ENERGÍA DE FUSIÓN NUCLEAR

Transcripción

1 AE-COFIS. Energías de Futuro. Organizada por el Colegio Oficial de Físicos. ENERGÍA DE FUSIÓN NUCLEAR Joaquín Sánchez Laboratorio Nacional de Fusión CIEMAT

2 Fusión Nuclear una solución al problema de la energía Energía de Fusión Nuclear Joaquín Sánchez Joaquín Sánchez Laboratorio Nacional de Fusión Laboratorio Nacional de Fusión por Confinamiento CIEMAT Magnético CIEMAT Joaquín Convención Sánchez. SNC-Lavalin, CIEMAT Barcelona Fusión Nuclear CONAMA_2008

3 Energía La población mundial consume GW (2.300 w/persona) Consumo desigual: OCDE 6000 W/persona (1100 M) Resto 1500 W/persona (5000 M) Se espera un crecimiento de al menos 50% para % de la energía: combustibles fósiles Joaquín Sánchez. CIEMAT Fusión Nuclear Escola d Estiu 2008 Paterna

4 80% energía : combustibles fósiles Problemas: 25% Contaminación Emisión de CO2 (IEA World Energy Outlook 2006) Garantía de suministro, precio Joaquín Sánchez. CIEMAT Fusión Nuclear Escola d Estiu 2008 Paterna

5 Central Eléctrica 1000 MWe Carbón Carbón trenes trenes vagones vagones cada cada uno uno Toneladas Toneladas Petróleo Petróleo superpetroleros Barriles Barriles Fisión Fisión Fusión Fusión Un Un vagón vagón toneladas toneladas Furgoneta Furgoneta Kgs. Kgs.

6 Fisión-Fusión Deuterio Tritio Energía Energía Neutròn Helio Fisión Protón Neutrón Fusión

7 Reacciones posibles 1D D 2 1 T H MeV 1D D 2 2 He n MeV 1D T 3 2 He n MeV 1D He 3 2 He H MeV

8 Planta de Fusión Escudo biológico Primera pared Manto fertil Deuterio Cámara Vacío Lithio Litio Plasma D T n Intercamb. calor Li T He T DT, He DT Procesado del combustible Helio (cenizas no-radioactivas) Litio Combustibles básicos Extracción Energía Generador de vapor 4He Turbina 4He 4He 4He Generator de electricidad Linea de Transmisión 1 D2 + 1 T 3 2 He 4 (3.6 MeV) + 0 n 1 (14 MeV)

9 Planta de Fusión Escudo biológico Deuterio Cámara Vacío Litio Combustibles básicos El combustible : Primera pared Li DT Lithio T (Tritio) Plasma : se obtiene He in-situ T a partir del Litio n Helio D T (cenizas no-radioactivas) DT, He Procesado del combustible Litio: de sales marinas o minas 4He de 4He 4He sal 4He Extracción Energía Intercamb. calor Generador de vapor Manto fertil Deuterio: del agua del mar: 0.33 mg/litro mediante la reacción: Li 6 + n He 4 + T 3 (+4.8 MeV) Abundante y distribuido por todo el planeta Linea de Transmisión - El litio de la batería de un portátil: Turbina energíagenerator quedeconsume electricidad un europeo durante años - Reservas estimadas para > años a GW

10 Planta de Fusión Escudo biológico las emisiones : Lithio T Helio: Inocuo para las Plasma personas He y Tel n Deuterio Cámara Vacío Litio Primera pared medio ambiente. D T Intercamb. calor Li Extracción Energía Generador de vapor Manto fertil Cantidades mínimas (6000 T/año para 15 TW vs / T CO 2 ) No se acumula Combustibles básicos Valioso para la industria DT, He DT Procesado del combustible Helio (cenizas no-radioactivas) 4He Turbina 4He 4He 4He Generator de electricidad Linea de Transmisión

11 Planta de Fusión Escudo biológico Primera pared Manto fertil Deuterio Cámara Vacío Lithio Litio Plasma D T n Intercamb. calor Li T He T DT, He DT El problema Procesado del combustible Helio (cenizas no-radioactivas) Litio Combustibles básicos Extracción Energía Generador de vapor 4He Turbina 4He 4He 4He Generator de electricidad Linea de Transmisión

12 Planta de Fusión Escudo biológico Primera pared Manto fertil Deuterio Cámara Vacío Lithio Litio Plasma D T n Intercamb. calor Li T He T DT, He DT Procesado del combustible Helio (cenizas no-radioactivas) Litio Seguridad intrínseca Combustibles básicos Extracción Energía Generador de vapor 4He Turbina 4He 4He 4He Generator de electricidad Linea de Transmisión La reacción se extingue tan pronto como el sistema se sale del punto óptimo No hay almacenamiento de Tritio

13 Barrera Culombiana Fuerzas Repulsivas Eléctricas de Largo Alcance Fuerzas Nucleares de Corto Alcance Deuterio + Tritio

14 Plasma de Fusión Nucleos D T han de Primera pared colisionar a alta velocidad Deuterio Cámara Vacío Litio Combustibles básicos Lithio Plasma D T n Intercamb. calor Li T He Extracción Energía Generador de vapor Manto fertil Escudo biológico E =15-20keV Accesible DT mediante aceleradores, pero no T rentable. DT, He Procesado del combustible Helio (cenizas no-radioactivas) Solución: Plasma con 4He 4He partículas 4He 4He a 15 kev: Linea de Transmisión Turbina Generator de Temperatura electricidad del plasma: ºC

15 Plasma de Fusión Temperatura del plasma: ºC Recipiente inmaterial Confinamiento magnético Tokamak

16 ASDEX upgrade Tokamak Plasma Max-Planck Institute für Plasmaphysik IPP-Euratom Association, Garching, Germany

17 Historia de la Fusion Hans Hans Bethe Bethe 30's 30's Concepto Tokamak A. Sakharov- L. A. Artsimovich Proyecto Proyecto Manhattan Confinamiento Magnético JET ITER 2018 Explosiones termonucleares A. A. Sakharov-E. Teller Teller Confinamiento Inercial Invención Laser 1960 Concepto Stellarator L. Spitzer 1951 Nature Nuckolls 1972 LHD (Japon) WVII-X (Alemania) TJ-II (España) 1998 LMJ (Francia) NIF (USA) 2010

18 Cuarenta años para la Fusión? Para confinar un gas a 300 MºC se necesita: Campo magnético (<10T) Tamaño (1000 m 3 para alcanzar ignición) T3: ~1 m 3, ~ 3 M ºC Primer tokamak (1969) JET: ~100 m 3, ~ 300 M ºC 16 MW de fusión, ganancia 0.6 (1997)

19 Tokamak JET (U.E.)

20 Progreso

21 ITER: el próximo paso Objetivos: Demostrar la viabilidad científica de la fusión Ganancia energética Q Q>10 durante 500 s Q> 5 durante 1500 s Tests tecnológicos (materiales, módulo generador de tritio...) Socios: Europa Japón China Rusia EEUU Corea S India Coste: 5000 M ( del año 2000) Construcción:

22 Central Solenoid Nb 3 Sn, 6 modules Toroidal Field Coil Nb 3 Sn, 18, wedged Poloidal Field Coil Nb-Ti, 6 Major plasma radius 6.2 m Plasma Volume: 840 m 3 Typical Temperature: 20 kev Fusion Power: 500 MW Cryostat 24 m high x 28 m dia. Vacuum Vessel 9 sectors Blanket 440 modules Port Plug heating/current drive, test blankets limiters/rh diagnostics Torus Cryopumps, 8 Divertor 54 cassettes Machine mass: t (cryostat + VV + magnets) - shielding, divertor and manifolds: 7945 t port plugs - magnet systems: t; cryostat: 820 t

23 I+D previa: 2001 CENTRAL SOLENOID MODEL COIL Radius 3.5 m Height 2.8m B max =13 T 0.6 T/sec VACUUM VESSEL SECTOR REMOTE MAINTENANCE OF DIVERTOR CASSETTE Double-Wall, Tolerance ± 5 mm BLANKET MODULE HIP Joining Tech Size : 1.6 m x 0.93 m x 0.35 m DIVERTOR CASSETTE Heat Flux 20 MW/m 2 Attachment Tolerance ± 2 mm TOROIDAL FIELD MODEL COIL REMOTE MAINTENANCE OF BLANKET 4 t Blanket Sector Attachment Tolerance ±0.25 mm Height 4 m Width 3 m B max =7.8 T

24 Airbus 380: 10 6 componentes CATIA ITER: 10 7 componentes

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26 Obra civil cerca del 15% del coste del proyecto

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28 Artistic view TOKAMAK building CEA-Cadarache

29 Aerial view TOKAMAK location CEA-Cadarache

30 ITER: experimento científico y político Solo 10% gestionado por el DG de ITER 90% son aportaciones de los socios en especie

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32 ITER IO LICENSE TO CONSTRUCT TOKAMAK ASSEMBLY STARTS FIRST PLASMA Bid Contract EXCAVATE TOKAMAK BUILDING Construction License Process Bid Vendor s Design MAGNET Contract Bid VESSEL OTHER BUILDINGS TOKAMAK ASSEMBLY Install PFC cryostat PFC TFC CS fabrication start First sector Complete VV Last TFC Complete blanket/divertor Install CS COMMISSIONING Last CS Contract First sector Last sector

33 ITER demostrará la viabilidad de la Fusión pero aún faltará: -Física: estado estacionario optimización del campo B (coste) reactores 2ª generación: stellarators -Tecnología Materiales Autosuficiencia en Tritio Disponibilidad (24x7) Mantenibilidad

34 Tecnología (I) Materiales: Carga térmica Alternativas: CFCs, Tungsteno, mechas de Litio líquido

35 Materiales: Daño por irradiación Activación Daño estructural (dpa s) Burbujas de He /H Candidatos (material estructural): Aceros martensiticos EUROFER Vanadio SiC/SiC Molecular dynamics calculation of displacement damage due to neutron impact.

36 Surface Gamma Dose Rate [Sv/h] x10-4 High Level Waste Medium Level Waste Low Level Waste Hands-on Level MANET-II OPTIFER EUROFER-97 F82H-mod EUROFER ref. FE Long term irradiation (12.5 MWa/m 2 ) of a DEMO reactor first wall Remote Recycling Level Objetivo: baja activación Materiales reciclables después de <100 años 1x Time after Irradiation [y]

37 La fuente de neutrones de 14 MeV: IFMIF Modulos del Blanco y de Irradiación Laboratorios 40 m Fuente de Iones RFQ Sistema para el Transporte del Haz a Alta Energía Circuito del Li Previsto 2015, presupuesto 1000 M (pendiente acuerdo internacional)

38 Tecnología (II) Manto reproductor de Tritio ( breeding blanket ) Suministro exterior continuado Aportación inicial D T Multiplicador neutrónico (Be) Li/Pb, cerámicas de Li Refrigerante: He Es necesario cerrar el ciclo: ganancia ~ 1.2

39 Tareas del Blanket Reproducir Tritio frenar los neutrones de14 MeV Extraer energía (5 MW/m 2 ) Evitar permeación de T

40 Tecnología (III) RAM Mantenimiento remoto Fiabilidad de un sistema muy complejo Tecnologías convencionales Intercambiadores He/agua Conservación del He Superconductores de alta temp. Optimización del precio kw.h

41 La hoja de ruta hacia el reactor comercial ITER DEMO IFMIF

42 se puede acelerar? Aunque las inversiones en Fusión son modestas en términos del gasto mundial en energía son muy elevadas para los presupuestos públicos de investigación. La investigación progresa reduciendo al máximo la posibilidad de fracasos en cada paso. COSTE RIESGO Tecnológico TIEMPO

43 se puede acelerar? Aunque las inversiones en Fusión son modestas en términos del gasto mundial en energía son muy elevadas para los presupuestos públicos de investigación. La investigación progresa reduciendo al máximo la posibilidad de fracasos en cada paso. COSTE (ITER ~ consumo mundial de energía de un día) RIESGO Tecnológico TIEMPO

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45 Fusión en España: CIEMAT Se forma un grupo de investigación en 1975 El tokamak TJ-I comienza operación en 1983 El Torsatron TJ-IU fue construido en CIEMAT y posteriormente cedido a la Universidad de Kiel en 1999 (ahora TJK) TJ-II (1998) El Stellarator TJ-II comienza operación en 1998 (Grupo de 120 personas) Laboratorio de materiales CIEMAT: referencia europea en materiales aislantes

46 Estrategia española Conceptos Alternativos JET 1983 ITER DEMO Tecnología

47 TOKAMAK STELLARATOR Campo poloidal es producido por la corriente inducida en el Plasma Ingeniería más sencilla Mejor transporte de energía y partículas Mayores tamaños Mas cerca de alcanzar ignición ITER es un Tokamak Pero: operación pulsada, disrupciones Campo poloidal es producido por corrientes externas al Plasma Ingeniería mas compleja Transporte mayor (?) Tamaños menores Factor 30 detrás de los tokamaks Ventajas: operación estacionaria, no disrupciones Candidato óptimo para el reactor comercial

48 Stellarators en el mundo: CAT CAT QPS QPS HSX HSX NCSX NCSX TJ-II TJ-II Wendelstein 7-X Wendelstein 7-AS 7-AS TJK TJK L-2 L-2 LHD CHS CHS Heliotron-J CHSQ CHSQ H-1 H-1

49 TJ-II 4.6 m Bobinas de campo Vertical Cámara de vacío Plasma Bobina Toroidal Bobina Central

50 INSTALACION SINGULAR TJ-II Implicar al sistema nacional de I+D Implicar a la Industria Contratos ( x1000 ) Industriales ganados en concurso abierto europeo: proyectos JET & ITER. 80% adjudicado a empresas que empezaron en fusión con el TJ-II Alemania Francia Reino Unido EEUU Italia Holanda Rep Checa Austria Finlandia Suiza Rusia Lituania Belgica Agencia del ITER en Barcelona k LABORATORIO DE MATERIALES

51 Instalación singular TJ-II

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70 Instalación singular TJ-II