Termonukleris fzi Energiatermels kmiai ktsekbl A kmiai ktsekbl

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 Efajlagos kötési energia (Me. V) 56 Fe 8 4 He 238 U Az egy nukleonra eső átlagos (fajlagos) kötési energia: 4 3 T 2 D 0 Z: protonok száma N: neutronok száma M: az atommag tömege Δm: tömeghiány c: fénysebesség 100 magfúzió Δm = 1 tömegszám (1, 67· 10 -24 g) változásnak Ekötési = 931, 5 Me. V kötési energia felel meg. A magképződés alkalmával a tömeghiány általában nem éri el a tömegszám 1 %-át. A, tömegszám 200 maghasadás

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 mp = 1, 00783 atomi tömegegység, a szabad neutron tömege mn = 1, 00867 atomi tömegegység. A 4 He nuklidtömege (tömegszáma, atomsúlya) M = 4, 00260. A 4 He keletkezésekor tehát Δm = 2· 1, 00783 + 2· 1, 00867 – 4, 00260 = 0, 03030 atomtömeg(atomsúly)-egységnyi tömeghiány állt elő. Ez a tömegdefektus Ekötés = 28, 3 Me. V 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: Efajlagos = 28, 3/4 Me. V = 7, 07 Me. V.

10 Kötési energia létra Nukleononkénti kötési energia a 4 He atommagjában (7. 07 Me. V) 1 Me. V 100 10 Az elektron kötési energiája a legnagyobb rendszámú (U) elem legbelső (K) héjában Coulomb-gát a legkönnyebb elemek fúziós magreakcióihoz 1 ke. V 100 10 1 e. V Atomok kötési energiája molekulákban Foton energiája, hν Az elektron kötési energiája az elektronburok külső héjában 100 10 1 me. V Termikus energia, ½ k. BT, (25 me. V szobahőmérsékleten) 1 e. V = 1. 6· 10 -19 J

A Coulomb (taszító)-gát legyőzése neutron ≈ 10 ke. V hélium + Coulomb-gát trícium deutérium • 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 ke. V energiára felgyorsítva már képesek magfúziós reakciókra. +

Példa: Mekkora hőmérsékleten éri el az atommagok átlagos mozgási energiája a 10 ke. V Coulomb-gátat? • Egyensúlyi állapotban T hőmérsékleten az egy szabadsági fokra jutó átlagos kinetikus energia ½·k. BT, ahol k. B = 1, 38· 10 -23 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: ECoulomb = 3/2· k. BT. • 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 > 10 -100 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 > 1014 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 10 -20 ke. V 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:

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 (Pv) és a fúziós teljesítmény (Pf) 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 T Li T n D D 4 He villamos energia D (10 ke. V) + T (10 ke. V) → 4 He (3, 52 Me. V) + n (14, 1 Me. V)

DT reakcióval működő fúziós erőmű alapanyagai és végtermékei I. D (10 ke. V) + T (10 ke. V) → 4 He (3, 52 Me. V) + n (14, 1 Me. V) 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 ke. V) + T (10 ke. V) → 4 He (3, 52 Me. V) + n (14, 1 Me. V) Az 1 GW teljesítményű reaktor 1 év alatt 1 GW· 365· 86400 s = 3· 1016 J energiát termel. 1 -1 molekula D és T magfúziójakor 17, 6 Me. V energia szabadul fel, 1 -1 mol (6· 1023 db) D és T magfúziójánál pedig 17, 6· 6· 1023 Me. V = = 1· 1025 Me. V, ami 1· 1031 · 1, 6· 10 -19 J = 1, 6· 1012 J energiának felel meg. Az 1 GW teljesítményű reaktor évi energiatermelését 3· 1016/1, 6· 1012 mol ≈ 2· 104 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; 500 -1000 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. W 7 -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. .

A tokamak Az eddigi legsikeresebb fúziós berendezés-típus. Tórusz alakú, mindenhol azonos keresztmetszetű plazma erős (5 k. A-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). • D-D plazmában elértek olyan körülményeket, amelyeknél D -T plazma várhatólag Q = 1 energiamérleget adna (JET, Európai Unió). • 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. • 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. • A stellarátorban rejlő lehetőségek vizsgálatára építés alatt áll egy nagy szupravezetö stellarátor Németországban (W 7 -X) amely állandó plazmát lesz képes fenntartani.

Magyaroszági fúziós kutatások • 1998 -ig működött a KFKI-RMKI-ban az MT-1 M tokamak. Ekkor az akadémiai konszolídáció keretében leállították. • Az MT-1 M tokamakon plazma-instabilitás, szennyezőtranszport 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.