyjnej elektrowni termojądrowej DEMO. Taką krytyczną datę przeglądu najważniejszych parametrów ustalono na rok Jeszcze ważniejszym punktem Fuzyjnej Mapy Drogowej jest rok Na ten rok ustalono konieczność podjęcia decyzji o budowie infrastruktury DEMO, jeśli do roku 2050 Europa ma podjąć decyzję dotyczącą rozpoczęcia korzystania z komercyjnej energii fuzyjnej czyli na podstawie doświadczeń DEMO podjąć decyzję budowy elektrowni eksploatacyjnej. Do tego czasu trzeba rozwiązać wiele problemów naukowych, technicznych, finansowych a także społecznych. ITER działa z reakcją DT, a więc konieczne jest zwrócenie uwagi na problemy bezpieczeństwa związane z promieniowaniem neutronowym i dotyczące ogólnie budowy i eksploatacji elektrowni termojądrowych. Konsekwencją decyzji zogniskowania wysiłków badawczych i technicznych wokół ITERa jest także silne skupienie zasobów finansowanych proponowanych w europejskiej mapie drogowej fuzji na tym eksperymencie, a w szczególności przygotowanie go do eksploatacji. Nie zakładano dodatkowych środków na budowę i uruchomienie ITERa, co oznacza, że ITER powinien być zbudowany zgodnie z oryginalnym harmonogramem i w ramach zatwierdzonego budżetu. Eksperyment fuzyjny ITER, stojąc na początku drogi do energetyki termojądrowej, nie przesłania już obecnie rozpoczętych prac studialnych nad elektrownią demonstracyjną DEMO. W roku 2010 powołano DEMO Working Group, a następnie w 2011 powołano niezależną grupę ekspercką do opracowania dokumentu dotyczącego Orientacji Strategicznej Programu Fuzyjnego. Do obu tych Grup weszli przedstawiciele Polski (prof. K. Kurzydłowski, prof. W. Dominik). W kraju naukowo techniczne środowisko fuzyjne organizuje się ostatnio w konsorcjum w celu ustanowienia programu badawczego i infrastrukturalnego pozwalającego współdziałać efektywnie z bardzo aktywnym środowiskiem europejskim zgrupowanym w EURATOM. Uczestnikami tworzonego konsorcjum są: IFPiLM, Asocjacja Polatom, IFJ PAN, NCBJ, AGH, oraz Politechnika Warszawska. Pragmatyczne podejście do energetyki termojądrowej opiera się na zdefiniowaniu realistycznych założeń dla elektrowni demonstracyjnej przy ścisłej współpracy z przemysłem, oraz obecnie na całkowitym skupieniu wysiłków na jednym eksperymencie ITER. Koncentrując wysiłki europejskich laboratoriów fuzyjnych, zdefiniowano podejście celowe oparte na ośmiu misjach czyli ściśle wytyczonych priorytetach na Europejskiej Mapie Drogowej Fuzji (EMDF). Warunkiem koniecznym realizacji EMDF jest zapewnienie jego silnie innowacyjnego charakteru poprzez zaangażowanie przemysłu od początku jej realizacji. Celem końcowym jest obarczenie przemysłu całkowitą odpowiedzialnością za komercyjną elektrownię termojądrową, oczywiście po potencjalnym sukcesie elektrowni DEMO czyli po spełnieniu przez tą elektrownię założonych warunków eksploatacyjnych. Jako kluczowy element powodzenia DEMO obecnie przyjmuje się zagadnienie rozwoju materiałów neutronowych. W dziedzinie inżynierii ma- Elektronika 6/2013

3 teriałów neutronowych i fuzyjnych jeszcze istotniejsze jest ciągłe zaangażowanie przemysłu od samego początku realizacji projektów EMDF. Istotnym elementem powodzenia WEMDF będzie umiejętność ograniczenia kosztów budowy, najpierw demonstracyjnej a potem komercyjnej elektrowni fuzyjnej. EMDF zakłada silną współpracę międzynarodową, tak aby Europa, jako wspólny obszar mogła uzyskać niezbędną wiedzę, przed rokiem 2030 do budowy termojądrowej elektrowni demonstracyjnej DEMO. Pragmatyczne podejście do energetyki termojądrowej wymaga poczynienia oczywistych kroków przygotowawczych, związanych bezpośrednio i pośrednio z jej zintensyfikowanym rozwojem na poziomach badawczym i technicznym. Ważnym elementem jest zwiększenie wsparcia dla kształcenia i szkolenia nowych kadr naukowych i technicznych. Oprócz badań technicznych powinny być prowadzone badania podstawowe i podstawowe-stosowane, nie mające bezpośredniego odbicia w priorytetach EDMF, ale stanowiące otoczenie tego projektu. W tym powinny być rozwijane badania teoretyczne nad optymalnymi metodami i elementami składowymi w obszarze projektu oraz powinien następować znaczny rozwój modeli numerycznych. Badania tym obszarze teoretycznym i numerycznym stanowią niezbędny element programu. W kraju trwa dyskusja, która musi być współmierna czasowo z dyskusją europejską nad naszym udziałem w programach fuzyjnych. Oczywisty wybór obecny to: udział w modelowaniu i obliczeniach teoretycznych i numerycznych na danych pomiarowych, udział w Budowie systemów kontrolno pomiarowych. Ale to być może za mało na ambicje tego kraju i jego środowiska naukowo technicznego. Środowisko to zamierza aktywnie występować o budowę w kraju infrastruktury badawczej o skali europejskiej. Tylko współdzielona infrastruktura międzynarodowa obecna i eksploatowana w kraju dołącza nas do elitarnego klubu rozwoju. Taka infrastruktura, np. w postaci pilot-ifmif może być wykorzystywana nie tylko do badań fuzyjnych, materiałowych, ale również biomedycznych, dotyczących technologii atomistycznych, ochrony środowiska, bezpieczeństwa energetycznego, i wielu innych. Fundamentem w krajowych staraniach o opisywaną tutaj infrastrukturę europejską jest timing czas realizacji. Fuzja europejska czas realizacji Realizację założonej mapy drogowej fuzji podzielono na trzy okresy rozwojowe, każdy kończący się kluczowym okresem decyzyjnym. Okres Horyzont 2020 obejmuje lata i jest rozpisany szczegółowo na określone działania, cele, oraz zasoby. Okres ten obejmuje kolejno: budowę fuzora ITER zgodnie z harmonogramem i w ramach zatwierdzonych środków; uruchomienie i eksploatację infrastruktury ITER; kształcenie kadry naukowo technicznej związanej z projektem ITER, a w tym fizyków jądrowych, technologów, inżynierów eksploatacji, automatyków, itp.; promowanie w nowy sposób innowacyjności i konkurencyjności zaawansowanego przemysłu w Europie; oraz ostatecznie stworzenie podstaw decyzyjnych dla budowy elektrowni termojądrowych, takich jak DEMO. Drugi okres obejmuje dekadę i jest związany z eksploatacją infrastruktury ITER. Dla tego okresu opracowano orientacyjny program naukowo techniczny oraz budżet. Eksploatacja powinna odpowiedzieć na pytania dotyczące rozwiązań optymalnych, uzyskania maksymalnej wydajności energetycznej, przekroczenia uzysku energetycznego reakcji termojądrowych na poziomie Q=10 oraz ostatecznie przygotowanie budowy elektrowni DEMO. Dla trzeciego okresu, obejmującego dwie dekady , opracowano program w zarysie i dotyczy one zakończenia eksploatacji infrastruktury ITER, rozpoczęcie budowy infrastruktury DEMO, oraz eksploatacja tej infrastruktury. Misje EMDF Europejskiej Mapy Drogowej Fuzji Podstawowe zagadnienia techniczne do rozwiązania EMDF definiuje osiem fundamentalnych zagadnień teoretycznych i technicznych koniecznych do rozwiązania (tzw. misji) aby możliwe było osiągnięcie dostatecznego stopnia dojrzałości technicznej (polegalnej, niezawodnej, komercyjnej) energetyki fuzyjnej. Te misje określono w następujący sposób: 1. Plazma: Plazma i jej właściwości, obszary pracy tokamaka; 2. Ciepło: System odbioru ciepła; 3. Materiał: Materiały odporne na neutrony; 4. Tryt: Samowystarczalność trytowa; 5. Bezpieczeństwo: Implementacja aspektów bezpieczeństwa w warunkach fuzji; 6. Elektrownia: Zintegrowany projekt DEMO i rozwój infrastruktury fuzyjnej; 7. Koszty: Konkurencyjne ceny elektryczności; 8. Stellarator: Nowa generacja maszyny stellarator jako ewentualna przyszła alternatywa dla tokamaka. Plazma. Uzyskanie stabilnych warunków spalania plazmy w tokamaku zależy od wielu warunków technicznych. Na niektóre pytania z tym związane odpowiedzi są znane ale na niektóre nie zupełnie. Spalanie termojądrowe jest procesem dynamicznym, zachodzącym w ekstremalnych warunkach fizycznych, wysokiej temperatury, wysokiej energii, i silnego promieniowania neutronowego. Nie znana jest obecnie odpowiedź na pytanie czy możliwa jest praca powyżej granicznej gęstości plazmy tzw. limit gęstości Greenwalda. Praca z plazmą o dużej gęstości może poprawić efektywność reakcji. Jednak podstawowym warunkiem jest uzyskanie stabilnej pracy fuzora ze spalaniem termojądrowym. W fuzorze DT znacznym problemem jest uzyskanie stabilnej pracy z promieniowaniem przewyższającym 90% mocy grzania. W takich warunkach może dochodzić do różnego rodzaju niestabilności plazmy (ELMs, turbulencje, disruptions) prowadzące np. do lokalnych przegrzań na ścianie komory plazmowej, lub spadku wydajności reakcji. Do tego typu zaburzeń nie można dopuścić w tokamaku eksploatacyjnym. Konieczny jest ciągły rozwój technik zdolnych do szybkiego i skutecznego kontrolowania takich zjawisk, jak niestabilności strumienia plazmy. Komora plazmowa jest otoczona aparaturą pomiarową, czujnikami, systemami diagnostycznymi i aktuatorami. Na obecnym etapie rozwoju jedynie niewiele technik diagnostycznych może być zastosowana w przyszłym tokamaku. Techniki te są intensywnie rozwijane. Budowa, testowanie i następnie eksploatacja infrastruktury ITER powinna dać odpowiedź na pytania związane z modami pracy fuzora. Oprócz doświadczeń z największego tokamaka, doświadczenia są także gromadzone z mniejszych specjalizowanych maszyn takich jak: JET, JT60-SA oraz szeregu małych tokamaków laboratoryjnych. Te pomocnicze maszyny odgrywają zasadniczą i silnie uzupełniającą rolę w poszukiwaniu odpowiedzi na specyficzne problemy techniczne. W zakresie badania plazmy krajowe środowisko naukowotechniczne może uczestniczyć w badaniach teoretycznych, modelowaniu oraz budowie systemów diagnostycznych. Ciepło i Materiał. Odbiór ogromnych ilości ciepła generowanego w fuzorze jest obecnie oceniany jako fundamentalne zagadnienie numer jeden. Jeśli tego problemu nie uda się rozwiązać, to energetyka termojądrowa w wersji neutronowej stoi pod znakiem zapytania. Znaczne ilości ciepła są generowane we wszystkich jądrowych reaktorach fuzyjnych z pułapką magnetyczną. Dodatkowo generowane są produkty reakcji zanieczyszczające plazmę. Zanieczyszczenia powodują znaczne obniżenie sprawności grzania plazmy. Określono w EMDF trzy podstawowe kierunki badań w zakresie metod odprowadzana nadmiaru ciepła i zanieczyszczeń cząsteczkowych z rdzenia reaktora fuzyjnego. Zastosowanie tradycyjnego diwertora wymaga intensywnego chłodzenia radiacyjnego i wykorzystania zjawiska odłączenia plazmy od ścian komory. Diwertor jest sekcją ściany komory plazmowej aktywnie odbierającą materię i nadmiar ciepła. Pozwala to na kontrolę tworzonych produktów fuzji i zanieczyszczeń z wykładziny komory. W tokamakach JET oraz ITER diwertory są umieszczone na dole torusa. Możliwe są innowacyjne magnetyczne konfiguracje komory plazmowej oraz nowe rozwiązania diwertorów typu Płatek śniegu lub Super-X. Celem tych konstrukcji jest rozszerzenie strumienia plazmy tak aby generacja ciepła obejmowała większy obszar, lub otrzymanie dłuższego połączenia diwertora oraz większej mocy promieniowanej przez diwertor. Kolejną koncepcją rozwiązania odbioru nadmiaru ciepła jest zastosowanie Elektronika 6/

4 nowych materiałów przeznaczonych do bezpośredniego kontaktu z plazmą. Mogą to być na przykład ciekłe metale, które znoszą znacznie większe obciążenia cieplne i mogą odprowadzić ciepło skuteczniej niż ciało stałe. Konstrukcje diwertorów klasycznych i modyfikowanych innowacyjnych są testowane na tokamakach mniejszych laboratoryjnych JET, JT60-SA, MST oraz w działach plazmowych innych laboratoriów. Różnica skal pomiędzy wymienionymi urządzeniami a infrastrukturą ITER a tym bardziej DEMO jest znaczna i przekracza 10 a nawet 100, stąd wydaje się, że niektóre badania diwertorów powinny być wykonane na dedykowanej infrastrukturze o znacznie większej skali geometrycznej i energetycznej. Planuje się, z tego względu, budowę dedykowanej infrastruktury testowej dla odpowiednio dużego diwertora tokamakowego DTT (Divertor Tokamak Test Facility). W obszarze badawczym nad usuwaniem nadmiaru ciepła i cząstek zanieczyszczeń plazmy w kraju nie ma niestety adekwatnych specjalistów. Mogą być prowadzone badania teoretyczne i symulacyjne. Neutrony. Nie posiadamy obecnie dostatecznej wiedzy na temat oddziaływania wysoko energetycznych neutronów (w tym przypadku o energii kinetycznej 15 MeV, 30 dpa) na materiały nadające się do konstrukcji elementów tokamaka narażonych na takie promieniowanie. W szczególności chodzi o materiały pierwszego kontaktu z plazmą, materiały diwertora itp. Konieczna jest budowa dedykowanej neutronowej infrastruktury testowej, określanej w EMDF jako IFMIF lub jego zredukowane rozwiązanie pilot-ifmif. Do końca 2013 ma być podjęta decyzja jakiego rodzaju infrastruktura IFMIF będzie budowana oraz gdzie. Czy ma to być urządzenie budowany od nowa (pełny IFMIF), czy też oparty na już istniejących urządzeniach (zredukowany IFMIF). Skala finansowa obu rozwiązań jest oceniania jak 1:5. W projekcie IFMIF jest pewna szansa dla naszego środowiska krajowego, dotycząca w szczególności zgłoszenia gotowości budowy wersji zredukowanej IFMIF. Jest to jednak koszt nieco ponad 200 mln Euro. Budowę takiej infrastruktury w kraju można proponować z zasadniczym wsparciem środków europejskich. Obecnie najlepszym kandydatem na IFMIF jest infrastruktura akceleratorowa bazująca na generacji neutronów poprzez bombardowanie wiązką MeV deuteronów targetu z lekkich jonów takich jak lit lub węgiel. Neutrony produkowane w takim źródle posiadają maksimum energii około 14 MeV i ich spektrum jest bardzo podobne do neutronów fuzyjnych DT. Budowa ITERu a następnie DEMO wymaga zastosowania kilku grup nowych materiałów. Konieczne jest opracowanie, wszechstronne zbadanie i wdrożenie materiałów konstrukcyjnych, oraz grup materiałów odpornych na duże obciążenia termiczne, będące w bezpośrednim kontakcie plazmą. Materiały te muszą wytrzymywać strumienie wysoko energetycznych neutronów 14 MeV o znacznym natężeniu. Materiały te powinny w szczególności być odporne na erozję tak aby nie zanieczyszczać szybkiego strumienia plazmy fuzyjnej. Oprócz powyższych warunków dość trudnych do spełnienia w materiale uniwersalnym, materiały te nie powinny ulegać silnej aktywacji neutronowej, oraz powinny być podatne na wysokoskalową relatywnie tanią produkcję przemysłową. Zapotrzebowanie na takie materiały może ulec znacznemu rozszerzeniu wraz z nieuchronnym rozwojem przemysłu atomistycznego. Wśród badanych materiałów na tzw. pierwszą ścianę rozważane są: węglik boru, grafit, kompozyty z włókien węglowych, beryl, wolfram, molibden oraz struktury wielowarstwowe złożone z tych materiałów. JET został wyłożony berylem w 2009 roku (zastąpił grafit) w celu testowania tego rozwiązania docelowo dla ITERu. Wolfram jest używany na diwertor w JET i w ITER. Te rozwiązania w dalszym ciągu posiadają szereg wad, które będą musiały być rozwiązane w przyszłości. W obszarze badawczym nad intensywnym promieniowaniem neutronowym i materiami odpornymi na takie promieniowanie w kraju istnieje pewna grupa specjalistów, którzy mogliby aktywnie dołożyć się do propozycji programu badawczego. Możliwości uczestnictwa nie ograniczają się jedynie do prac 76 teoretycznych i numerycznych, np. dotyczących ekstrapolacji i modelowania transpozycji ITER DEMO. Możliwe jest utworzenie w reaktorze Maria laboratorium reaktorowych źródeł neutronów prędkich poprzez wewnątrz-rdzeniowy konwerter neutronów termicznych na neutrony 14 MeV; budowę instalacji do napromieniania prototypowych komponentów i układów ITERa w profilowanym widmie neutronów prędkich; adaptację źródła neutronów 14 MeV do badań odporności radiacyjnej aparatury diagnostycznej ITERa. Tryt. Tryt jest materiałem strategicznym, podobnie jak uran podlegającym ścisłej kontroli. Jest konieczny w tokamakach ITER i DEMO do prowadzenia reakcji DT. Możliwych jest kilka rozwiązań, albo produkcja odrębna albo skojarzona z reaktorem fuzyjnym. Produkcja skojarzona zmniejsza znacznie ryzyko związane o odrębną produkcją trytu. W związku z tym EMDF przewiduje konieczność podjęcia i prowadzenia badań nad alternatywnymi metodami produkcji trytu, np. chłodzenie fuzora wodą z LiPb (metoda WCLL Water Cooled Lipb Blanket). Obecnie rozważane są metody z wykorzystaniem chłodziwa helowego. Rozważane są także systemy z chłodzeniem podwójnym LiPb i He w tzw. układzie płaszcza z hodowlą trrytu (Dual-Cooled Tritium Breeding Blanket PPCS). Badane są metody alternatywne do chłodzenia He. Program badawczy związany z zapewnieniem samowystarczalności trytowej dla DEMO będzie intensywnie prowadzony w infrastrukturze ITER. W infrastrukturze ITER wyznaczono odrębny moduł testowy płaszcza chłodzącego TBM ITER Test Blankiet Module) w układzie płaszcza LiPb chłodzonego He (HCLL He Cooled Lipb Blanket) oraz w układzie łoża kamiennego chłodzonego He (HCPB He Cooled Pebble Bed). W kraju nie ma ekspertów w dziedzinie chłodzenia wielkich infrastruktur z silnym promieniowaniem neutronowym. Możliwe byłoby prawdopodobnie utworzenie w kraju badawczych laboratoriów trytowych (prof. U.Woźnicka, IFJ PAN). Bezpieczeństwo. Istnieje wiele czynników wspólnych dotyczących bezpieczeństwa w całym przemyśle atomistycznym. Istnieją także czynniki bezpieczeństwa charakterystyczne dla fuzji termojądrowej. Pozytywnym aspektem jest to, że wiele czynników bezpieczeństwa związanych z energetyką jądrową na paliwach ciężkich, rozszczepialnych jest minimalizowanych w energetyce termojądrowej fuzyjnej na paliwach lekkich. Badania nad bezpieczeństwem technik fuzyjnych produkcji energii są prowadzone ze względu na konieczność uzyskania przez przyszłą elektrownię termojądrową licencji na budowę. Dotyczy to na początku elektrowni DEMO a następnie elektrowni komercyjnych. ITER otrzymał licencję francuską i europejską na budowę infrastruktury termojądrowej i prowadzenie badań fuzyjnych. Ale celem ITERu nie jest produkcja energii ani elektrycznej ani żadnej w ogóle. Celem ITERu jest test zasady fuzji termojądrowej. Jednakże, doświadczenia zebrane podczas procesu europejskiej legalizacji i licencjonowania infrastruktury i działań na niej są bezcenne dla rozszerzenia tego procesu na przyszłą infrastrukturę DEMO. Długotrwały i bardzo dokładny proces licencyjny ITERa potwierdził relatywne bezpieczeństwo fuzji jądrowej, oraz wskazał niezbędne obszary badawcze. Badania te będą miały wpływ na uzyskanie licencji bezpieczeństwa dla elektrowni termojądrowej. Wyróżniono trzy obszary które różnią infrastruktury ITER oraz DEMO. Są to: tryt, neutrony oraz materiały radioaktywne. DEMO wymagać będzie znacznie masywniejszej gospodarki trytem, włączając w to przepływ trytu w reakcji ciągłej oraz jego zapasy. Reaktor infrastruktury DEMO generuje znacznie większy strumień neutronów do płaszcza reaktora niż ITER. Cała infrastruktura DEMO będzie musiała bardzo sprawnie radzić sobie z zarządzaniem znaczną ilością materiałów radioaktywnych. Po pierwsze muszą zostać opanowane skuteczne metody detrytyzacji materiałów odpadowych, a także być może unieszkodliwiania lub/i transmutacji materiałów aktywowanych w silnym radiacyjnym środowisku neutronowym. W ramach tego projektu muszą być opracowane odpowiednie metody składowania materiałów radioaktywnych. Elektronika 6/2013

5 Elektrownia termojądrowa. Infrastruktura DEMO musi być pełną testową elektrownią termojądrową, produkującą efektywnie energię elektryczną, a nie powtórzeniem całkowicie doświadczalnej infrastruktury ITERa. Oczywiście, DEMO powinno i musi bazować silnie na doświadczeniach ITERa. W pierwszym okresie rozwoju zdefiniowanym przez EMDF, czyli Horyzont 2020 na DEMO nie przeznaczone są prawie żadne środki. Są to jedynie niewielkie nakłady na prace badawcze nad: magnesami nadprzewodzącymi, urządzeniami do nagrzewania plazmy i podtrzymania prądu grzania, komora próżniowa i systemy pomp, urządzania diagnostyczne oraz zdalne sterowanie. Badania te, wykorzystywane następnie do DEMO, są jednak wykorzystywane do rozwoju ITERa. W okresie H2020 przewidziano opracowanie dla DEMO standardowego dokumentu tzw. Projektu Koncepcyjnego CDA (Conceptual Design Report/Activity). Zintensyfikowanie inwestycji bezpośrednio dla DEMO jest przewidziane po początkowym okresie eksploatacji ITERa. Jest to okres dekady , podczas której opracowany zostanie standaryzowany dokument Projekt Inżynierski EDA (Engineering Design Report/Activity). Koniecznym elementem realizacji projektu DEMO będzie opracowanie nowych technik diagnostycznych ponieważ wiele z istniejących technik nie będzie podlegała skalowaniu ze względu na zupełnie odmienne warunki pracy systemów w znacznie bardziej obciążających warunkach technicznych. W tym obszarze pojawia się znaczna szansa dla krajowego środowiska naukowotechnicznego, a także przemysłowego. Koszty. Jeśli początkowo ITER, a w szczególności DEMO nie udowodnią że koszty produkcji energii metodą fuzyjną są konkurencyjne dla innych metod klasycznych i/lub z odnawialnych/alternatywnych źródeł energii to kierunek tego rozwoju ma znacznie mniejszy sens. Dokładne badania kosztowe są istotne nie tyle dla reaktorów doświadczalnych ile dla przyszłych fuzorów komercyjnych, eksploatacyjnych. Niestety nie da się dokładnie tego ocenić zanim nie zostaną zebrane doświadczenia z infrastruktur ITER i DEMO. Koszty inwestycji w program, zdefiniowany przez EMDF, pokrywane łącznie przez UE i kraje członkowskie konsorcjum, zaokrąglone nieco w górę, wynoszą ok. 500 mln Euro rocznie w całym okresie od 2013 do 2050 roku. Stellarator. Koncepcje realizacji fuzji termojądrowej podlegają ciągłemu rozwojowi. W programie EMDF stellarator i badania rowojowe nad nim są umieszczone jako przyszłościowa alternatywa dla tokamaków. W Europie budowany jest obecnie stellarator typu Helias W7-X (Greifswald), który uzyskał status priorytetu w latach Inne typy stellaratorów, określone kształtem soleneidalno-toroidalnej pułapki magnetycznej są: Torsatron, Heliotrop, Helias i Heliac. Zakończenie budowy i początek eksploatacji infrastruktury Wendelstein W7-X jest przewidziane na rok W7X będzie pracował w trybie quasi CW. Maksymalny czas pracy ciągłej określono na ok. pół godziny. Przyszłe stellaratory są przeznaczone do pracy ciągłej. Idea stellaratorów pochodzi z lat 50 XX wieku. Lepsze rezultaty fuzyjne osiągane w tokamakach zahamowały ich rozwój na długi czas. Pod koniec XX wieku powrócono do koncepcji stellaratorów jako nadzieję miedzy innymi na uniknięcie problemów neutronowych z tokamakami DT oraz uproszczenie i potanienie konstrukcji rdzenia fuzyjnego. Tokamaki zapewniają niezbędne zakrzywienie linii pola magnetycznego nie poprzez kształt solenoidalnotoroidalnej pułapki magnetycznej, ale przez prąd przepływający w ogrzewanej plazmie. Linie pola magnetycznego wokół prądu w plazmie łączą się z polem toroidalnym tworząc pole heliakalne które owija dookoła torus w obydwu kierunkach. Stellarator także posiada pole toroidalne, ale nie posiada symetrii azymutalnej, jak tokamak. Stellarator posiada dyskretną symetrię rotacyjną, najczęściej regularną pentagonalną. Stellarator nie wymaga prądu toroidalnego, co znacznie upraszcza jego konstrukcję. Stellaratory osiadają obecnie szereg wad jak trudniejsza konstrukcja diwertera, trudniejsze modelowanie geometrii plazmy, konieczność stosowania trójwymiarowych cewek o skomplikowanej geometrii, itp. Rozwój stellaratorów idzie w kierunku uzyskania quasi symetrycznego pola magnetycznego jak w maszynie HSX (Helically Symmetric Experiment) testowanej na Uniwersytecie Wisconsin. Potencjalny udział środowiska krajowego w rozwoju stellaratora W7-X jest relatywnie szeroki. Współpraca międzynarodowa (poza EU) Jest oczywiste, że inne zaawansowane regiony świata pracują nad swoimi programami fuzyjnymi. W ramach takiej współpracy program EMDF przewiduje ścisłe współdziałanie z inicjatywami fuzyjnymi. Można tutaj wymienić: eksploatacja infrastruktury JT-60SA we współpracy z Japonią w celu przygotowania drugiej fazy rozwoju infrastruktury ITER; konstrukcja infrastruktury pilot- IFMIF (Wczesne Źródło Neutronowe) we współpracy z Japonią w ramach fazy zaawansowanej eksperymentu EVEDA; współpraca nad wspólnym międzynarodowym projektem dotyczącym laboratorium testowego diwertorów dla tokamaków; współpraca z infrastrukturami tokamakowym CFETR w Chinach (Chinese Fusion Experimental Tokamak Reaktor), i neutronowymi FNS (Fusion Neutron Science) w USA; współdzielenie know-how dotyczącej programu TBM; użycie eksperymentalnych reaktorów rozszczepialnych poza krajami UE; Współpraca z infrastrukturami stellaratorowymi innym i niż HELIAS (np. Heliotrony i stellaratory kompaktowe). UE oferuje partnerom międzynarodowym współpracę przy infrastrukturze JET, jako miejsce testów dal rozwiązań dla ITERu. Program EMDF przewiduje finansowanie udziału partnerów programu w infrastrukturach międzynarodowych. Realizacja EMDF Europejskiej Mapy Drogowej Fuzji Obecnie w środowiskach fuzyjnych Europy trwa ożywiona dyskusja nad programem Euratomu na lata Nowy program Euratomu, przedstawiony przez UE odchodzi od realizowanych do tej pory kontraktach asocjacyjnych i zakłada znaczną intensyfikację działań na terenie Europy. Utworzono nowy mechanizm finansowania działań wspólnych nazwany Akcją Współ-finansowania. Mechanizm zakłada wspólne finansowanie konkretnych przedsięwzięć przez KE oraz partnerów współwłaścicieli budowanej lub modernizowanej infrastruktury fuzyjnej. Realizacja całego programu Euratom w dziedzinie fuzji została powierzona jednemu Konsorcjum utworzonemu na bazie obecnych Asocjacji. Koordynatorem Konsorcjum będzie Instytut Fizyki Plazmy Maxa Plancka w Garching (IPP). Obowiązkiem Konsorcjum będzie przedstawienie projektu na lata w programie Euratomu. Projekt będzie podlegać ocenie i audytowi przez niezależną grupę ekspertów. Po uzgodnieniu stanowisk, KE podpisze z Konsorcjum standardowy dokument Grant Agrement na realizacje programu współ-finansowanego. Wkład finansowany może być w gotówce lub in-kind. Konsorcjum odpowiada za naukową realizację programu. Kraje członkowskie będą reprezentowane w Konsorcjum przez pojedynczych przedstawicieli (reprezentantów instytucji z infrastrukturą fuzyjną) nominowanych przez poszczególne rządy. Przyszłość badań fuzyjnych w Polsce Pomysł budowy dużej, europejskiej infrastruktury badawczej w postaci źródła neutronowego spotyka się w kraju z dużym zainteresowaniem środowiska naukowo technicznego. Polskie firmy powinny aktywnie uczestniczyć w wielkim europejskim programie rozwoju energetyki fuzyjnej. Konieczne jest uwzględnienie w warunkach krajowych innych zastosowań źródeł promieniowania neutronowego, niż tylko dla fuzji termojądrowej, co znacząco zwiększy zainteresowanie polskich środowisk naukowych w takich dziedzinach jak elektronika i telekomunikacja, fizyka jądrowa, biomedycyna, i inne. Program fuzyjny jest koleją szansą dla naszego kraju aplikować o pierwszą infrastrukturę o skali europejskiej. Krajowe środowisko fuzyjne powinno zabiegać o finansowanie badań w kraju poprzez NCBiR oraz w Europie poprzez Euratom i próby określenia możliwości budowy w kraju mniejszej wersji neutronowej infrastruktury IFMIF. Konieczne jest dalsze znaczne rozszerzenie współpracy przy budowie i eksploatacji Elektronika 6/

6 stellaratora W7-X. Środowisko fuzyjne powinno określić zakres zaangażowania polskich grup badawczych w projekty europejskiej mapy drogowej dla fuzji biorąc pod uwagę tylko częściowe finansowanie przez KE. Literatura [1] Matulewicz T. (IFD UW), i inni, Przyszłość badań fuzyjnych w Polsce, Materiały Seminarium Fuzyjnego, IFD UW, Warszawa [2] Zagorski R.: (IFPiLM), Fusion Road Map, Program badań fuzyjnych w Europie, Materiały Seminarium Fuzyjnego, IFD UW, Warszawa [3] Woźnicka U.: (IFJ PAN), Fusion Electricity: A roadmap to the realisation of fusion energy, Materiały Seminarium Fuzyjnego, IFD UW, Warszawa [4] Foresight dla Energetyki Termojądrowej [ [5] EFDA Europejskie Porozumienie ds. Rozwoju Fuzji (european Fusion Development Agrement) [ [6] EURATOM Europejska Wspólnota Energii Atomowej [ euratom.org/] [7] ITER International Thermonuclear Experimental Reaktor [ [8] JET Joint European Torus, Culham, UK [ [9] Stellarator Greifswald [ [10] Instytut Fizyki Plazmy i Laserowej Mikrosyntezy [ [11] Narodowe Centrum Badań Jasdrowych [ [12] Instytut Fizyki Jądrowej PAN [ [13] Max Planck Institute for Plasma Physics [ plasmaphysik] [14] Romaniuk R.S.: Europejski laser rentgenowski, Elektronika, vol. 54, no. 4, str (2013). [15] Romaniuk R.S.: Międzynarodowy zderzacz liniowy, Elektronika, vol. 54, no. 3, str (2013). [16] Romaniuk R.S.: EuCARD-2, Elektronika, vol. 54, no. 3, str (2013). [17] Romaniuk R.S.: Kompaktowy solenoid mionowy, Elektronika, vol. 54, no. 3, str (2013). [18] Romaniuk R.S.: Lasery rentgenowskie LCLC i LCLS II SLAC, Elektronika, vol. 54, no. 4, str (2013). [19] Romaniuk R.S.: Akceleratory dla społeczeństwa TIARA 2012, Elektronika, vol. 54, no. 3, str (2013). [20] Romaniuk R.S.: Accelerator science and technology in Europe, International Journal of Electronics and Telecommunications, vol. 58, no. 4, pp (2012). [21] Romaniuk R.S.: Proton physics an plasma research Photonics Applications and web engineering Wilga May 2012, Proceedings of SPIE, vol. 8454, art no [22] Romaniuk R.S.: Accelerator science and technology in Europe: Eu- CARD 2012, Proceedings SPIE, vol. 8454, art no O (2012). [23] Romaniuk R.S.: Fizyja fotonu i badania plazmy, Wilga 2012, Elektronika, vol. 53, no. 9 str (2012). [24] Romaniuk R.S.: Technika akceleratorowa i eksperymenty fizyki wysokich energii, Wilga 2012, Elektronika, vol. 53, no. 9, str (2013). [25] Romaniuk R.S.: Rozwój techniki akceleratorowej w Europie Eu- CARD 2012, Elektronika, vol. 53, no. 9, str (2012). [26] Romaniuk R.S.: Accelerator infrastructure in Europe EuCARD 2011, International Journal of Electronics and Telecommunications, vol. 57, no.3, pp (2012). [27] Romaniuk R.S.: Infrastruktura akceleratorowa w Europie: EuCARD 2011, Elektronika, vol. 52, no. 12, str (2011). [28] Romaniuk R.S.: EuCARD 2010 accelerator technology in Europe, International Journal of Electronics and Telecommunications, vol. 56, no.4, pp (2010). [29] Romaniuk R.S.: EuCARD 2010 Technika akceleratorowa w Europie, Elektronika, vol. 51, no. 8, str (2010). [30] Romaniuk R.S.: Instytut Systemów Elektronicznych w projektach CARE i EuCARD: Badania i zastosowania akceleratorów w Europie, Elektronika, vol. 50, no. 8, str (2009). 78 Elektronika 6/2013