Univerza v Ljubljani Fakulteta za matematiko in fiziko Oddelek za fiziko. Projekt ITER SEMINAR. Avtor: Jure Maglica Mentor: doc. dr.

Transcription

1 Univerza v Ljubljani Fakulteta za matematiko in fiziko Oddelek za fiziko Projekt ITER SEMINAR Avtor: Jure Maglica Mentor: doc. dr. Milan Čerček Ljubljana, April 005

2 POVZETEK V seminarju je opisan kratek razvoj fuzije z magnetnim omejevanjem od ideje in teoretičnih temeljev do zadnjega aktualnega projekta ITER. Opisani so posamezni sistemi in delovanje reaktorja kot celota. Prav tako so navedene težave in izzivi, ki jih postavljajo fuzijski reaktorji. Na mnogih področjih bo ta projekt največji ali edinstven. ITER tokamak bo prvi fuzijski reaktor, ki bo deloval z izkoristkom, saj bo proizvedel nekajkrat večjo fuzijsko moč, kot je bo potreboval za delovanje. Tako bo tudi za širše množice zelo dober reprezentativen primer elektrarne, ki pridobiva energijo s fuzijo goriva. Te elektrarne so za prihodnost zelo pomembne zaradi velikih zalog goriva in okoljske neoporečnosti (radioaktivnost v primerjavi z elektrarnami na principu fisije je bistveno manjša). Fuzijske elektrarne bi bile dodatno privlačne tudi zaradi proizvodnje elektrike brez emisij toplogrednih plinov, razvili pa jih bodo ravno s pomočjo raziskav na reaktorju ITER. KAZALO POVZETEK KAZALO UVOD 3 FUZIJSKE REAKCIJE IN VEZAVNA ENERGIJA 4 PRESEK ZA FUZIJO 5 REAKCIJSKA HITROST 6 PLAZMA 7 POGOJI ZA FUZIJO 7 TOKAMAK 8 OMEJEVANJE PLAZME 8 GRETJE PLAZME 9 PRIDOBIVANJE GORIVA 10 POMNOŽEVALNI FAKTOR Q 10 LAWSONOV KRITERIJ 10 SAMOVZDRŽEVANJE REAKTORJA 1 PROJEKT JET 13 PROJEKT ITER 14 ZGRADBA 15 VAKUUMSKA POSODA 17 MATERIALI 18 TEHNIČNI PODATKI ZA ITER 19 TEHNIČNI PODATKI DOSEDANJIH REAKTORJEV 19 ZAKLJUČEK 0 LITERATURA 0

3 UVOD Že od leta 1905, ko je Einstein odkril enačbo E=mc², so mnogi pomislili kako bi iz mase pridobili energijo (npr. električno). Na primer iz devterijevega in tritijevega jedra bi s fuzijsko reakcijo lahko dobili helijevo jedro in nevtron, katerih skupna masa je manjša od skupne mase vhodnih elementov. Pridobljeno energijo odneseta nevtron in helijevo jedro v obliki kinetične energije. Tudi pri fisiji gre za podoben proces, saj težka jedra razpadajo v lažja jedra. Masa produktov je manjša od mase prvotnega jedra. V obeh primerih bi lahko energijo pridobivali na račun omenjene porabljene mase, kar je ekvivalentno razliki vezavnih energij vhodnih in izhodnih elementov. Že kmalu, leta 1939 sta bili fuzija in fisija dobro poznani reakciji, ki so ju uporabljali po. svetovni vojni v atomskih bombah (vodikova, plutonijeva bomba). Pri fisiji gre za razpad jeder (uranovega 35 atoma ali plutonijevega 39), kar se uporablja tudi v fisijskih reaktorjih. S pomočjo fisije so uporabljali tudi fuzijske reakcije. Fisija je bila takrat edini način ustvarjanja pogojev pri katerih se jedri zlijeta. Za reakcijo je namreč potrebnih nekaj milijonov K in velika gostota delcev. Takšne so na primer zvezde in naše Sonce, kjer pogoje ustvari gravitacija. Danes te pogoje v reaktorjih ustvarijo z magnetnim poljem. Medtem ko so fisijski nuklearni reaktorji začeli delovati že precej zgodaj (z izkoristkom leta 1951 postavljen reaktor v Idahu), je fuzija še v povojih oziroma raziskovalni fazi. In vendar v njen prid govori nekaj dejstev, kot sta ekološka neoporečnost in ogromne zaloge goriva za reakcijo. ITER bo končno dosegel, kar so si raziskovalci prizadevali večino prejšnjega stoletja, delovanje fuzijskih reaktorjem z izkoristkom. Slika 1: Shema tokamaka ITER [1] FUZIJSKE REAKCIJE IN VEZAVNA ENERGIJA Vsak atom ima manjšo maso kot jo ima seštevek mas vseh njegovih posameznih nukleonov. Razlika v masi je ekvivalentna razliki vezavnih energij med nukleoni. Vezavna energija narašča glede na število nevtronov in protonov v jedru in znaša od, MeV ( H) do 1760Mev ( 09 Bi), kar je ogromna razlika (če gledamo le stabilna 3

4 jedra). Vezavna energija pomeni, koliko energije moramo dovesti, da jedro razdelimo na posamezne nukleone (ki nato med sabo niso vezani). Vezavna energija na posamezen nukleon pa se ne razlikuje toliko saj znaša 1,1 MeV/nukleon pri ( H) in največ 8,8 MeV/nukleon pri ( 56 Fe). 56 Fe je najbolj stabilno jedro, saj je potrebno največ energije da mu odtrgamo en nukleon. Odvisnost vezavne energije vidimo na sliki. Energijo pri fisijski in fuzijski reakciji pridobivamo iz razlike mas vhodnih in izhodnih delcev (reaktantov in produktov). Razlika je le v tem, da pri fuziji zlivamo lahke delce v težje in prehajamo k bolj stabilnim jedrom, pri fisiji pa prav tako prehajamo k stabilnejšim jedrom, le da razpadajo težka jedra. Slika : Graf prikazuje odvisnost vezavne energije od števila nukleonov [9] E = [Z m( 1 H) + N m(n) m( A ZX)] (931,49 MeV/u), Kjer je Z število protonov in N število nevtronov. A= Z+N m(h) = 1,00785 u (masa protona) m(n) = 1, u (masa nevtrona) Primernejše fuzijske reakcije: D + T 4 He + n E = 17,6 MeV (14,1 MeV odnese nevtron in 3,5 MeV delec α) D + D 3 He + n E = 3,3 MeV D + D T + H E = 4,0 MeV D + 3 He 4 He + H E = 18,3 MeV Slika 3: Shema DT reakcije [8] V vseh reakcijah nastopajo D (devterij), T (tritij), ki sta izotopa vodika ter dva izotopa helija. Tu naj omenim, da se pri prvi reakciji sprosti skoraj največ energije (4,8 MeV pridobimo posredo še iz litija). DT reakcija ima največji presek za fuzijo pri nam dosegljivih energijah (do 10 kev) in posledično najnižjo vžigno temperaturo ter omogoča doseganje največje gostote fuzijske moči, kar je precej nedvoumno vodilo do izbire goriva. Obetavna izgleda tudi četrta reakcija, pri kateri se sprosti največ energije, vendar je njen presek za fuzijo dovolj velik šele pri 300 kev (slika 4), kar je za trenutne dosežke preveč. Dolgoročno naj bi fuzijski reaktorji delovali na reakciji DD, zaradi težav s pridobivanjem tritija. V reaktorji naj bi potekale reakcije DT in dolgoročno DD, medtem ko v zvezdah potekajo reakcije proton proton 4

5 p + + p + D + e - + υ + 0,41 MeV D + p + 3 He + γ + 5,5 MeV 3 He + 3 He 4 He + p + + p + + γ + 1,98 MeV Skupno je šest protonov pretvorjenih v He jedro, dva protona, dva pozitrona, dva nevtrina in žarke γ PRESEK ZA FUZIJO Energijo torej pridobimo iz zlivanja jeder. Kakšna je verjetnost, da se dve jedri zlijeta in kakšni pogoji veljajo za to, nam pove presek za fuzijo oz. presek za tuneliranje skozi energijsko bariero. Za vsa jedra presek ni enak in tudi odvisnosti od energije delcev niso iste. Največji presek ima reakcija DT, kar vidimo na sliki 4. Najvišji presek za DT reakcijo je pri 100 kev, kar je bistveno več kot dosegajo trenutno (okoli 10keV, maksimum do 45keV). Slika 4: Graf prikazuje energijske odvisnosti presekov za različne reakcije [1] REAKCIJSKA HITROST (reaction rate) S presekom za fuzijo lahko izračunamo reakcijsko hitrost in posledično gostoto fuzijske moči. Za izračun reakcijske hitrosti v plazmi oz. homogeni plinski mešanici moramo integrirati distribuciji obeh elementov (devterija in tritija). Hitrost reakcije na volumsko enoto med delci, kjer ima prva vrsta histrost v 1 in druga v je [1] R = σ ( v') v' f ( v ) f ( v ) 1 1 mv j j T m j Kjer je v' = v1 v ter porazdelitvena funkcija f Maxwellova ( ) ( ) 3/ f j vj = nj e. πt Totalna reakcijska hitrost na enoto volumna je tako R= σ( v') v' f1( v1) f( v) dvdv 1. 5

6 Vidimo, da je treba izračunati integrala po obeh hitrostih. Če uvedemo drugačne v1+ v mm 1 spremenljivke V = in µ = dobimo enačbo za reakcijsko hitrost m + m ( mm ) ( π T ) / m m 1 m m + V+ v' µ v' 1 T m1+ m T R = nn 1 e dvσ( v') v' e dv' 3 Integral povprečne hitrosti nam da ( T /( m )) 3/ 1 m integracija po medsebojni hitrosti delcev. π +, tako da ostane le še 3/ µ v' 3 T µ R= 4 π nn 1 σ( v') v' e dv' π T σ( v ') je presek za fuzijo odvisen od hitrosti delcev in je izmerjen. Ponavadi je izražen mv 1 kot funkcija energije, kjer je E = '. Tako se zgornja enačba prepiše v 1/ 3/ 1 T m1 µ E mt 1 8 µ 1 R = nn σ( E) Ee de π Ker je presek za fuzijo poznana funkcija, lahko zgornjo enačbo integriramo oziroma preoblikujemo v R = nn d t σ v. Tako imamo reakcijsko hitrost zapisano kot funkcijo obeh gostot delcev ter funkcije σ v, ki je poznana in tabelirana. Največja reakcijska hitrost je seveda pri nd = nt. Slika 5 prikazuje distribucijo delcev v odvisnosti od energije ter fuzijski presek. Energijska skala je umerjena na ε = 10keV. Vidimo, da večino vrednosti integrala (reakcijske hitrosti) prinesejo najhitrejši delci (z največjo energijo). Od tod tudi ime termonuklearna reakcija. Slika 5: Grafa prikazujeta funkcijo σ in maxwellovo porazdelitev. [1] Slika 6: Graf prikazuje produkt σ v, od katerega je odvisna reakcijska hitrost. [1] 6

7 PLAZMA Potrebne energije delcev so očitno vsaj okoli 10 kev, kar ustreza okoli 100 milijonom K. Ker imajo ioni in elektroni podobno energijo (v reaktorju ITER 8,1 ter 8,6 kev), vidimo da imajo elektroni zaradi bistveno manjše mase ustrezno večjo hitrost. Da sprožimo reakcijo med delci, potrebujemo gorivo v obliki plazme, ki ima ustrezno temperaturo (oz. delci ustrezno kinetično energijo). Plazma je plin, v katerem je večina molekul razdeljena na ione in elektrone. Gostota plazme je navadno v primerjavi z gostoto kapljevin in trdnin zelo majhna, od do 10 0 delcev/m 3. Na plazmo naletimo na primer v blisku, v plamenu električne varilne naprave, na površju Sonca POGOJI ZA FUZIJO V odsotnosti gravitacijskega polja, ki ustvarja pogoje za fuzijo v zvezdah, moramo za pogoje poskrbeti sami. Ideja je, da ionski plin omejimo s pomočjo magnetnega polja, hkrati pa ione pospešimo, da ustvarimo željene pogoje. Tako delujejo tokamaki, medtem ko v inercijskih reaktorjih z zelo močnimi laserji obsevajo kapsulo goriva. Vžig se zgodi, ko je sproženih dovolj reakcij, da proces postane samovzdrževan. V tem primeru zunanje gretje ni več potrebno, saj ga nadomesti gretje α delcev. Da to dosežemo, moramo gorivo dovolj pogreti (okoli 100 milijonov stopinj K), da presežemo odbijajoče sile nukleonov (zaradi naboja). Prav tako moramo poskrbeti za dovolj visoko gostoto delcev ter da je čas omejevanja plazme dovolj dolg. Tokamaki dosegajo gostote delcev okoli 10 1 in čase omejevanja nekaj sekund. Konceptualno drugačen tip reaktorjev so laserski reaktorji, v katerih trdo kapsulo goriva segrejejo z zelo močnimi laserskimi curki. Udarni val povzroči zbližanje jeder do razdalje, da pride do fuzije. Ti reaktorji imajo gostote delcev okoli 10 6 in čase omejevanja okoli s. TOKAMAK Da bi v praksi izvedli fuzijski eksperiment, so evolucijsko zgradili tokamak, reaktor torusne oblike. Zgoraj opisana teorija žal ne zadostuje, da stvar v praksi tudi deluje. Res je potrebne pogoje zelo težko ustvariti, kar so se mučili več kot 50 let. Ideja pa izvira iz osnovne linearne pospeševalne enote, kjer je bil ioniziran plin. Magnetno polje so ob koncih valja, po katerem je tekla plazma, zaključili, vendar je bilo ravno na koncih precej izgub (seveda so bili takrat pogoji še daleč od potrebnih za fuzijo). Ruski znanstveniki so tako domiselno linearno enoto in magnetno polje zvili v obliko torusa. Ioni in elektroni se na koncih niso odbijali nazaj v nasprotno smer, temveč so se vrteli v krogu. Tako je nastal tokamak (toroidalnaya kamera magnitnaya katuška). V tokamakih plazmo segrevajo z električnim tokom, ki ga poganjajo po primarni tuljavi. Če plazma ne bi bila zgoščena v centru torusa bi prišlo do prevelikih toplotnih izgub. Zato plazmo omejujejo s magnetnim poljem (da ne pride v stik s steno). OMEJEVANJE PLAZME Za omejevanje in pozicioniranje plazme v grobem ločimo 4 tipe tuljav. Prve ustvarjajo toroidno polje (Toroidal field coils) in so poloidne oblike vidimo jo na sliki 7, druge ustvarjajo poloidno polje (poloidal field coils) in so toroidne oblike, notranja (central 7

8 solenoid coil) tuljava za gretje plazme, ter razne tuljave za popravljanje in stabilizacijo polja ter plazme (correction coils). Najpomembnejše je toroidno magnetno polje, ki v reaktorjih dosega vrednosti okoli 5T. Poloidno magnetno polje je nekajkrat manjše, ustvari ga tok plazme (15MA). Toroidne tuljave so pomembne predvsem za pozicioniranje plazme. Ker so ohmske izgube zaradi tokov v tuljavah prevelike, uporabljajo superprevodnike. Efektivno magnetno polje je skicirano na sliki 9. Spiralna oblika je potrebna zaradi potiska (drift) nabitih delcev in je seštevek poloidnega in toroidnega magnetnega polja. Gradient magnetnega polja (v radialni smeri) in toroidno magnetno polje ustvarita navpično silo (pravokotno na obe polji). Sila je odvisna od naboja, zato se ioni odklanjajo v nasprotno smer kot elektroni. Povzročeno električno polje (navpično) in toroidno polje ustvarita potisk delcev (neodvisno od naboja) navzven (radialno). Zato plazmo s spiralnim magnetnim poljem po določeni razdalji obrnemo. Zaradi potiska ionov in elektronov spet dobimo kvazinevtralno plazmo. Slika 7: Ko teče tok po poloidni tuljavi, dobimo toroidno magnetno polje, kar je razvidno na levi sliki. Na desni sliki vidimo pozicije vseh tuljav. [1] Slika 8: Tok skozi toroidno in poloidno tuljavo ustvari poloidno B p in toroidno B φ magnetno polje. Efektivno magnetno polje je na desni sliki in na sliki 9. Slika 9: Tako shematsko izgleda efektivno magnetno polje. [8] GRETJE PLAZME Pri segrevanju plazme si pomagajo na več načinov. S tokom, ki ga poženejo v primarni tuljavi ustvarijo tok plazme in jo tako segrejejo. Za doseganje velikih temperatur pa ta način ni efektiven (upornost pade). Za dodatno gretje je bila od začetka bolj uporabljana tehnika gretja z EM valovanjem, bolj obetavno pa je gretje s 8

9 hitrimi nevtralnimi atomi (ioni zaradi magnetnega polja ne prodrejo do plazme). To prikazuje slika 10. Slika 10: Shema gretja plazme [9] PRIDOBIVANJE GORIVA Za delovanje reaktorja potrebujemo gorivo. Zaradi opisanih prednosti bodo uporabljali gorivo devterij tritij. Devterija na primer ni problematično niti drago pridobivati z elektrolizo, saj ga je ogromno v vodi. Na 6700 vodikovih atomov je približno en izotop devterija. Zaloge devterija bi zadoščale za okoli 10 GJ energije oz. za okoli let. Devterij v litru vode nam da toliko energije kot 600 litrov bencina. Tritij je radioaktiven element z razpolovno dobo 1 let, zato se v naravi ne pojavlja. Umetno ga pridobivajo iz litija preko spodaj napisanih reakcij. Zaloge litija so v zemlji za GJ energije, kar je zadosti še za nadaljnih let. V vodi je litija še okoli tisočkrat več. Glede na trenutne obstoječe vire energije (uran 35 in fosilna goriva) je zalog goriva za fuzijske elekrarne bistveno več. Vsak nevtron, ki nastane pri fuzijski reakciji bi moral zagotoviti novo jedro tritija, kar v splošnem ni res, zato sta uporabni druga reakcija in reakcija z berilijem, ki zagotavljata pomnoževanje nevtronov. 6 Li + n T + 4 He 7 Li + n T + 4 He + n POMNOŽEVALNI FAKTOR Q Elektrarne morajo delovati z izkoristkom. Da bi dobili električno energijo iz reaktorja, mora biti vsa vložena električna energija manjša od pridobljene. To pomeni, da mora biti izhodna toplotna energija iz reaktorja veliko večja od vhodne, saj je izkoristek pretvorbe toplotne v električno energijo okoli 35%. Poleg slabega izkoristka pretvorbe energije moramo upoštevati tudi 0% izgube, da električno energijo v resnici pretvorimo nazaj v ponovno toplotno energijo potrebno za gretje plazme. Pomnoževalni faktor Q je razmerje med fuzijsko močjo in vloženo toplotno močjo gledano v reaktorju. Q=P out /P in. Q>10 je zahtevana vrednost za projekt ITER, željena pa bi bila med Tu vidimo, zakaj se inercijski reaktorji niso izkazali za perspektivne. Pretvorba električne moči v lasersko toplotno je namreč zelo majhna (nekaj %). Tako bi bil potreben Q veliko večji, vsaj 100. LAWSONOV KRITERIJ Ker reaktor neprestano izgublja energijo ter se s tem oddaljuje od pogojev za reakcijo, moramo izgube nadomestiti. Lawsonov kriterij govori o zunanjem gretju plazme ter pogojih, da reakcija poteka. Če del energije, ki se sprosti pri reakciji nosijo nabiti delci, ki ostanejo v plazmi, nam to pomeni dodatno gretje plazme. Če je tega gretja dovolj, nam ni potrebno dovajati dodatne energije. Na sliki 11 so narisane 9

10 energijske izgube plazme ter dovajanje energije plazmi. Vidimo, da ohmsko gretje (gretje s pomočjo notranje tuljave) pri velikih temperaturah ni efektivno (padec 3 upornosti). To je posledica časa med trki ki je funkcija mt mi t e 4 in t nz e ie = t e m. Tu se t e e nanaša na čas med trki za elektrone, ter t ie na čas med trki ionov in elektronov. Gretje s pomočjo α delcev s temperaturo narašča in lahko preseže izgube. Največ izgub je zaradi zavornega sevanja elektronov. Slika 11: Diagram prikazuje gretje plazme in njene energijske izgube. Zelo pomembna je meja okoli 5 kev, kjer gretje delcev α pokrije vse izgube. Slika 1: Shema prikazuje vhodne in izhodne vire energije v reaktorju (plazmi). [1] n Termonuklearna energija, ki se sprosti, je Pth = σ v E. n je gostota ionov in E 4 energija sproščena na reakcijo, σ v je podana, tabelirana funkcija. Energijske 1/ 3nT izgube plazme so PL = αn T +, kjer se prvi del nanaša na radiacijske izgube, τ ' E drugi pa na izgube izražene z gostoto energije in časom energijskega omejevanja. Tako je celotna energija, ki zapušča plazmo n 1/ 3nT Ptot = σv E+ αn T + 4 τ ' E Prvi člen se nanaša na energijo sproščeno pri reakcijah in se je 80% preko nevtronov takoj prenese na plašč, medtem ko 0% odnese helijevo jedro in s tem greje plazmo. Druga dva člena predstavljata izgube plazme. To energijo preko turbin pretvorimo v električno energijo in nazaj v toplotno (gretje) z določenim izkoristkom. P H = ηp tot. Za 10

11 ravnotežje znotraj plazme mora gretje izenačiti izgube plazme. Torej ηptot PL. Tako dobimo pogoj nτ E η 1 1 η 4 3T σv E αt 1/ Funkcija na levi je odvisna od temperature in nam da pogoj, pri katerem bi tak tokamak deloval. Smiselne vrednosti so okoli minimuma, torej od 10keV 30keV nτ 6.10 m s. τ E je čas, ki zajema vse izgube. Lawsonov Tam moramo doseči E ( ) kriterij je v praksi le nujen kriterij, vidimo ga na spodnji sliki 13. Slika 13: Graf prikazuje Lawsonov kriterij [1] SAMOVZDRŽEVANJE REAKTORJA (ignition mode) Magnetno polje v reaktorju zadrži α delce, ki nastanejo pri reakciji in odnesejo 3,5 MeV energije. Če je reakcij dovolj, lahko energija α delcev pokrije izgube plazme. Gretje plazme z α delci kot energija na volumsko enoto je podano kot n 3nT Pα = σ v Eα. Energijske izgube so PL =, kjer je τ E čas energijskega 4 τ E omejevanja, ki pokriva vse procese izgub, tudi sevanje. Seveda je pogoj P α P, kar L nam prinese nτ E 1T E σ v 0 3 in minimalno vrednost nτ E 1,5.10 ( m s) α. Funkcija ima minimum pri okoli 30keV. Torej je bistvo se kritični vrednosti čimbolj približati. Na spodnjih slikah 14 in 15 vidimo pogoj za vžig, ter primerjavo z Lawsonovim kriterijem. 11

12 Slika 14: Graf prikazuje pogoje za samovzdrževan način delovanja [1] Slika 15: Primerjava pogojev za Lawsonov kriterij in samovzdrževan način delovanja Gretje, ki je dovedeno od zunaj, ni nujno veliko, saj ga kompenzira energija delcev 3nT n α. To vidimo iz enačbe Pheat = σ v E α in na spodnjem grafu (slika 16). τ 4 E Slika 16: Diagram prikazuje potrebno dovedeno gretje plazme za doseganje potrebnih temperatur. Gretje delcev α s temperaturo strmo narašča in kompenzira gretje plazme. [1] PROJEKT JET Že v času okoli naftne krize je postalo zanimanje za tovrstno energijo precejšnje in tudi denarja za testne reaktorje je bilo relativno veliko. Nastalo je okoli 10 večjih tokamakov po vsem svetu (EU, Japonska, ZDA, Rusija...). Naj omenim JET (evropski projekt), trenutno največji tokamak, katerega raziskave so bile ključne za prihodnji projekt ITER. Verjetno bo tokamak JET v prihodnosti deloval hkrati z ITER. Ni naključje, da je reaktorjev vedno manj, saj so vedno večji in dražji. Tako je od začetka imela vsaka država svojega, danes pa skupaj gradijo enega. Tokamaki so postali vedno bolj dovršeni in tudi kompleksni sistemi. Decembra 1993 je testni reaktor tokamak na Princeton plasma physics laboratory proizvedel rekordno 6, MW fuzijsko moč iz reakcije devterij tritij. Dosegli so temperature ekvivalentne 30 kev in kvaliteto omejevanja *10 19 s/m 3. Vhodna moč je bila 8 MW. Reaktor JET je leta 1997 prizvedel 16 MW fuzijske moči, kot vidimo na sliki 17. Medtem ko je tok v plazmi v reaktorju JET okoli 7MA, bo v reaktorju ITER 15MA. Slika 17: Fuzijska moč pridobljena v reaktorjih [9] 1

13 Slika 18: Graf prikazuje naraščanje fuzijske moči z desetletji razvoja [9] PROJEKT ITER Trenutne generacije eksperimentalnih fuzijskih reaktorjev so bile zmožne pridobiti male količine energije iz fuzijskih reakcij, vendar je bila vložena energija bistveno večja. ITER bo deloval z izkoristkom, prav tako pa naj bi bil ključna osnova za nadaljne eksperimente, na osnovi katerih bodo razvili bodoče fuzijske reaktorje. ITER je napreden tehnološki projekt, ki bo združil obilo naprednih tehnologij. Te so -zgradba največjega superprevodnega magneta -tehnologija velike gostote moči -delovanje s tritijem in breeding delovanje -napredne tehnike gretja plazme -upravljanje na daljavo in robotika V zadnjih letih in desetletjih je bil opravljen velik skok v razvoju na področju doseganja visokih temperature, gostote delcev in časa omejevanja plazme. Številke so se v zadnjem desetletju približale potrebnim za praktično izvedbo fuzije v reaktorju. Produkt temperature, gostote in časa se je v zadnjih 30 letih povečal za krat. Ta produkt je osnova Lawsonovega kriterija. To prikazuje slika 19. Slika 19: Na sliki vidimo napredek tokamakov skozi desetletja razvoja. [7] ZGRADBA 13

14 Slika 0: Prerez reaktorja ITER. Vidimo vakuumsko posodo, nostranjo tuljavo (CS), toroidne tuljave (PF) in poloidno tuljavo (vijolična) [7] Reaktor ITER potrebuje ogromno tuljav različnih vrst za oblikovanje in omejevanje plazme. 18 je takih, ki ustvarjajo toroidno polje, 6 jih ustvarja poloidno polje, notranja tuljava za gretje plazme, ter razne tuljave za popravljanje in stabilizacijo plazme. Zgrajene so iz superprevodnega materiala Nb 3 Sn ter NbTi in hlajene s helijem. Njihov pomen in postavitev vidimo na sliki 1. Slika 1: Shema tuljav v tokamaku ITER [8] Notranja tuljava (CS coil) je težka okoli 840 ton, je visoka okoli 1m in meri 4m v premeru. Sestavljena je iz 6 modulov ki so električno neodvisni. Vsaka poloidna tuljava tehta okoli 90 ton in je okoli 14m visoka ter 9m široka. Obe sta sestavljeni iz istega superprevodnika Nb 3 Sn. Slika : To je fotografija notranje tuljave, ki služi za poganjanje toka v plazmi. [7] Nb 3 Sn je zelo krhek material in njegova proizvodnja relativno draga. Zato toroidne tuljave sestavlja NbTi, ki je cenejši. Tuljave so geometrijsko povezane z raznimi sistemi (hlajenje, diagnostika ), kar otežuje njihovo morebitno zamenjavo. Slika predstavlja notranjo tuljavo. Ves tokamak obdaja termično zaščitena celica. To je vakuumska posoda, večja od notranje celice (~14,000m 3 ), ki predvsem služi toplotni zaščiti superprevodnih 14

15 magnetov ter posledično služi kot še ena vakuumska zaščita poleg notranje posode. Ima tudi vlogo pri radiološki zaščiti pred hitrimi nevtroni. Medtem ko zunanja vakuumska posoda ščiti predvsem pred konvekcijskim prevajanjem toplote, je notranja vakuumska posoda predvsem zaščita pred sevalnim prenosom toplote. Zunanja posoda je zgrajena iz nerjavečega jekla, ter je shlajena na 80K. Prerez tokamaka je na sliki 3. Dobro je vidna notranja vakuumska posoda, ščit, 6 toroidnih in poloidna tuljava. Slika 3: Shema celotnega reaktorja ITER, viden je tudi biološki ščit, povezave za hlajenje tuljav in vakuumske posode ter divertor. [7] VAKUUMSKA POSODA Notranja vakuumska posoda ima več pomembnih funkcij. Bor, ki ga je v plašču okoli %, absorbira nevtrone. Tako ščiti zunanjost in opremo, občutljivo na radiološko sevanje, ter omogoča hiter dostop k reaktorju po njegovi zaustavitvi. Prav tako omogoča doseganje ultra visokega vakuuma, ki ga potrebujejo za delovanje plazme. Divertor odstranjuje helij, ki nastane pri reakciji, ter morebitne druge nečistoče. Notranja vakuumska posoda mora omogočati dostop do gretja plazme, vbrizga goriva ter mnogih senzorjev, potrebnih za delovanje, raziskovanje in diagnostiko plazme. V primeru nezgode mora delovati kot radiološki ščit pred okolico. Slika 4: Fotografija dela vakuumske posode [7] Slika 5,6: Fotografija litijevih enot za pridobivanje tritija. [7] 15

16 MATERIALI Za material, iz katerega bo zgrajen fuzijski reaktor (predvsem notranji del) je zelo pomembno, da je odporen na visok fluks hitrih nevtronov (14MeV). Tako so zaželjeni materiali, ki imajo nizko aktivacijo, kar prinese kasnejše nizko radioaktivne odpadke. Ti so feritno železo in SiC kompoziti. Radioaktivni odpadki so le reaktor in sestavni deli, odpadnega goriva ni kot pri fisijskih reaktorjih. Z uporabo nizko aktivacijskega železa bodo ti materiali že čez 100 let spet uporabni, pri SiC naj bi bila ta meja le 3 mesece. Ker nečistoče pomenijo dodatne izgube, jih je potrebno odstraniti, zato uporabijo divertor. Ta malce spremeni magnetno polje, da lahko delce odstranijo. Delci se namreč gibljejo po ploskvah konstantnega magnetnega pretoka. Tisti bolj pri robu, tako krožijo okoli centra plazme. Če zadnjo ploskev razcepimo (s tuljavami) se delci zaletijo v del tokamaka imenovan divertor. Tam jih izčrpamo iz reaktorja. Kako nečistoče umaknejo iz centralnega dela torusa je vidno na sliki 7. Takih enot je več v celem tokamaku (slika 8). Slika 7: Prikazan je tok v plazmi ter ploskve konstantega magnetnega pretoka, v prečnem prerezu tokamaka. [7] Slika 8: Shema postavitve enot za odstranjevanje nečistoč. Tokamaki zaenkrat delujejo pulzno. Goriva v reaktorju je le okoli en gram. Ko ga porabimo, potrebujemo vbrizg nove mešanice DT goriva. Helij, ki je nastal, pa je potrebno prečrpati iz posode. TEHNIČNI PODATKI ZA ITER 16

17 TEHNIČNI PODATKI DOSEDANJIH EKSPERIMENTALNIH REAKTORJEV Tabela prikazuje največje fuzijske reaktorje celega sveta. Nekateri so že zaprti. Dva največja (ITER in JET) sta tako draga, da si ju posamezne države ne morejo privoščiti. Machine Country Minor Radius a(m) Major Radius R(m) Plasma Current I (MA) Toroidal Field B (T) Input Start Power Date P (MW) ITER 6 Party (EU) JET EU JT-6OU JAPAN TFTR USA (198) closed TORE- SUPRA FRANCE T-15 RUSSIA DIII-D USA ASDEX- U TEXTOR- 94 GERMANY GERMANY FT-U ITALY TCV SWITZERLAND C-MOD USA MAST UK NSTX USA ZAKLJUČEK Ker je goriva relativno malo, se velike nesreče sploh ne morejo pripetiti (kot pri fisijskih reaktorjih). Simulacije so pokazale da niti v najslabšem primeru ne bi bila potrebna evakuacija ljudi. Ogromno pozitivnih lastnosti kaže, da fuzijski reaktorji obetajo precej, predvsem z okoljevarstvenega vidika. Fuzijski reaktorji praktično skoraj ne bodo imeli radioaktivnih odpadkov. S temi reaktorji bi lahko proizvajali energijo brez izpusta toplogrednih plinov. Tako bi lahko nadomestili prihodnje dodatne potrebe po energiji, ter nadomestili trenutne elektrarne. Ker fosilnih goriv, ter goriva za jedrske elektrarne ni veliko ( let) imajo fuzijske elektrarne dodatno prednost ogromnih zalog goriva. Pridobljena energija bo prav tako cenejša, ravno zaradi poceni goriva, vendar zaenkrat kaže, da bo postavitev fuzijskih elektrarn dražja od trenutno delujočih. Projekt ITER je eden od zadnjih korakov k serijski proizvodnji fuzijskih elektrarn. Seveda pa bo potrebnega še precej trdega dela, denarja in žal tudi časa (okoli 30 let). LITERATURA [1] John Wesson, Tokamaks (1987) [] T. Kenneth Fowler, The fusion quest (1997) [3] Plasma physics and controlled fusion research (199) [4] T.R. Sandin, Modern physics (1989) [5] Arthur Beiser, Concepts of modern physics (1995) 17

18 [6] J.Strnad, Fizika 3 [7] [8] [9] 18