↑ Return to Tanulmányok

Mai fúziós kísérleti berendezések

(Réfy Dániel)

Napjainkban a fúziós kutatások irányát egy, a magfúzión alapuló energiatermelés létjogosultságát bizonyító kísérleti berendezés megépítése határozza meg, ez lesz az ITER nevű kísérleti reaktor, mely széles körű nemzetközi együttműködésben épül Cadarache-ban (Franciaország), és a tervek szerint 2019-2020-ban kezdi majd meg a 20 éves működését. Természetesen hosszú volt az út az első fúziós kísérletektől, azaz az 1950-es évektől napjainkig, amikor a fúziós energiatermelés már elérhető közelségűnek tűnik: az első tokamak, a TMP (Kurchatov Intézet, Moszkva) 1954-es megépítése óta legalább 200 tokamak típusú berendezés épült világszerte, és ezek nagy része jelentős eredményekkel mozdította előre a fúziós kutatásokat. Ezen az oldalon áttekintjük a ma üzemelő fontosabb kísérleti berendezéseket és az ott elért eredményeket.

A világ eddig szinte összes tokamak berendezéséről egy nagyszerű gyűjteményt állított össze Nick Balshaw.

JET

A JET (Joint European Torus) tokamak a jelenleg üzemelő legnagyobb mágneses összetartású kísérleti berendezés, Culhamben található az Egyesült Királyságban. 1983-ban kezdte meg működését limiteres konfigurációban, 1992-ben átalakították divertoros konfigurációjúra, jelenleg is így üzemel, D keresztmetszetű plazmával. Az egyetlen deutérium-trícium üzem kompatibilis berendezés a világon, itt érték el a jelenlegi 16.1MW fúziós teljesítmény világcsúcsot 1997-ben. 2009-2011 között jelentős átalakításokon esett keresztül, a teljes belső falát kicserélték robotokkal az úgy nevezett ILW (Iter Like Wall) konfigurációra, amely nagy sikert aratott, és a jelenlegi tervek szerint az ITER berendezés fala is hasonló lesz. Jelenleg tulajdonképpen az ITER teszt terepeként szolgál, tekintve, hogy geometriája, fal anyagösszetétele, plazma üzemállapota nagyfokú hasonlóságokat mutat azzal, mint amit az ITERnél terveznek.

Wikipedia: http://en.wikipedia.org/wiki/Joint_European_Torus

EFDA weboldal: http://www.efda.org/jet/

Videó egy JET plazma kisülésről: http://www.youtube.com/watch?v=Z3IKaGR9EVs

ASDEX upgrade

Az ASDEX (Axially Symmetric Divertor EXperiment) upgrade tokamak Gärchingban található, Németországban, 1991-ben épült, D alakú plazmájú, divertoros konfigurációjú berendezés. A belső fala teljes egészében wolfram bevonatú szénszál kompozit, mely jelentős teljesítménysűrűség viselésére képes. Ez szükséges is, mivel a berendezésbe épített fűtési teljesítmény 28MW, mellyel olyan plazmából kilépő energia áramsűrűség érhető el, mint milyet az ITERnél várnak. A kutatások fő irányvonala jelenleg az ITER releváns üzemmódok, anyagok, ELM kontrol, üzemanyag utánpótlás fejlesztése fele mutat.

Mindenképp megemlítendő itt elődje, az 1980-ban épült cirkuláris-divertoros ASDEX tokamak, melyben először figyelték meg a H-mode (High Confinement Mode – nagy összetartású mód) üzemállapotot, illetve az arra jellemző ELM-eket (Edge Localized Mode – plazmaszéli módus). Azért fontos ezt itt megemlíteni, mivel az ITER tokamak tervezett alap üzemállapota is ez az úgynevezett H-mode lesz.  A régi ASDEX tokamak fő elemei ma HL-2A néven Kínában üzemelnek.

IPP Gärching weboldal: http://www.ipp.mpg.de/ippcms/eng/for/projekte/asdex/index.html

Videó egy ASDEX upgrade tokamak plazma kisülésről: http://www.youtube.com/watch?v=QCK51vqWunU

MAST

A MAST (Mega Ampere Spherical Tokamak) Culhamban található az Egyesült Királyságban, és 1999 óta üzemel. Az USA-ban található NSTX tokamak mellett a két fő szférikus tokamak (ST) kísérlet egyike, melyek célja a mágneses összetartású plazmák fizikájának jobb megértése, illetve egy jövőbeli ST energiatermelő reaktor lehetőségeinek feltérképezése. Az ST, ahogy azt a neve is mutatja, szintén tokamak elven működik, viszont ahogy az a képen is látható, könnyen megkülönböztethető a hagyományos tokamakoktól a plazma nagy- és kissugarának kis aránya (aspect ratio) miatt. A plazma közel gömb alakú (spherical), a hagyományos tórusz alakú plazmával üzemelő berendezésekhez képest jóval keskenyebb a központi szolenoid, mégis jóval nagyobb plazma nyomás érhető el benne adott mágneses térerősség mellett. A MAST tokamak további előnye a kutatások szempontjából a rendkívül jó plazmadiagnosztika ellátottsága.

CCFE weboldal: http://www.ccfe.ac.uk/MAST.aspx

Videó egy MAST tokamak plazma kisülésről: http://www.youtube.com/watch?v=m7nSmoYoPMc

KSTAR

A KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) tokamak Daejon-ban, Dél-Koreában található, 2008 óta üzemel, divertoros, plazmája D keresztmetszetű. Ahogy azt a neve is sugallja, a berendezés mágneses terét teljes egészében szupravezető tekercsek indukálják,így az ITER berendezés szempontjából is releváns, hiszen az is szupravezető tokamak lesz. 5 perces, 2MA áramú kisüléseket, illetve a jelenlegi 14MW fűtési teljesítményt kiegészítve összesen közel 40MW külső plazma fűtést terveznek.

NFRI weboldal: https://www.nfri.re.kr/english/fusion/kstar.php

technológiai KSTAR videó: http://www.youtube.com/watch?v=Yju-Xf33Zv8

EAST

The EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) tokamak Hefeiben található, Kínában, és 2006 óta üzemel. ’D’ keresztmetszetű plazmája szimpla és dupla divertoros konfigurációban is üzemeltethető, valamint ahogy a neve is sugallja, a KSTAR-hoz hasonlóan ez a berendezés is a szupravezető tekercses tokamakok úttörőjének számít. 1000 másodperces, nem induktív áramhajtásos plazmákat terveznek szupravezető állapotban, így tesztelve az ITER tokamaknál várhatóan fellépő technológiai és plazmafizikai jelenségeket.

CAS weboldal: http://english.hf.cas.cn/ic/ip/east/

cirkuláris EAST plazma videó: http://www.youtube.com/watch?v=hjwC4aW7Rwc

DIII-D

A DIII-D tokamak San Diegoban, az Egyesült Államokban található és 1986 óta üzemel, azóta is az USA legnagyobb mágneses összetartású berendezése. Ez a tokamak tartja jelenleg is a plazma béta (plazma nyomás és a mágneses nyomás aránya) rekordot (12.5%).  Fala szénből van, plazmája ’D’ alakú, dupla és szimpla divertoros módban is üzemeltethető. A beépített, több féle, összesen 31MW fűtő teljesítménynek, alternatív áramhajtási lehetőségeknek, számos plazma konfigurációnak és összetett kontrol rendszernek köszönhetően meglehetősen flexibilis berendezés. A kutatások az ITER számára releváns, alternatív áramhajtási módok és magas bétájú plazma konfigurációk irányában folynak.

DIII-D tokamak belülről: http://www.youtube.com/watch?v=tdQmPUI23mA

General Atomics weboldal: https://fusion.gat.com/global/DIII-D

JT-60U

A JT-60U tokamak Naka városában, Japánban üzemelt 1991 és 2010 között, jelenleg átalakítás alatt áll: a tekercseket szupravezetőre cserélik, tervek szerint 2016-ban áll majd újra üzembe JT-60SA néven közös Japán-EU kísérletként. A régi berendezés tipikus ’D’ alakú plazmás, divertoros tokamak. Jelenleg is tartja a fúziós hármas szorzat (elektron sűrűség, hőmérséklet, energia összetartási idő) rekordot, amely, ha nem deutérium, hanem deutérium-trícium plazmával értek volna el, elégséges lett volna a plazma begyújtásához, azaz a fúziós teljesítmény meghaladta volna a veszteségi teljesítményt (Q=1.25). 

JT-60 plazma kisülés: http://www.youtube.com/watch?v=D1UjNSOtrPo

JAEA weboldal: http://www-jt60.naka.jaea.go.jp/english/index-e.html

TCV

A TCV (Tokamak a configuration variable) tokamak Lausanne-ban, Svájcban található, és 1992 óta üzemel. Ahogy a neve is mutatja (változtatható konfigurációjú tokamak), a berendezés úgy van kialakítva, hogy benne számos különböző plazmakonfiguráció állítható elő, geometriája is ezt a célt szolgálja: a tórusz poloidális metszete körülbelül háromszor magasabb, mint amilyen széles. Először 2006-ban sikerült kizárólag önhajtott (bootstrap), tehát nem induktív áramhajtással üzemeltetni, ez a berendezés tartja a teljesen önhajtott áram világrekordját (210kA) is, amit elektron ciklotron áramhajtással sikerült elérni. Másik rekorddal is büszkélkedhet a berendezés, mivel itt állították elő a legelnyújtottabb plazmát konvencionális tokamakban (2.8), valamit csak ez a berendezés képes negatívan háromszöges (a tórusz közepe felé csúcsosodó) plazma előállítására.

EPFL weboldal: https://crppwww.epfl.ch/crpp_tcv.html

A falról leváló por egy plazmakisülés után: http://www.youtube.com/watch?v=Q87QNDeqGHQ

Tore Supra

A Tore Supra tokamak Franciaország déli részén található Cadarache-ban, nagy méretű, kör keresztmetszetű plazmájú berendezés, és 1988 óta üzemel. A nevében a ’supra’ szó a szupravezető toroidális tér tekercsekre vonatkozik, jelenleg ez az egyetlen európai szupravezető tokamak. A berendezés célja, hogy hosszú plazma kisüléseket tartsanak fenn benne, ezért van szükség a szupravezető tekercsekre, valamint a szintén egyedülálló aktívan hűtött belső falra. Jelenleg is tartja a leghosszabb plazmakisülés világrekordját: hat és fél perces plazmát csináltak benne 2003-ban.

CEA weboldal: http://www-drfc.cea.fr/gb/accueil/index.htm

Tore Supra plazma video: http://www.youtube.com/watch?v=g8BZyiggEAE

TEXTOR

A TEXTOR (Tokamak EXperiment for Technology Oriented Research) tokamak Jülichben található, Németország nyugati részén, cirkuláris plazmájú, limiteres tokamak és 1978 óta üzemel. A berendezés fő célja a plazma-fal kölcsönhatásának vizsgálata, az itt összegyűjtött tudás segít az olyan anyagok kifejlesztésénél, melyek az ITER első falaként szolgálnak majd. Nem csupán technikai, hanem számos plazmafizikai kísérlet is folyik itt, a berendezés különlegessége az úgynevezett dinamikus-ergodikus divertor (DED), mellyel úgy módosítható a mágneses geometria, hogy benne a zárt erővonalak felszakadnak, ergodizálódnak, ezzel jelentősen befolyásolható és jobban kontrollálható a plazma széli energia és részecske transzport.

TEXTOR plazma DED működés közben: http://www.youtube.com/watch?v=mHZ3Eav7_GM

TEXTOR weboldal (német): http://www.fz-juelich.de/iek/iek-4/DE/Forschung/09_TEXTOR/_node.html

FZJ weboldal: http://www.fz-juelich.de/portal/EN/Research/EnergyEnvironment/NuclearFusion/_node.html

COMPASS

A COMPASS tokamak Prágában, Csehországban található, és 2009-ben kezdte meg a működését. A berendezés korábban Culhamban üzemelt COMPASS-D néven, de 2002-ben leállították, és elszállították Prágába, hogy átadhassa helyét a MAST-nak. Az új helyen számos fejlesztést hajtottak rajta végre, jelenleg is folyamatosan bővül az elérhető diagnosztikák sora, és 2012 novemberében sikerült H-mode-ot is elérni, ami minden berendezés életében mérföldkőnek számít. Geometriája miatt – a kis mérete ellenére – a berendezés ITER releváns, ezért az itt folyó kutatások főleg a plazmatranszport, plazma – elektromágneses hullám kölcsönhatás, diagnosztika fejlesztés irányokban folyik.

IPP CR weboldal: http://www.ipp.cas.cz/Tokamak/index?m=comp