15

5

10

00 1.0 2.0 3.0 4.0

Q≈0.2

Q≈0.64

5.0 6.0

Time (s)

Fu

sio

n p

ow

er (

MW

)

JET(1997)

JET(1997)

JET(1991)

JG00

.57/

1c

D+T

Plasma

Cobertura(contem Lítio)

Permutadorde calor

Recipientede vácuo

Caldeira de vaporTurbina e gerador

D

Potência eléctrica

Hélio

Trítio e Hélio

Trítio

CombustívelDeutério

Imã Supercondutor

4He

T+4He

Estruturaprotectora

JG99.278/3c

GásPetróleo

Combustíveis Renováveis & Lixo

Carvão Nuclear

Hídrica

1

1980 1990 2000

23456789

0

1011

Con

cent

raçã

o de

CO

2 (p

pm)

Centros de Fusão no Mundo

Bobinas do Campo Poloidal

Bobina do Campo Toroidal

Linha de Força do Campo Magnético

Corrente de PlasmaPlasma

Campos magnéticos num tokamak

Campos magnéticos num stellarator

Primeiro tokamak no Instituto Kurchatov (Federação da Rússia)

US tokamak DIII-D (General Atomics)

JET (Joint European Torus) Culham Science Center, UK

Uma imagem dividida do interior do JET, mostrando o plasma

Potência de fusão no JET

JT-60UEvolução de 1971 a 2000 do

fornecimento total, mundial, de Energia Primária por tipo de

combustível (Bton) Evolução no tempo da concentração de CO2

Esquema de uma central de potência de fusão

Ano

260

280

300

320

340

360

380

800 1000 1200 1400 1600 1800 2000

D57

D47

Mauna Loa

Polo Sul

Confinamento magnético

O plasma é criado numa câmara com a forma de um “donut”, um “toro”, e mantido fora do con-tacto com as paredes por um campo magnético de intensidade elevada. Nesta via para a fusão, chamada confinamento magnético, usa-se o facto das partículas carregadas constituintes do plasma, iões de hidrogénio carregados positivamente e electrões com carga negativa, girarem à volta das linhas de força do campo magnético. Desde que este campo seja suficientemente elevado e que as suas linhas de força formem superfícies fechadas, os iões e os electrões estão capturados nestas superfícies magnéticas até que colidam com outra partícula. Existem dois tipos principais de máquinas que seguem esta via para a fusão: os tokamaks e os stellarators. Contudo, há também outras configurações magnéticas, tais como os “reversed field pinches” e os tokamaks esféricos. Os tokamaks são os dispositivos onde até agora foram conseguidos os melhores resultados. Para obter um número suficiente de reacções de fusão numa máquina de confinamento magnético, é necessário fornecer aquecimento por feixes potentes de micro-ondas ou de partículas neu-tras até que seja atingida a temperatura correcta. Logo que começa a combustão (“burn”) de fusão, são criados muitos produtos destas reacções: núcleos de hélio e neutrões.

Um plasma em combustão Os núcleos de hélio (partículas-α), um dos pro-dutos das reacções de fusão D-T, transportam 20% (3.5 MeV) da energia de fusão libertada na forma de energia cinética. Estando carregadas electricamente, as partículas-α são retardadas no plasma, confinadas pelos campos magnéticos, podendo transferir a sua energia para a parte principal do combustível de deutério e trítio. Este processo, que ocorre em máquinas suficien-

temente grandes, permite que a temperatura necessária para a fusão seja atingida maioritaria-mente por auto-aquecimento. Estas condições definem o chamado plasma em combustão (“burning plasma”).Para além de um núcleo de hélio, cada reacção de fusão produz um neutrão que transporta 80% (14 MeV) da energia gerada. Os neutrões não são confinados pelo campo magnético e deslo-cam-se para uma camada fértil (“blanket”) que reveste as paredes do “toro”, onde a sua energia é absorvida. Numa central de potência de fusão, há um líquido refrigerante que circula, remo-vendo o calor da camada fértil. Tal como numa central de potência convencional, este líquido refrigerante é conduzido para permutadores de calor, onde é gerado o vapor, que move as turbi-nas. que geram electricidade.

Fusão inercial

A fusão nuclear pode também ser consegui-da na Terra através de confinamento inercial. Neste método, uma pastilha (“pellet”) de alguns milímetros de diâmetro, cheia com combustível de D-T, é irradiada por muitos feixes pulsados, de potência elevada, de radiação laser ou de iões. A ablação da superfície da pastilha comprime a parte restante, de tal modo que ocorre um número elevado de reacções de fusão perto do centro da pastilha. O desafio principal em fusão inercial é a obtenção de irradiação potente e ho-mogénea de uma pastilha, a uma taxa de repeti-ção elevada: cerca de 10 a 20 pastilhas deveriam ser aquecidas e queimadas por segundo num reactor típico de potência.

Marcos importantes da fusão

A investigação em fusão teve enormes progressos em todo o mundo nas últimas décadas. As experiências nos tokamaks progrediram rapidamente no começo dos anos 70 do século passado, permitindo planear as primeiras experiências com D-T.Em 1991 foram realizadas as primeiras reacções controladas de fusão D-T na Terra, tendo-se gerado uma potência de fusão de 1.7 MW. Este marco importante para a fusão foi conse-guido num tokamak construído e explorado por físicos e engenheiros de toda a Europa, o JET (“Joint European Torus”), localizado perto de Oxford, no Reino Unido. Em 1994 foram produzidos até 10 MW de potência de fusão num tokamak americano, o TFTR. O sucesso do JET foi posteriormente alargado em 1997 quando foi obtida a produção de potência de fusão na ordem da dezena de megawatts durante alguns segundos, com um máximo de 16 MW.

A “Próxima Etapa” (“Next Step”)

Estes resultados, em conjunto com os que foram obtidos noutros tokamaks de todo o Mundo, permitiram o desenvolvi-mento de uma extensa base científica e técnica, a qual permi-tiu o planeamento da “Próxima Etapa”, com um grau elevado de confiança. Este projecto de um tokamak, chamado ITER, visa a produção de potência de fusão da ordem das centenas de megawatts e uma amplificação de potência (razão entre a potência gerada por reacções de fusão e a potência injectada no plasma) maior do que dez. O ITER produzirá plasmas em combustão nas condições de operação das centrais de potên-cia e integrará as tecnologias-chave necessárias para fazer da fusão uma fonte de energia viável.

Uma opção energética sustentável

A fusão é uma das poucas opções energéticas sustentável para o futuro de longo-prazo da Humanidade. De facto, a fusão ofe-rece a perspectiva de uma operação segura e compatível com o ambiente, bem como a existência abundante e certa de com-bustível. Uma vez desenvolvida, a fusão terá o potencial para desempenhar um papel principal na produção de energia bási-ca em paralelo com outras tecnologias de produção de ener-gia, que igualmente satisfazem estes requisitos importantes.

A redução das emissões dos gases de efeito de estufa é um desafio urgente de modo a evitar sérios danos ambientais resultantes do aumento da temperatura global, do in-cremento do nível do mar, das alterações nos padrões de precipitação, etc. As redu-ções acordadas no Protocolo de Kyoto são apenas uma primeira etapa. São precisas outras medidas no curto e longo prazo. Uma contribuição importante para evitar

alterações climáticas deve resultar do de-senvolvimento e implementação de tecno-logias energéticas com emissões pratica-mente nulas de gases de efeito de estufa. Uma central de potência de fusão não terá este tipo de emissão: a fusão é uma das pou-cas opções para uma contribuição de gran-de escala para o fornecimento múltiplo de energia, centralizado, a longo prazo.

D e T, os combustíveis para a fusão, são res-pectivamente o mais leve e o menos vulgar dos isótopos do hidrogénio. O deutério está bem distribuído geograficamente e é barato de obter, dado que há cerca de 35 gramas deste elemento em cada metro cúbico de água. O trítio, que decai com uma meia-vida de cerca de 12 anos, é extremamente raro na Natureza, onde apenas os raios cósmicos o podem criar. Contudo, este elemento pode ser produzido artificialmente no interior de

uma central de potência de fusão a partir de lítio, o qual é um dos materiais mais abun-dantes na crosta terrestre. A quantidade de combustível necessária numa central de po-tência de fusão é muito pequena. Apenas 100 kg de deutério (retirados de 2800 toneladas de água do mar) e 150 kg de trítio (obtidos a partir de 10 toneladas de minério de lítio) serão necessárias para operar uma central de fusão que produza 1 GW de electricidade durante um ano.

Pequena quantidade de combustível — Paragem rápida

A quantidade minúscula de combustível reactivo no plasma é uma característica fundamental de segurança de uma central de potência de fusão. Esta central, como um queimador de gás, será alimentada continuamente pela fonte externa de combustível. Apenas a pequena quantidade de combustível necessária para os próximos poucos segundos de operação é injectada na câmara de combustão. Isto significa que as reacções de fusão podem ser interrompidas em poucos segundos, desligando a injecção de combustível ou o campo magnético, permitindo que a central de potência seja desligada muito depressa se houver qualquer problema de operação. De facto, a dificuldade de manter as condições do plasma significa que a fusão nuclear é um processo passivamente seguro.

Aspectos inerentes de segurança

A única fonte de libertação de energia numa central de potência de fusão, quando o plasma não está em combustão, é o decaimento radio-activo do material activado da estrutura que envolve o plasma. Estudos de segurança mostra-ram que esta fonte de energia é suficientemente pequena de modo que não se prevê nenhuma evolução perigosa da temperatura da estrutura, mesmo no caso de uma completa e indefinida-mente prolongada perda de todo o arrefecimen-to activo.

Trítio: produzido e queimado na central

Uma característica única de uma central de potência de fusão é que o componente radioac-tivo do combustível, o trítio, é produzido dentro da própria máquina numa camada fértil de lítio que envolve o plasma. Os neutrões criados pelas reacções de fusão reagem com o lítio da cama-da fértil, transformando-o em trítio. Por isso, a única componente radioactiva do combustível é produzida e queimada dentro da máquina e não requer nenhum transporte, excepto durante os periodos de início de actividade e de desmonta-gem da central.

Não há emissões radioactivas prejudiciais

Os materiais primários para o combustível de fusão, o deutério e o lítio, não são radioactivos e podem ser transportados sem problemas até à central de potência. A cinza (“ash”) da combus-tão de fusão é uma pequena quantidade de hélio, um gás inerte, o qual também não é radioactivo. Estudos exaustivos de segurança mostraram que uma central de potência de fusão pode ser operada sem qualquer risco de libertações prejudiciais para os humanos e o ambiente. A quantidade máxima de trítio que pode ser libertada em qualquer hipotético acidente gerado internamente foi avaliada para ser suficientemen-te pequena, de modo a que a área para além do perímetro da central de potência não necessite de ser evacuada.

Teste de materiais estruturais de baixa-activação

Não há nenhum produto radioactivo resultante das próprias reacções de fusão. Contudo, os neutrões produzidos pelas reacções de fusão transportam uma energia elevada (14 MeV). Para além de converterem o lítio em trítio na camada fértil, os neutrões interagem com as paredes da câmara do plasma e dos componentes internos, activando os seus materiais. A radioactividade gerada por um reactor de fusão dependerá da escolha dos materiais usados na construção destes componentes. Este grau de liberdade abre a possibilidade de reduzir consideravelmente a quantidade de lixo de uma futura central de potência de fusão. Uma tarefa importante de investigação consiste, por isso, no desenvolvi-mento de aços ou ligas de crómio e vanádio de baixa activação. Cerâmicas e materiais compó-sitos de fibras têm também sido investigados devido ao seu potencial para baixa activação no longo prazo. Os resultados dos estudos de desenvolvimento de materiais feitos até ago-ra mostram que a radioactividade produzida durante a operação de centrais de potência de fusão deve cair rapidamente para níveis onde a re-utilização seria possível, tipicamente em cerca de cem anos.

Uma fonte de energia que não produz CO2Os combustíveis para a fusão são praticamente inesgotáveis

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graphic design: Karen Jenslayout: Stefan Kolmsperger

© J. Pamela (EFDA Leader) 2006.

This brochure or parts of it may not be reproduced without permission. Text, pictures and layout, courtesy of the EFDA Parties; picture page 1: courtesy of Kurchatow Institut; page 2: General Atomics; page 3: JAERI; page 4: IEA and IPCC 2001(WGI,SPm).The EFDA Parties are the European Commission and the Associates of the European Fusion Programme which is co-ordinated and managed by the Commission.Neither the Commission, the Associates nor anyone acting on their behalf is responsible for any damage resulting from the use of information contained in this publication.

A special thank to those who voluntarily provided the translation of this brochure into the other languages.

Bobina-Modelo do Campo Toroidal no Dispositivo de Teste TOSKA (Karlsruhe, Alemanha)

Protótipo de Integração do Diversor

Plataforma de Teste do Diversor (Brasimore, Itália)

Modelo das Instalações do ITER

A reacção de fusão

He

n T

D

4He + n + EnergiaD + T

EnergiaEm direcção a uma central de potência

Fusão: a fonte da energia solar

As reacções de fusão alimentam o Sol, convertendo hidrogénio em hélio. Nestas reacções cerca de meio por cento da massa de hidrogénio é conver-tida em energia, de acordo com a bem-conhecida equação de Einstein E=mc2 que relaciona massa e energia. A energia escapa do Sol sob a forma de radia-ção electromagnética, isto é, luz, a maioria da qual é perdida nas profundezas do espaço. A quantidade que chega à Terra, menos do que uma parte num bilião, ainda fornece uma entrada de energia significativa, a qual tem sustenta-do o ciclo da água, o vento e a vida durante biliões de anos.

Aproveitar a fusão na Terra

Os átomos de hidrogénio no Sol e nas estrelas fundem-se sob a influência da pressão muito ele-vada da gravidade (confinamento gravítico). Este mecanismo não pode ser reproduzido na Terra. A Humanidade tem de desenvolver outros pro-cessos para obter reacções de fusão. Em princí-pio, a fusão é possível com vários elementos leves. De entre todas as reacções, a fusão de deutério (D) e trítio (T), isto é, a fusão D-T, que conver-te estes dois isótopos do hidrogénio em hélio e neutrões, é a mais fácil de realizar e foi a escolhi-da para as futuras centrais de potência de fusão.

Uma centena de milhões de graus

De modo a fundirem-se, os núcleos dos átomos têm de possuir energia cinética suficiente (isto é, velocidade) para vencerem a repulsão electrostática mútua quando eles colidem. Esta energia cinética é obtida aquecendo o combustível até temperaturas muito elevadas. A temperatura necessária para a fusão D-T está compreendida entre 100 e 150 milhões de graus centígra-dos. A estas temperaturas, o combustível gasoso está completamente ionizado, formando um plasma. Ao plasma não deve ser permitido entrar em contacto directo com as paredes do recipiente onde as reacções ocorrem, visto que alguma camada superficial das paredes poderia evaporar-se e o plasma ficaria imediatamente poluído e arrefecido, perdendo as condições para que ocorram as reacções de fusão.

ITER, “o caminho” para o Futuro

Uma colaboração mundial

O ITER, “o caminho” em latim, será o próximo dispositivo expe-rimental da configuração tokamak. O seu objectivo é demonstrar a exequibilidade científica e técnica da energia de fusão para fins pacíficos. O ITER foi projectado no quadro de uma colaboração internacional.O ITER deve criar e estudar plasmas de fusão em combustão em condições muito semelhantes às que são esperadas numa central de potência de fusão. Deverá produzir 500 a 700 MW de potência de fusão com um factor de amplificação de energia de pelo me-nos 10. O ITER visará também demonstrar a operação em regime estacionário, provar a existência e a integração das tecnologias essenciais para as centrais de potência de fusão e testar os com-ponentes para um futuro reactor, incluindo protótipos de camadas alimentadoras de trítio.

As tecnologias fundamentais do ITER demonstradas em sete Grandes Projectos

O ITER incorporará tecnologias fundamentais para um reac-tor, com a construção e uso de componentes com as dimen-sões e desempenho de um reactor: bobinas supercondutoras, componentes de alto fluxo de calor, sistemas de manutenção remota e dispositivos para manipulação de trítio. Durante os últimos dez anos, muitos aspectos destas tecnologias funda-mentais foram já tratados com sucesso, em particular através de sete grandes Projectos de investigação e desenvolvimento, os quais forneceram uma base técnica sólida para a construção do tokamak ITER.

Custo e calendário do ITER

A construção do ITER irá requerer um investimento directo de capital de cerca de 4,6 Biliões de Euros (a preços do ano de 2000), partilhado pelos Parceiros internacionais principalmente através de contribui-ções em espécie. O ITER será construído e montado em cerca de dez anos e operado durante aproxima-damente vinte anos.

Em paralelo com a construção e ope-ração do ITER, será realizado um pro-grama de I&D de acompanhamento nas áreas da física e das tecnologias de modo a preparar a etapa subsequente, o DEMO. Este programa deve incluir um dispositivo internacional para irradiação de materiais de fusão (IFMIF, acrónimo de “Internacional Fusion Materials Irra-diation Facility”). Esta fonte de neutrões de elevada intensidade é necessária para testar e verificar o desempenho dos materiais para os futuros reactores de fusão, em particular de materiais de baixa activação. O DEMO deve operar 30 a 35 anos de-pois da construção do ITER e demons-trar a produção auto-suficiente de trítio e de potência eléctrica. Ele conduzirá a fusão para a sua época industrial.

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