Gallery

Synteza termojądrowa – reakcja łączenia jąder atomów najlżejszego pierwiastka, czyli wodoru, w wyniku czego powstają atomy cięższego pierwiastka, czyli helu – jest podstawą istnienia gwiazd, także Słońca. Wielka temperatura panująca w ich wnętrzach uruchamia proces łączenia jąder wodoru, przy czym towarzyszące temu potężne ciśnienie próbuje ujść na zewnątrz gwiazdy, jest jednak powstrzymywane jej grawitacją. To daje gwieździe równowagę, dzięki której istnieje i w której może dochodzić do łączenia oraz przemiany kolejnych pierwiastków z tablicy Mendelejewa. Tak powstaje hel, węgiel, następnie tlen, a potem azot i kolejne coraz cięższe pierwiastki – aż do żelaza. Oto tajemnica stworzenia.

Synteza jest łączeniem. Wymaga ogromnych energii kinetycznych cząstek, by zmusić zjonizowane, a więc naładowane dodatnio, jądra wodoru do fuzji – ale w rezultacie powstaje cięższy hel oraz wysokoenergetyczne cząstki (neutrony oraz cząstki alfa w przypadku syntezy deuter-tryt), z których można pozyskać ogromne ilości ciepła. Przebiegająca w sposób niekontrolowany reakcja jest podstawą działania bomby wodorowej – o wiele potężniejszej od bomby atomowej. Dziś wyzwaniem jest uzyskanie kontroli nad procesem syntezy jądrowej.

Tokamak: niezwykła idea

Na początku lat 50. XX w. dwaj fizycy radzieccy Igor Tamm i Andriej Sacharow, zaangażowani w prace nad budową radzieckiej bomby wodorowej, wpadli na pomysł, by reakcję syntezy jądrowej zastosować do produkcji energii. Uczeni zaproponowali projekt tokamaka – urządzenia, w którym synteza termojądrowa mogłaby być wykorzystana w sposób kontrolowany i tym samym otworzyć dostęp do nieograniczonego, niezwykle wydajnego i stosunkowo bezpiecznego źródła energii.

Tokamak to komora w kształcie torusa (obwarzanka), w którym plazma (a więc zjonizowana mieszanina np. izotopów wodoru, deuteru i trytu) utrzymywana jest polami magnetycznymi, zapewniającymi izolację gorącej materii od ścian komory, by się nie ochłodziła i nie wygasła. Okazało się, że do fuzji termojądrowej łatwiej doprowadzić, łącząc ze sobą nie atomy zwykłego wodoru (protu), lecz jego cięższych izotopów – a więc deuteru otrzymywanego z wody oraz trytu otrzymywanego z litu, który powszechnie występuje w skałach ziemskich. Tokamaki zaczęto budować i badać w ZSRR w drugiej połowie lat 50. XX w. A potem w wielu innych krajach.

Szybko się okazało, że utrzymanie plazmy w stabilnym stanie i podgrzanie jej do temperatury kilkudziesięciu lub nawet 100 mln stopni, by mogło dojść do syntezy termojądrowej, nie jest łatwym zadaniem. W tokamakach głównym źródłem energii jest przepływający przez plazmę prąd elektryczny o bardzo wysokim natężeniu, sięgającym milionów amperów. W efekcie urządzenia te wytwarzają supergorącą plazmę w sposób impulsowy, a nie ciągły. Do dzisiaj problemy te nie zostały w pełni rozwiązane, mimo że we Francji wysiłkiem wielu państw – w tym Unii Europejskiej – powstaje ITER, gigantyczny eksperymentalny reaktor termojądrowy typu tokamak. To w nim, zdaniem uczonych, ma dojść za jakiś czas do pierwszej kontrolowanej i wydajnej reakcji termojądrowej.

Stellarator: gwiezdna ósemka

Nieco inny pomysł na uwięzienie plazmy w magnetycznej pułapce (by potem doprowadzić w niej do reakcji syntezy) miał amerykański fizyk plazmy Lyman Spitzer z Princeton Plasma Physics Laboratory, który w latach 50. XX w. zaproponował rozwiązanie zwane stellaratorem (od stellar, czyli gwiezdny). Spitzer najpierw rozciągnął nieco kształt torusa, po czym skręcił go, tworząc coś w rodzaju położonej ósemki. Chodziło o osiągnięcie takiego kształtu komory, by plazma stabilizowała się w niej sama, bez płynącego w niej prądu. Potem pomysł ten został udoskonalony: komora stellaratora – po przywróceniu jej kształtu torusa – została kilkukrotnie skręcona dookoła osi biegnącej wzdłuż obiektu, ale tak, by strumień plazmy nie przecinał się w żadnym miejscu.

Stellaratory były popularne w badaniach kontrolowanej fuzji termojądrowej w latach 50. i 60. ubiegłego wieku, jednak znacznie lepsze rezultaty uzyskiwane w tokamakach spowodowały, że ograniczono nad nimi badania. Występujący wciąż – i póki co nieusuwalny – problem z impulsowym trybem pracy tokamaka, jak również rosnąca moc obliczeniowa komputerów spowodowały, że w latach 90. odżyło zainteresowanie stellaratorami. Obecnie koncepcja stellaratora jest traktowana jako drugie, niezależne od tokamaków, ale równie ważne rozwiązanie. I tak narodził się pomysł zbudowania potężnego urządzenia w Instytucie Fizyki Plazmy Maxa Plancka w Greifswaldzie w Niemczech.

Król Wendelstein 7-X

Niedawno świat obiegła informacja, że największy stellarator świata jest gotowy. Nazywa się Wendelstein 7-X i kosztował ok. 400 mln euro. Powstawał ponad 15 lat, składa się z ponad miliona części i wygląda jak jakaś pozaziemska instalacja, służąca bardzo tajemniczym celom, zrzucona do Greifswaldu przez obcą cywilizację.

Stellarator ma średnicę 16 m, a jego sercem jest stalowa komora próżniowa, w której plazma ma być podgrzewana do ok. 100 mln stopni. Komora ma kształt torusa, tyle że skręconego pięciokrotnie. Gdyby przeciąć samochodową dętkę w jednym miejscu, a następnie jeden jej koniec unieruchomić, drugi zaś przekręcić pięć razy, a potem oba końce skleić, powstałby podobny kształt. Całą komorę oplatają potężne cewki magnesów – jest ich w sumie 70, z czego 50 ma kształt dokładnie dopasowany do krzywizn komory. Każdy z tych magnesów waży ok. 6 ton. Obleka je płaszcz próżniowy.

Ponieważ cewki zostaną schłodzone przez ciekły hel do temperatury bliskiej zera bezwzględnego – staną się wówczas nadprzewodzące i będą mogły utrzymywać pole magnetyczne, praktycznie nie zużywając energii elektrycznej – muszą działać w próżni; bez niej w tak niskiej temperaturze wszystko natychmiast by zamarzło. Całość przykrywa jeszcze zewnętrzna powłoka, w której umieszczono tysiące czujników, detektorów i terminali rozmaitych systemów monitorowania, analizowania i kontroli. Wszystko to waży 725 ton.

Wstrzyknięty do próżniowej komory Wendelsteina 7-X wodór lub deuter – o gęstości 10 tys. razy niższej niż gęstość powietrza – zostanie najpierw ogrzany silną wiązką mikrofali o mocy 10 MW, a następnie dodatkowo strumieniem neutralnych cząstek (pozbawionych ładunku atomów wodoru lub deuteru) o podobnej mocy. Oplatające komorę cewki magnesów wytworzą pole magnetyczne o indukcji 3 tesli (100 tys. razy silniejsze od ziemskiego pola magnetycznego), które utrzyma plazmę w odpowiednim skupieniu, czyli ustabilizuje ją, nie dopuszczając, by ta – rozgrzana do temperatury 100 mln stopni – zetknęła się ze ścianami komory. Gdyby tak się stało, reakcja termojądrowa nie mogłaby być kontynuowana (plazma wygasa natychmiast po kontakcie z „obcym” materiałem), poza tym komora mogłaby zostać uszkodzona w miejscu kontaktu z gorącą plazmą. Stellarator, w przeciwieństwie do tokamaka, może podtrzymywać warunki konieczne dla reakcji termojądrowej w sposób ciągły – na przykład przez pół godziny, co ma właśnie zademonstrować Wendel­stein 7-X – a nie impulsowy. To jego główna przewaga i zaleta.

– W stellaratorze – wyjaśnia dr Maciej Krychowiak, polski fizyk na stałe pracujący w instytucie w Greifswaldzie – symulujemy warunki istniejące wewnątrz gwiazdy, na przykład wewnątrz Słońca. Ale musimy mieć znacznie wyższe temperatury niż te panujące w Słońcu. Tam sięgają one kilkunastu milionów stopni, my planujemy 100 mln stopni. To dlatego, że Słońce jest ogromne i może podtrzymywać reakcję syntezy z małą wydajnością. Wydajność przyszłego reaktora, ze względu na jego rozmiary, musi być znacznie wyższa.

Tania energia

Zjawiska kontrolowanej reakcji syntezy termojądrowej nie da się obecnie dokładnie przewidzieć i obliczyć. Stąd potrzebne są urządzenia eksperymentalne (tokamaki lub stellaratory), w których przez lata będą prowadzone skomplikowane doświadczenia, a potem analizowane krok po kroku, i to, być może, w przyszłości pozwoli stworzyć pierwszą prototypową instalację energetyczną. Trzeba jednak ogromu pracy, wielkich pieniędzy i wielu lat, by ten cel osiągnąć.

Prof. Robert Wolf, jeden z dyrektorów Instytutu Fizyki Plazmy w Grefswaldzie, mówi: –Teraz gdy urządzenie jest gotowe, zaczniemy wytwarzać w jego komorze plazmowej próżnię. Gdy to osiągniemy, zaczniemy powoli uruchamiać i testować system cewek magnetycznych. To potrwa jakiś czas, ponieważ pośpiech jest tu bardzo niewskazany. Następnie przetestujemy system grzania plazmy i chłodzenia całości. Myślę, że pierwsza plazma zapłonie w urządzeniu dopiero za rok. Wtedy zaczną się wstępne testy całego stellaratora.

Wydaje się jednak, że ta kosztowna i pracochłonna gra jest warta zachodu. Wydajność energetyczna reakcji syntezy termojądrowej nie ma sobie równych. Synteza mieszaniny deuteru i trytu, uzyskanej z 40 litrów morskiej wody (dającej deuter) i 5 gramów litu (dającego tryt), jest równoważna energetycznie spaleniu 40 ton węgla. 40 litrów wody to nie jest dużo, a 5 g litu znajduje się w typowej baterii laptopa. Niezły wynik.

Poza tym surowiec jest dostępny w każdych ilościach (deuteru i litu mamy na Ziemi pod dostatkiem), reakcja syntezy jest czysta i bezpieczna (reaktor w sytuacji awaryjnej po prostu się wyłącza, nie trzeba go specjalnie chłodzić i neutralizować). Problem tylko w tym, że reakcję tę trzeba opanować i doprowadzić do tego, by energia włożona w jej zainicjowanie była mniejsza od energii uzyskanej.

Kontrolowana synteza jądrowa usunęłaby problemy energetyczne świata na zawsze. Energia stałaby się w końcu powszechnie dostępna za niewielką cenę, a oparte na syntezie siłownie zastąpiłyby wszystkie inne źródła energii. Jest więc o co walczyć i cieszy, że w zmaganiach tych aktywnie uczestniczy Polska. Podczas uroczystości inauguracji stellaratora w Instytucie Fizyki Plazmy w Greifswaldzie Polaków niemal noszono na rękach. W trakcie wszystkich publicznych wystąpień, ale też w rozmowach mniej oficjalnych i prywatnych, Niemcy na każdym kroku podkreślali znaczenie udziału polskich uczonych, polskich instytutów badawczych i firm w projekcie. Uczestniczą w nim od 2006 r. i pojawili się w kluczowym momencie, kiedy przedsięwzięcie ze względów finansowych wisiało na włosku.

Problemy szczęśliwie udało się przezwyciężyć i projekt znów szybko ruszył do przodu. Największy wkład w budowę stellaratora Wendelstein 7-X ze strony polskiej mają: Instytut Fizyki Jądrowej PAN z Krakowa, Narodowe Centrum Badań Jądrowych z Warszawy (Świerku), Politechnika Warszawska, Instytut Fizyki Plazmy i Laserowej Mikrosyntezy z Warszawy oraz Uniwersytet Opolski. W pracach uczestniczyło też kilka prywatnych polskich firm. Jest więc szansa, że i my będziemy mieli swój kawałek Słońca na Ziemi.

Żródło: polityka.pl

This year’s edition of the Kudowa Summer School took place in the period 9-13 June traditionally in Kudowa Zdrój, Poland. The School was organized by the Institute of Plasma Physics and Laser Microfusion, the International Centre for Dense Magnetised Plasmas and COST Action MP1208 “Developing the physics and the scientific community for Inertial Confinement Fusion”. The event was sponsored by Amplitude Technologies.

As the fusion scientific community knows perfectly well, Kudowa Summer School “Towards Fusion Energy” takes place biannually and aims at young scientists (PhD and master students) from different countries and provides courses on various aspects of the fusion energy, plasma experiments and technology.

We had enormous pleasure to welcome around 40 young scientists from all over the world as well as almost 20 distinguished invited speakers who took us up the learning curve on subjects such as a new approach to ignition in ICF, planetology in laboratory using high power lasers, challenges in magnetic confinement fusion and many others. Students who had the best presentations were awarded prizes for their performance. The list of invited lecturers and their topics includes:

J. Ongena: The role of fusion in our future energy supply and first principles of fusion machines

A.J.H. Donné: Challenges in Magnetic Confinement Fusion

J. Pasley: Ignition and burn in inertial confinement fusion

J. Honrubia: Fast ignition of inertial fusion targets: present

M. Rubel: Controlled Fusion Devices

S. Pinches: Physics challenges and status of ITER

L. Torrisi: Ion acceleration from laser-generated plasma: methods, diagnostics and applications

J. Santos: Energy transport of laser-generated relativistic electron beams in dense matter: an experimental approach

H.-J. Kunze: Plasma Diagnostics by Thomson Scattering

D. Batani: Shock Ignition: a new approach to Ignition in ICF

M. Sadowski: Selected methods of electron- and ion- diagnostics in tokamak scrape-off layer

D. Mazon: A practical example of diagnostic design: soft- Xray tomographic system in WEST using GEM detectors

A. Benuzzi-Mounaix: Planetology in laboratory using high power lasers: progress in warm dense matter

P. Kubes: Influence of external magnetic field and admixtures on neutron production in z-pinches

T. Todd: The technical challenges of DEMO

J. Linke: Plasma facing components

J. Linke: Plasma facing materials

F. Belli: Neutron diagnostics in tokamak plasmas: the ITER radial neutron camera

R. Schneider: Plasma modeling for fusion

J. Stockel: H mode studies on the COMPASS tokamak

Science, however, did not dominate the week spent in Kudowa Zdrój. Participants, after lectures, had a chance to visit the Trail of the Vanishing Professions, the Museum of Gold Mine in Złoty Stok and the Middle Age Park of Technology.

We hope that all our guests will remember Polish hospitality and our efforts to foster the international scientific cooperation among young scientists.

A landmark multimillion contract has been signed between F4E and SIMIC S.p.A, an Italian company specialised in high-tech engineering and manufacturing, marking the successful completion of Europe’s strategy in the domain of the Toroidal Field (TF) coils, part of ITER’s impressive magnet system.  
The Director of F4E, Professor Henrik Bindslev, explained that “thanks to this contract the last and most decisive chapter of the TF coils manufacturing is about to be written. We will produce magnets of unprecedented size and power following extremely complex techniques. This final procurement is a clear demonstration of Europe’s commitment to the project and its capacity to be competitive and meet high technical standards”. For Marianna Ginola, Commercial Manager of SIMIC S.p.A this milestone “is an impressive achievement that enhances the proven track record of our company and associates Italian manufacturing amongst the most skilled in the world. ITER has given us the opportunity to build international collaborations. In this contract for instance, we will collaborate with Babcock Noell Gmbh. This project has given us the possibility to access new markets and grow both in size and expertise”. 
The contract is expected to run for approximately five years and its budget will exceed the amount of 100 million EUR. Through this contract, the TF coils will be tested at extremely low temperatures reaching nearly -200 degrees Celsius/80 Kelvin and subsequently will be inserted within their cases in order to be finally assembled in the ITER machine.

What is the role of TF coils and their specifications?
ITER will demonstrate the feasibility of fusion energy. The temperature of ITER’s superhot plasma is expected to reach 150 million degrees Celsius. The challenge is to keep the plasma burning without touching the walls of the vessel of the reactor. The TF coils are “D” shaped gigantic superconducting magnets whose main task will be to create a magnetic cage where the plasma will be confined. Europe is responsible for the manufacturing of 10 out of the 18 TF coils of the machine. 

Magnets of unprecedented size, weight, power and technique 
The TF coils are composed of a winding pack and its stainless steel coil case. Each TF coil is 15m high, 9m wide and has a cross section of about 1m2. It weighs approximately 340 tonnes, which compares to six Boeing 737-800 planes! These will be the biggest Nb3Sn magnets ever manufactured, which once powered with 68000 A, they will generate a magnetic field that will reach 11.8 Tesla- about one million times stronger the magnetic fields of the earth.

The scope of this contract
First, the winding packs will be cold tested at -200 degrees Celsius/80 K using a combined cycle of nitrogen and helium. Next, they will be inserted into the TF coil cases, which will require sophisticated laser dimensional controlled technology and complex tooling in order to move and fit hundreds of tonnes with millimetric precision. 
Then, the cases will be welded in compliance with the stringent ISO standard 5817 in order to close the metallic structure. Two important characteristics will add to the complexity: the thickness of the weld which will reach 130mm and the fact that welding will have to be carried out only from one side. For these reasons, ultrasonic technology will be deployed to inspect the quality of welding.
The gap between the winding pack and the TF coil case will have to be filled with reinforced resin to mechanically link the components. The high density of the resin makes this task particularly challenging. Try and imagine filling a tight gap of 4mm thick and 35m long gap with 1m3 of resin that has the thickness of honey. 
ITER is a puzzle of many different interfaces that will need to be managed in a seamless way. Most TF coil components, like the winding packs and the radial plates are manufactured in Europe. The TF coil cases however, are manufactured in Japan while the thermal shields of the Vacuum Vessel that will be ultimately welded on the TF coils, in Korea. In other words, the multiple interfaces and their careful management will be fundamentally important for the successful execution of this contract.
Background information

MEMO: Europe signs its final contract for the ITER Toroidal Field coils: EN - IT 
F4E film clip: View the interview of Marianna Ginola, Commercial Manager of SIMIC S.p.A

Source: F4E

See the progress of the JT-60SA project – one of the three projects being developed under the Broader Approach Agreement – in this new clip filmed on-site in Naka, Japan. The clip shows that the six year assembly of JT-60SA is moving forward: the heart of the machine, the vacuum vessel, is now being built.

Implemented by the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and F4E, the advanced superconducting JT-60SA tokamak (SA stands for super advanced) will be used to quickly identify how to optimise plasma performance for ITER and will study advanced modes of plasma operation suitable for DEMO. A first plasma is foreseen for March 2019.

The JT-60SA vacuum vessel consists of 10 sectors made of 316 L stainless steel, 6.6 m high and 3.5 m wide, each weighing around 17 tonnes. The clip shows the placing of the first two sectors which will now be welded together. It is foreseen that the remaining sectors will be added to the structure at the rate of one per month, although before the placing and welding of the last sector, the 18 Toloidal Field coils (magnets which will keep the plasma in place during the fusion process) produced in Europe will be threaded over the vessel and fixed in place.

To learn more about the Broader Approach agreement and its projects, visit theBroader Approach website or download the Broader Approach brochure.

Source: F4E

ITER’s high tech remote handling system has entered its most decisive phase so far thanks to a multimillion deal signed between F4E and Assystem, a leader in innovation and engineering consultancy. All activities ranging from design, manufacturing, delivery, on-site integration, commissioning and final acceptance tests for ITER’s divertor will be covered through this contract as it unfolds progressively. Its value is estimated in the range of 40 million EUR and it will involve some of the pioneers from the area of remote handling in Europe such as the UK’s Culham Centre for Fusion Energy (CCFE) and Soil Machine Dynamics Ltd (SMD)together with Finland’s Technical Research Centre (VTT) and theTampere University of Technology (TUT). Through this contract, two multifunctional movers and two toroidal movers will be manufactured.

F4E Director, Professor Henrik Bindslev, explained that “this contract is a turning point for ITER’s remote handling system because it will lead us to production mode. We have managed to bring together industry, fusion laboratories, SMEs and research centres under one contract that will unleash their potential and help them advance further in their domain”. Commenting on the award, Peter Higton, Assystem’s Energy and Nuclear UK Managing Director who has led the team effort, said: “We are very pleased to have been selected for this prestigious project. This contract is recognition that our capabilities and reputation for delivering high standards of innovative engineering, quality and safety are valued by our customers. We look forward to working with F4E and our partners to deliver these high tech components”.

What is remote handling?
Remote handling helps us to perform manually a task without being physically present at the location it is carried out. It is widely used in space exploration missions, underwater or ground operations. The system brings together high tech robotics, advanced technological tools, powerful computers and virtual reality platforms. A high level of intuition and intelligence are inbuilt within the system which is handled by a human operator with extreme dexterity because of the degree of millimetric precision that is required. 

Why ITER needs a remote handling system for the divertor?
When the ITER machine is operational some of the components in the vessel will be exposed to radioactivity. Therefore, any maintenance, inspection and repair will be conducted through remote handling. The ITER divertor, located in the lower part of the ITER machine, will consist of 54 divertor casettes measuring 3,4m x 1,2 m x 0,6m and weighing 10 tonnes each. It is in this part of the machine that the superhot plasma temperature will be most felt. The divertor casettes will form the machine’s massive ashtray where the hot ashes and impurities will fall in. It is foreseen that these components will be replaced three times during the lifetime of the ITER machine.

How will the ITER divertor remote handling work?
The 54 divertor cassettes will be installed by movers through three entry points, known as ports. If they need to be removed, they will be detached, unlocked from the ITER vessel, placed into a container and get transported. 

Source: F4E