Termonukleáris fúzió

Energiatermelés kémiai kötésekből A kémiai kötésekből kinyert (fosszilis) energia csak véges ideig aknázható ki. Az emberiség becsült energiaszükséglete és a nagy tömegben rendelkezésre álló fosszilis energiahordozókból számított energiatermelési kapacitás közti különbség (hiány) egyre emelkedik.

Az energia-hiány egyik lehetséges megoldása: a nukleáris energiatermelés Az atommagokat alkotó stabil részecskék (protonok éa neutronok) legerősebben a közepes méretű (kb. 50-es tömegszámú) atommagokban kötődnek egymáshoz. Ennek megfelelően az atommag energiájának kinyerésére két alapvető lehetőség kínálkozik. Nagy atommagoknak kisebbekre hasításával nagy mennyiségű kötési energiát lehet felszabadítani (maghasadás). Ezt teszik a mai atomerőművekben. Energiát lehetne nyerni a kisebb atommagok egyesítéséből (fúziójából). Ilyen folyamatok zajlanak a csillagokban is.

A nukleáris kötési energia kiaknázási lehetőségei Az egyes elemek atommagjaiban az egy nukleonra eső kötési energia

Az atommagok nukleononkénti átlagos kötési energiája E fajlagos kötési energia (MeV) A, tömegszám 2D2D 3T3T 4 He 238 U magfúzió maghasadás 56 Fe Az egy nukleonra eső átlagos (fajlagos) kötési energia: Z: protonok száma N: neutronok száma M: az atommag tömege Δm: tömeghiány c: fénysebesség Δm = 1 tömegszám (1,67· g) változásnak E kötési = 931,5 MeV kötési energia felel meg. A magképződés alkalmával a tömeghiány általában nem éri el a tömegszám 1 %-át.

Példa: Mennyi a héliumatommag kötési és fajlagos energiája? A 4 He héliumatommag két protonból és két neutronból áll: Z = N = 2. A szabad proton tömege m p = 1,00783 atomi tömegegység, a szabad neutron tömege m n = 1,00867 atomi tömegegység. A 4 He nuklidtömege (tömegszáma, atomsúlya) M = 4, A 4 He keletkezésekor tehát Δm = 2·1, ·1,00867 – 4,00260 = 0,03030 atomtömeg(atomsúly)-egységnyi tömeghiány állt elő. Ez a tömegdefektus E kötés = 28,3 MeV energia felszabadulásának felel meg, ennyi tehát a héliumatommag kötési energiája (ill. képződéshője). A nukleononkénti (átlagos) fajlagos kötési energia ennek negyedrésze, hiszen 4 nukleonból áll a hélium atommagja: E fajlagos = 28,3/4 MeV = 7,07 MeV.

Kötési energia létra 1 meV 1 eV 1 keV 1 MeV Termikus energia, ½ k B T, (25 meV szobahőmérsékleten) Foton energiája, hν Atomok kötési energiája molekulákban Az elektron kötési energiája az elektronburok külső héjában Az elektron kötési energiája a legnagyobb rendszámú (U) elem legbelső (K) héjában Nukleononkénti kötési energia a 4 He atommagjában (7.07 MeV) 1 eV = 1.6· J Coulomb-gát a legkönnyebb elemek fúziós magreakcióihoz

A Coulomb (taszító)-gát legyőzése Az atommagok egyesítését (fúzióját) akadályozza, hogy minden atommagban pozitív elektromos töltésű protonok vannak, így az atommagok erősen taszítják egymást (Coulomb-gát). A legkönnyebb elemek atommagjai néhány 10 keV energiára felgyorsítva már képesek magfúziós reakciókra. + + deutérium trícium héliumneutron Coulomb-gát ≈ 10 keV

Példa: Mekkora hőmérsékleten éri el az atommagok átlagos mozgási energiája a 10 keV Coulomb-gátat? Egyensúlyi állapotban T hőmérsékleten az egy szabadsági fokra jutó átlagos kinetikus energia ½·k B T, ahol k B = 1,38· J/K a Boltzmann- állandó. A Coulomb-gát termikus mozgással leküzdhető, ha a 3 szabadsági fokra (a tér 3 irányába mutató mozgásra) jutó átlagos kinetikus energia megegyezik a Coulomb-gát magasságával: E Coulomb = 3/2· k B T. Az ehhez szükséges hőmérséklet: Behelyettesítések után: T = 77 millió fok.

A negyedik halmazállapot: plazma A kb. 100 millió fok hőmérsékleten a részecskék mozgási energiája lényegesen nagyobb, mint az elektronok kötési energiája, ezért a közegben nem lesznek atomok (sem molekulák), hanem a szabad atommagok és elektronok keverékéből fog állni. Ezt a halmazállapotot hívjuk plazmának. A fúziós energiatermeléshez tehát 100 millió fok hőmérsékletű plazmát kell előállítani és egyben tartani. Ilyen magas hőmérsékleten természetesen semmilyen tartály nem alkalmazható, hanem mágneses terek tartják egyben a plazmát. Mai tudásunk szerint kizárólag a tórusz alakú berendezések látszanak alkalmasnak energetikai célú alkalmazásra. Ezek közül is a JET (Joint European Torus) TOKAMAK nevű konfiguráció jutott legközelebb a gyakorlati hasznosításhoz. Ebben külső tekercsek és a plazmában folyó áram mágneses terének eredője adja az összetartó mágneses teret, és a plazma fűtésére fordított teljesítmény kb. 60%-át tudták a (DT, deutérium + trícium) fúziós reakcióban elérni. Másik lehetőség, hogy nem tartjuk össze a forró anyagot (inerciális fúzió), hanem robbanásszerűen (lásd H bomba) termelünk fúziós energiát. A felfűtés előtt az üzemanyagot (DT) a szilárdtestsűrűség kb. tízszeresére kell összenyomni, amelyet nagyteljesítményű lézerekkel, atomnyalábokkal vagy sugárzással próbálnak elérni. Energiatermelési alkalmazásuk elé még nagyon sok műszaki és gazdaságossági probléma tornyosul.

A fúzió szabályozásának lehetőségei: a Lewson-kritérium. A plazmafizikai kutatások szerint a fúzió megindulása és fennmaradása szempontjából a plazmát - elegendően nagy sűrűséggel (n), - elegendően magas hőmérsékleten (T > millió fok) és - elegendően hosszú ideig (t) együtt kell tartani. A plazma n sűrűségének és a t élettartamának szorzata meg kell hogy haladjon egy kritikus értéket: n·t > s·cm -3 Ez az ún. Lewson-kritérium.

Fúziós magreakciók A legkönnyebben megvalósítható fúziós reakcióban egy deutérium és egy trícium mag egyesül és a reakció végén egy hélium mag és egy neutron keletkezik:

A plazmaállapot Egy fúziós reaktorban keV hőmérsékleten kellene D-T keveréket tartani. Ezen a hőmérsékleten már a részecskék mozgási energiája lényegesen nagyobb, mint az atomi kötések energiája, így az ütközésekben az atommagokról leszakadnak az elektronok. A gáz szabad atommagok (ionok) és elektronok keverékévé válik. Ez a plazma állapot. Az alábbi ábra az anyag négy (szilárd, folyadék, gáz, plazma) halmazállapotát szemlélteti:keV

A fúziós reaktor begyújtása Mi történik, ha a D-T keverék plazmát folyamatosan fűtjük addig, míg eléri a Lewson kritériumban leírt feltételt? Ezen a ponton a plazma által termelt fúziós teljesítményből a plazmában maradó rész éppen egyenlő a plazma veszteségeivel. Ezt az állapotot gyújtásnak (ignition) hívják. Ha egy kicsit tovább növekszik a hőmérséklet, akkor a plazma tovább fűti önmagát, és külső beavatkozás nélkül is növeli a hőmérsékletét. Az alábbi ábra a plazma veszteségek (P v ) és a fúziós teljesítmény (P f ) hőmérsékletfüggését mutatja.

Inerciális fúzió A tervek szerint egy inerciális fúziós erőmű úgy működne, hogy egy kisméretű (< 1 mm) deutérium-trícium keveréket tartalmazó kapszulát lézer- vagy részecskenyalábokkal összenyomunk, majd fűtünk. Az összenyomás során körülbelül a szilárdtest sűrűség tízszeresét kell elérni. A kapszula a gyújtáskor szabályozatlanul robban fel, mint egy mini hidrogénbomba, így nem lehet túl nagy méretű. Az alábbi ábra vázlatosan szemlélteti a folyamatot.

Egy lehetséges magfizikai folyamat fúziós energiatermelésre DD T n 4 He Li T 4 He villamos energia D (10 keV) + T (10 keV) → 4 He (3,52 MeV) + n (14,1 MeV)

DT reakcióval működő fúziós erőmű alapanyagai és végtermékei I. D (10 keV) + T (10 keV) → 4 He (3,52 MeV) + n (14,1 MeV) A zárójelbe tett mennyiségek a részecskék mozgási energiáját jelölik. A keletkező energia 80%-át a neutron viszi el, amely szinte akadálytalanul (nincs töltése) elhagyja a plazmát. A plazma körüli lítium-burokban a lítiummal lép reakcióba, miközben lelassulva villamosenergia-termelésre hasznosítható. A magreakció eredményeképp trícium és hélium keletkezik. A DT reakcióban keletkező 4 He atommag (alfa részecske) elektromosan töltött, így nem képes gyorsan megszökni a mágneses térből, hanem energiáját a plazma fűtésére fogja fordítani. Ezzel a sugárzási és egyéb veszteségek ellensúlyozhatók, és a plazma maga fenn tudja tartani a szükséges hőmérsékletet. A rendszer túlmelegedni nem tud, mivel a fúziós reakciók valószínűsége egy optimális hőmérséklet felett csökken. A deutérium stabil izotóp, a természetes hidrogénben (pl. vízben) kb. 1/6000 arányban van jelen, tehát szinte korlátlan mennyiségben és egyenletesen elosztva áll rendelkezésre.

DT reakcióval működő fúziós erőmű alapanyagai és végtermékei II. A trícium ellenben radioaktív, 12 év felezési idővel bomlik, ezért a természetben csak nagyon kevés található belőle. Lehetőség van viszont a trícium előállítására lítiumból a fúzióban keletkező neutron felhasználásával: A folyamat alapanyagai végül a deutérium és a lítium, a keletkező anyag pedig kizárólag hélium. A lítium a földkéregben meglehetősen egyenletesen elosztva áll rendelkezésre, nem túl költséges anyag. A világ lítiumtermelése is kb. 200 fúziós erőmű ellátását tenné lehetővé, tehát szintén nem korlát. A hélium kibocsátása tízezer évek alatt sem tudná észrevehetően megváltoztatni a légkör héliumkoncentrációját.

DT reakcióval működő fúziós erőmű kockázatai. A magreakcióban keletkező neutronok a reaktor szerkezeti anyagaiban szintén magreakciókat okozhatnak, és ezekben valamennyi sugárzó anyag is keletkezne. Ennek mennyisége és milyensége az anyagok megválasztásával kedvező irányba befolyásolható. Acélszerkezet esetén ezek a sugárzó anyagok kb. 100 év alatt bomlanának a veszélyes aktivitás alá, tehát nem jelentenének beláthatatlan időkre problémát. A keletkező neutronokkal szemben a berendezés körüli szokásos sugárvédelmi eljárások (pl. betonfal) tökéletes védelmet nyújtanak. A trícium mennyisége magában a plazmában igen kicsi, kevesebb, mint 1 g. A tríciumszaporító köpenyben, tárolókban és csővezetékekben összesen kb. 1 kg trícium lenne. Egy esetleges baleset során ennek, valamint a szerkezetek felaktiválódása során keletkező más mobilizálható radioaktív anyagoknak az épületből való kiszivárgása sem okozna olyan mértékű sugárzást, ami az erőmű területén kívül kitelepítést igényelne. A fúziós erőművekkel kapcsolatos kockázatok közül elsősorban kell megemlíteni, hogy megszaladás, leolvadás jellegű balesetek nem következhetnek be, mivel a forró plazma bármilyen probléma esetén a másodperc töredéke alatt lehűl, és a fúziós reakció leáll.

Példa: Mennyi D és T alapanyagot igényel évente egy 1 GW elektromos teljesítményű fúziós reaktor? D (10 keV) + T (10 keV) → 4 He (3,52 MeV) + n (14,1 MeV) Az 1 GW teljesítményű reaktor 1 év alatt 1 GW·365·86400 s = 3·10 16 J energiát termel. 1-1 molekula D és T magfúziójakor 17,6 MeV energia szabadul fel, 1-1 mol (6·10 23 db) D és T magfúziójánál pedig 17,6·6·10 23 MeV = = 1·10 25 MeV, ami 1·10 31 ·1,6· J = 1,6·10 12 J energiának felel meg. Az 1 GW teljesítményű reaktor évi energiatermelését 3·10 16 /1,6·10 12 mol ≈ 2·10 4 mol = 40 kg deutérium (ill. 60 kg trícium) tudja fedezni.

Kilátások ITER (EU, USA, Oroszország, Japán, Kína, Dél-Korea és India); Kezdet 2008 Cadarache (Franciaország); 500 MW fúziós teljesítmény; 75 MW fűtési teljesítmény; s hosszú impulzusok; Elektromos energiát nem fog termelni, és tríciumból sem lesz önfenntartó. Tesztelni fognak rajta különböző tríciumtermelési eljárásokat, valamint az alfa részecskék fűtőhatását a plazmára. Gazdaságossági kilátások: A fúziós energiatermelés költsége 3 és 9 eurocent közé becsülhető, tehát a mai hagyományos erőművek és a megújuló források között lenne. A működési költség csak 10-15% között van, ezzel szemben a tőkeberuházási költség 65-70%. Ez utóbbi is néhány nagy alkatrész (szupravezető mágnes, vákuumrendszer)uralja, tehát a technológiai fejlődéssel és szériagyártással együtt járó költségcsökkenés várható. 30 év múlva megkezdődhet a fúziós energiatermelés kora.

A fúziós plazma mágneses összetartása Mágneses térben a plazma töltött részecskéi Larmor pályán mozognak a mágneses tér erővonalai körül, ahogy azt az alábbi ábra mutatja. Az elektronok kisebb, az ionok nagyobb Larmor sugárral rendelkeznek:

Kellően erős mágneses tér esetén a Larmor pálya sugara lényegesen kisebb, mint a plazma mérete. Ekkor a plazma elsősorban az erővonalak mentén mozog. Zárt gyűrű alakú mágneses térben egy toroidális geometriájú plazma összetartható lenne ez alapján. Egy ilyen berendezés elvi vázlata:

A stellarátor A régebbi stellarátorok helikális tekercseket alkalmaztak a helikális térszerkezet létrehozására. A toroidális tekercsekben és a helikális tekercsben folyó áramok együtt hozzák létre a csavart térszerkezetet:

A korszerű stellarátorok (pl. W7-AS ) nem helikális tekercsekkel, hanem nem-síkbeli toroidális tekercsekkel rendelkeznek. Ennek az az előnye, hogy a mágneses térszerkezet jobban szabályozható, a berendezés könnyebben szerelhető és a plazmához is jobb a hozzáférés. Ilyen stellarátorokban a plazma keresztmetszetének alakja változik..W7-AS

A tokamak Az eddigi legsikeresebb fúziós berendezés-típus. Tórusz alakú, mindenhol azonos keresztmetszetű plazma erős (5 kA-5 MA) toroidális irányú plazmaárammal. A plazma fűtését (részben) ez az áram hozza létre (ohmikus fűtés). A legegyszerűbb esetben az áramot egy transzformátor segítségével indukálják. A tokamak alapvető részei (lásd az ábrát) a tórusz alakú vákuumkamra, a toroidális tekercs, a transzformátor és további kiegészítő tekercsek.

A tokamak működése A kamrát a kísérlet kezdetekor feltöltik munkagázzal (általában hidrogénnel, deutériummal vagy héliummal), majd a toroidális tekercsben hajtott áram segítségével erős mágneses teret keltenek a tóruszban a cső hossztengelye mentén. Amikor a tér már felépült, a transzformátor primer tekercsében időben lineárisan növekvő áramot hoznak létre. Ez a tórusz mentén elektromos teret indukál, (a tórusz maga tekinthető a transzformátor szekunder tekercsének), és ez az elektromos tér gázkisülést indít meg a munkagázban, amely ennek hatására gyorsan ionizálódik. Az így keletkezett plazmában a transzformátor erős áramot indukál, és az magas hőmérsékletre fűti a plazmát. A plazmaoszlopnak a vákuumkamra közepén tartásához kiegészítő szabályzó mágneses tekercsek szükségesek.

A plazma előállítása és fűtése A tokamakban a transzformátor által keltett elektromos tér ionizálja és felfűti a plazmát (ohmikus fűtés). A hőmérséklet növekedésével a plazma töltött részecskéi egyre ritkábban ütköznek egymással, így a plazma R ellenállása csökken. Ennek hatására adott I plazmaáram esetén az I 2 R ohmikus fűtési teljesítmény csökken, és a plazma további fűtésére más módszert kell használni. Ezeket összefoglaló néven kiegészítő fűtésnek nevezik. Meg kell jegyezni, hogy egy jelenlegi nagyméretű tokamak plazma fűtéséhez több tíz MW teljesítmény szükséges, így ez a feladat jelentős fizikusi és mérnöki kihívást jelent.

Hol tartunk ma? Ma számos nagy, elsősorban tokamak típusú berendezés üzemel a világban A fűtési teljesítmény 60 százalékának (Q = 0.6) megfelelő fúziós teljesítményt elérték D-T plazmában ( JET, Európai Unió).JET D-D plazmában elértek olyan körülményeket, amelyeknél D-T plazma várhatólag Q = 1 energiamérleget adna (JET, Európai Unió).JET Elkészültek az ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) mérnöki tervei (1998), de a megépítésének elkezdését a becsült 10 milliárd dolláros költség miatt 2008-ra halasztották. Ez a berendezés a tervek szerint képes lenne termonukleárisan "égő" plazma fenntartására.termonukleárisan "égő" plazma Európai-Japán-Orosz együttműködésben folyik egy redukált költségvetésű ITER tervezése. A cél egy nem égő, de Q =10 energiamérlegű berendezés létrehozása.

ITER tokamak

Fúziós kutatások Európában Európában az EU közös nagy JET tokamakja mellett különböző berendezéseken vizsgálják egy elképzelt fúziós reaktor egy-egy problémakörének fizikai és technikai megoldási lehetőségeit. Több nagy tokamak berendezés működik Németországban (ASDEX-UPGRADE, TEXTOR), Franciaországban (Tore-Supra), Olaszországban (FTU), Svájcban (TCV). Kisebb berendezések találhatók Spanyolországban, Hollandiában (RTP), Angliában (CLEO, DITE, START), Csehországban (CASTOR). Számtalan kisebb-nagyobb berendezés található Oroszországban, amelyek egy része jelenleg nem üzemel.JETASDEX-UPGRADE TEXTOR A stellarátorban rejlő lehetőségek vizsgálatára építés alatt áll egy nagy szupravezetö stellarátor Németországban (W7- X) amely állandó plazmát lesz képes fenntartani.

Magyaroszági fúziós kutatások 1998-ig működött a KFKI-RMKI-ban az MT-1M tokamak. Ekkor az akadémiai konszolídáció keretében leállították.KFKI-RMKIMT-1M Az MT-1M tokamakon plazma-instabilitás, szennyező- transzport és plazma-szilárdtest kölcsönhatás vizsgálatok, valamint különböző plazmadiagnosztikai eljárás (lézeres atomnyaláb, röntgentomográfia, lézeres pelletbelövés) fejlesztések folytak. A kísérleteket elméleti modellezések támasztották alá. Jelenleg az KFKI-RMKI kutatói az EURATOM együttműködés keretében különböző európai nagyberendezéseken folytatnak kísérleteket és elméleti számításokat atomnyaláb diagnosztika, plazma-turbulencia és pellet-plazma kölcsönhatás témakörben.KFKI-RMKIpellet