A jövő mágneses fúziós kísérletei

(Pokol Gergő)

Napjainkban mágneses összetartású fúziós berendezések üzemelnek szerte a világon, és ontják magukból az érdekes plazmafizikai eredményeket. Ennek eredményeképp a mágnesesen összetartott fúziós paraméterű plazmákat elég jól ismerjük egyetlen jelenséget kivéve: ez a magfúzió és az abban keletkezett gyors részecskék hatása. Egy majdani fúziós erőműben ezek az effektusok – remélhetőleg – nem lesznek elhanyagolhatóak, ezért a fúziós kísérletek következő generációjának elsődleges célja a berendezésben lejátszódó magfúziós reakciók plazmafizikai, energetikai és technológiai vonatkozásainak vizsgálata.

Ma az egyetlen működő tokamak, ami D-T működésre képes – egyben a valaha épült legnagyobb tokamak is – a JET. Azonban ezt a tokamakot is kímélik, az utolsó D-T kísérlet 1997-ben volt, és akkor sem volt annyi fúziós reakció, ami a majdani energiatermelő reaktorok szempontjából releváns vizsgálatokat lehetővé tette volna. A JET ennek ellenére sok szempontból mintául szolgált a következő generáció zászlóshajójának, az ITER-nek.

ITER

Az ITER tokamak a következő lépés a fúziós energiatermelés felé vezető úton. A franciaországi Cadarache telephelyen épül, de a részegységeit a világ minden tájáról szállítják oda. Az ITER együttműködésben részt vesznek a világ tudományos és gazdasági nagyhatalmai: az Európai Unió, Amerikai Egyesült Államok, Oroszország, Kína, India, Japán és Dél-Korea.

 Az ITER tokamak építésének helyszíne: a franciaországi Cadarache.

Az ITER dedikált célja:

  1.  10-szeres energiasokszorozás (10-szer nagyobb fúziós teljesítmény a plazmafűtés teljesítményéhez képest) 300 másodperces kisülésekben, illetve 5-szörös energiasokszorozás állandó üzemmódban. A plazma összetartása és fűtése ilyen körülmények között.
  2. Fúziós technológiák meglétének demonstrálása: szupravezető tekercsek, vákuumtechnika, plazmafűtések reaktor méterekben, nukleáris környezetben. Egy jövőbeli energiatermelő reaktor technológiai rendszereinek tesztelése.
  3. A zárt trícium ciklushoz szükséges tríciumszaporító elképzelések tesztelése.

Ezek ambiciózus célok, de az ITER továbbra is kísérleti berendezés lesz. Ez azt jelenti, hogy nem fog energiát visszatáplálni az elektromos hálózatba, és trícium szempontjából sem lesz önellátó.


Az ITER tokamak elmetszett mérnöki terve: Látható a tórusz alakú vákuumkamra közepén a központi transzformátor tekerccsel.  A vákuumkamrát körülölelik a toroidális tér tekercsek, és az egész berendezés a kriosztátba van bezárva. A kriosztáton kívülről a plazmához a jobb oldalon látható portokon keresztül lehet hozzáférni. [forrás:http://www.iter.org/doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/129/in-cryostat-overview-110824.jpg]

Az ITER tervezésénél alapvető szempont volt, hogy a plazmája hasonlítson a JET plazmájához, csak nagyobb legyen. Ennek megfelelően a vákuumkamra alakja D-alakú, és a berendezés egy alsó divertorral rendelkezik. A lényeges különbségeket a JET tokamaktól minden esetben a hosszú idejű D-T kisülések által támasztott követelményekből adódnak.

A JET tokamakkal ellentétben az ITER-ben az összes főbb tekercsrendszer szupravezető a réztekercsek elektromos ellenállásából eredő óriási energiaveszteség elkerülése érdekében. A niobium-ón és nióbium-titán szupravezetőket 4 K körüli hőmérsékleten kell tartani, ezért az egész berendezés egy vákuum kriosztátban helyezkedik el.

A másik nagy különbség, hogy a fúziós reakciókban keletkező nagyenergiájú neutronoktól az ITER-ben egy vastag, aktívan hűtött köpeny védi a vákuumkamrát. A vákuumkamra belsejéhez a kriosztáton átvezetett portokon keresztül lehet kívülről hozzáférni. A portok nagy részét technológiai és diagnosztikai rendszerek foglalják el, de három port különleges feladatot kapott: ide kerülnek a különböző tríciumszaporító technológiákat demonstráló teszt köpeny modulok.

Az ITER építését 2007-ben kezdték tereprendezéssel, mára már több épület áll, a tokamak épület földrengésbiztos alapozása készül és főbb komponensek gyártása is folyamatban van.  Az első ITER plazmát 2021-re várjuk.


Az ITER épület alapozása: 493 db. szeizmikus izolációs bak látszik, ezekre ültetik majd rá az épület 1,5 m vastag vasbeton alaplemezét. [http://www.iter.org/construction/tkmfoundations]

AZ ITER szerkezetéről [http://www.iter.org/mach], építéséről [http://www.iter.org/construction], összeállításának terveiről [http://www.iter.org/construction/assembly] és az aktuális hírekről [http://www.iter.org/newsline] az ITER honlap bőséges információval szolgál. További információ érhető el az európai szervezetek honlapjain:

DEMO

Az ITER kísérlet fontos lépés lesz a fúziós energiatermelés felé vezető úton, de még nem lesz erőmű. Az első fúziós reaktor, ami elektromos áramot fog a hálózatra termelni a DEMO demonstrációs erőmű lesz. A DEMO reaktor esetében nem lesz még cél a pénzügyi megtérülés, de ettől eltekintve a jövőbeli első generációs fúziós erőművek prototípusának tekinthető [http://ec.europa.eu/research/energy/euratom/index_en.cfm?pg=fusion&section=iter-future].

Az ITER után a DEMO reaktornak kell megoldani két kritikus problémát: a zárt trícium-körhöz szükséges tríciumtenyésztést és a fúziós eredetű, nagy energiájú, óriási neutronfluxus elviselésére alkalmas szerkezeti anyagok alkalmazását. A tríciumtenyésztő köpeny tervezését az ITER teszt köpeny modul programja segíti, de a nagy, fúziós eredetű neutronok anyagszerkezetre gyakorolt hatásának vizsgálatára egy külön berendezést építenek Japánban, az IFMIF-et [http://www.ifmif.org].

A DEMO reaktor koncepcióját erősen befolyásolhatják az ITER és IFMIF kísérletek tapasztalatai, de a fúziós energiatermelésig hátralévő évek számának csökkentése érdekében több ország és szervezet is már elkezdte tervezni. Az Európai Unió a kezdeti koncepcionális tanulmányok után konkrét mérnöki tervezésre is elkülönített erőforrásokat és az aktuális menetrend szerint 2050-re szeretne egy működő fúziós erőművet [http://www.efda.org/newsletter/the-road-to-fusion-electricity/]. A legambiciózusabb fúziós programot viszont Dél-Korea fogadta el, ahol már 2030-ra üzembe szeretnék helyezni a saját energiatermelő fúziós reaktorukat [http://magfuzio.hu/del-korea-milliard-dollaros-tetben-fogadott-a-fuzios-energiatermeles-sikerere/].

Erőművek

A majdan piaci alapon épülő fúziós erőművekről ebben a pillanatban nem sok biztosat lehet mondani.  A fúziós reaktorokat kritikusan érintő két technológia is olyan ütemben fejlődik, ami ma még nehezen megjósolható mértékben könnyítheti meg a fúziós erőművek építését: a magashőmérsékletű szupravezetők és az anyagtudomány.


Egy fúziós erőmű blokksémája a jelenlegi technológiát feltételezve. Sárga vonal: elektromos áram, kék vonal: hideg hűtőközeg, piros vonal: forró hűtőközeg, barna vonal: üzemanyag, fekete vonal: mechanikai kapcsolat.

Jelenleg még nem lehet magashőmérsékletű szupravezető anyagokat alkalmazni a fúziós reaktorok mágneses terének előállítására, mert a most nagy mennyiségben gyártható ilyen anyagok nem tudják a szupravezetést biztosítani nagy mágneses térben. Kísérleti mennyiségben azonban már léteznek olyan anyagok, amik ezt is tudják. Ezek alkalmazása azért lenne nagy előrelépés, mert folyékony héliumos helyett elég lenne folyékony nitrogénes hűtést alkalmazni, ami több nagyságrenddel olcsóbb és egyszerűbb technológia.

A másik fontos előrelépés az anyagtudományban történhet. A mai trendek abba az irányba mutatnak, hogy pár évtized múlva a SiC-hoz hasonló kerámiák teljesen kiválthatják az acélokat a fúziós berendezések neutronsugárzásnak és hőterhelésnek leginkább kitett részein. Ez lehetővé tenné a magas hőmérsékletű hélium hűtés alkalmazását. Az akár 1000 °C körüli héliumot aztán elektromos energia termelése mellett akár közvetlenül kémiai üzemanyagok (hidrogén, szénhidrogének) termelésére lehetne használni. Jelenleg labor méretű SiC- He hőcserélők tesztelése folyik.

Ezen technológiák azt is lehetővé tehetik, hogy a jelenleg ideálisnak tekintett 1,5 GW elektromos teljesítményű blokkok helyett kisebb és rugalmasabban üzemeltethető fúziós erőmű blokkokat építsünk, amik jobban alkalmazkodnak egy nagy megújuló energia hányaddal működő energiagazdaság igényeihez.

Wendelstein 7-X

A jövő mágneses fúziós berendezéseiről beszélve meg kell említeni, hogy léteznek a tokamaktól eltérő koncepciók is. A legígéretesebb ilyen koncepció a sztellarátor. A különbség a két berendezéstípus között, hogy míg a tokamakban a plazmát összetartó mágneses térhez szignifikáns mértékben hozzájárul a plazmában folyó áram, addig a sztellarátor esetében a mágneses teret teljes egészében külső tekercsekkel hozzuk létre. Ebből következik, hogy a sztellarátor nagyon előnyös lehet, mert nem kell plazmaáramot hajtani és nincsenek áram által okozott instabilitások, viszont cserébe nagyon pontosan kell megtervezni és megépíteni a mágneses tekercsrendszert.

A sztellarátor koncepció egyik főpróbája lesz a németországi Greifswaldban jelenleg is épülő Wendelstein 7-X sztellarátor. Ez lesz a világon az első teljesen optimalizált moduláris sztellarátora, a koncepció sikere nagymértékben ezen a berendezésen múlik. A berendezés 2004 óta épül, és a működés első fázisa várhatóan 2014-ben kezdődik. A Wendelstein 7-X sikere megalapozhat akár egy sztellarátorokra alapozott fúziós energiatermelést is.

A Wendelstein 7-X sztellarátorral kapcsolatos aktuális híreket a Wendelstein 7-X hírlevelekben lehet olvasni [http://www.ipp.mpg.de/ippcms/eng/for/publikationen/w7xletters/index.html].


A Wendestein 7-X sztellarátor közvetlenül a tórusz bezárása előtt 2011.11.1-én. Az ötből négy szektor már a helyén van, az utolsó szektor vákuumkamrája a tekercsekkel a darun függ, míg a kriosztát alsó eleme az előtérben látható.