Univerza v LjubljaniFakulteta za matematiko in fiziko

Fuzijski reaktor

Samo Kosmrlj

Mentor: prof. Milan Cercek

Somentor: dr. Bostjan Koncar

17. februar 2011

Povzetek

Fuzija oziroma zlivanje jeder je eden najbolj obetavnih virov energije prihodnosti. Sem-inar obravnava napredek na podrocju kontrolirane uporabe fuzije za pridobivanje energijena principu magnetnega zadrzevanja plazme, s poudarkom na nacrtovanem razvoju fuzijsketehnologije.

Kazalo

1 Uvod 2

2 Fuzijske reakcije 2

3 Magnetno zajetje 4

4 Struktura fuzijskega reaktorja 6

5 Poudarki pri razvoju fuzijske tehnologije 8

6 Program razvoja fuzijske tehnologije 106.1 Strategija hitrega razvoja . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 106.2 Konceptualna studija fuzijske elektrarne . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

7 Zakljucek 13

1

1 Uvod

Potrebe nase civilizacije po energiji so v stalnem porastu. Za zadovoljevanje prihodnjih cloveskihpotreb po energiji je zelo obetavna jedrska fuzija. Najbolj perspektivni zasnovi fuzijske elektrarnetemeljita na gorivnem ciklu DD (devterij-devterij) ali DT (devterij-tritij). Prednosti fuzije kot viraenergije so:

• Prakticno neizcrpen in lahko dostopen vir goriva:Devterij, glavni del gorivnega cikla se nahaja v navadni vodi in je tako dostopen na vsehobmocjih sveta. Razmerje devterijevih in vodikovih atomov v naravi je 1:6400, kar nam zasvetovne zaloge devterija v morski vodi da okoli 24 milijard ton. Zaloge litija, drugegapomembnega elementa v DT ciklu so prav tako relativno velike, odkrite zaloge litija vzemeljski skorji so ocenjene na 10 milijard ton, medtem ko ga je v oceanih raztopljenegase nadaljnjih 230 milijard ton. Izobilje in enakomerna razsirjenost zalog imata poleg vsehekonomskih prednosti se dodatno, zelo pomembno prednost. Namrec ce so zaloge sirokodostopne celotnemu clovestvu to eliminira mednarodna trenja, ki bi jih sicer povzrocilaneenakomerna porazdeljenost ali pomanjkanje zalog.

• Neskodljivi izpusti:Produkt fuzijske reakcije DT cikla je 4

2He. Predvideni izpusti fuzijskega reaktorja moci 1000MW so 2 kg helija dnevno, kar je prakticno zanemarljivo.

• Minimalno tveganje za nesreco vecjega obsega:Za razliko od fisijskih elektrarn, v katerih je hkrati po nekaj ton goriva in pri katerih reakcijapoteka sama od sebe v dolgih casovnih obdobjih, fuzijska elektrarna naenkrat uporablja lenekaj gramov goriva, reakcija pa poteka le pri izjemno visokih temperaturah in tlakih. Vpraksi to pomeni, da se fuzijska reakcija v primeru nesrece prekine, medtem ko fisijska reakcijalahko poteka se dolgo casa po nesreci. Ker je kolicina goriva v fuzijskem reaktorju v vsakemtrenutku tako majhna, bi v najslabsem primeru v okolico uslo nekaj kilogramov radioaktivnihsnovi. Kakorkoli ze, ocenjuje se, da bi za popolno blokado kakrsnihkoli izpustov ob nesrecizadostoval zascitni oklep, podoben tistim, ki se uporabljajo v fisijskih elektrarnah.

• Brez visokoradioaktivnih odpadkov:Radioaktivnost v fuzijskem reaktorju izvira iz interakcije nevtronov s stenami reaktorja.Za razliko od fisijskih reaktorjev, ki zahtevajo veliko materialov s specificnimi nevtronskimisipalnimi preseki (tj. presek atoma za sipanje oz. absorpcijo nevtronov), so fuzijski reaktorjimnogo manj obremenjeni s takimi zahtevami. To omogoca izbiro t.i. ”low activation” oziromanizkoaktivacijskih materialov. Nizkoaktivacijski materiali so materiali z nizko stopnjo in-ducirane radioaktivnosti zaradi zunanjih vplivov in bi pomembno zmanjsali radioaktivnostsamega reaktorja. Poleg tega imajo produkti fuzijskih reakcij relativno kratko razpolovnodobo in bi njihova aktivnost padla pod sprejemljivo mejo ze po sto letih.

• Neuporabnost fuzijske tehnologije v vojaske namene:Tehnologija fuzijskih reaktorjev ima le malo povezave z vojasko tehnologijo in tako prakticnonima vojaske uporabe.

2 Fuzijske reakcije

Prvi fuzijski reaktorji bodo predvidoma delovali na osnovi cikla D-T (devterij-tritij) [1] :

21D +3

1 T →42 He+1

0 n+ 17.6MeV, (1)

kjer se tritij, kateri je v naravi zaradi kratkega razpolovnega casa izjemno redek, proizvaja izlitija z reakcijama

63Li+1

0 n → 31T +4

2 He+ 4.86MeV (2)

2.47MeV +73 Li+1

0 n → 31T +4

2 He+10 n (3)

Reakcija z izotopom 73Li je endotermna z aktivacijsko energijo 2.47 MeV, vendar je pomembna

iz dveh razlogov: Naravni litij je sestavljen iz 7.5% 63Li in 92.5% 7

3Li, torej bi pridobivanje 63Li

povecalo stroske delovanja elektrarne. Se bolj pa je pomembna, ker lahko neelasticno sipani nevtronustvari vec tritijevih jeder.

2

Poleg reakcije D-T je relativno dostopna tudi reakcija D-D:

21D +2

1 D →{

32He+1

0 n +3.27MeV (50%)31T +1

1 p +4.03MeV (50%)(4)

Pri reakciji D-D nastala jedra 32He nadalje reagirajo z devterijem

21D +3

2 He→42 He+1

1 p+ 18.3MeV (5)

V (zaenkrat daljni) prihodnosti, ko bo fuzijska tehnologija dovolj razvita, pa se bo najverjetnejeuveljavila naslednja reakcija:

21D +3

2 He→11 p+4

2 He+ 18.3MeV (6)

Ta reakcija namrec ne vkljucuje nevtronov, ki povzrocajo radioaktivnost materialov v reaktorju.Prav tako ne vkljucuje radioaktivnih elementov in je tako povsem cista.

Moc reakcije je podana z enacbo [1]

Pfu = RfuQfu (7)

kjer je Rfu hitrost reakcije in Qfu energija sproscena pri posamezni reakciji.Volumetricno hitrost reakcije, torej stevilo reakcij na enoto casa in enoto volumna nam podaja

zveza

Rij =fifj

1 + δijn2〈σv〉, (8)

kjer so n celotna gostota delcev, fi,j delezi posameznih delcev, δij Kroneckerjev delta in

〈σv〉 =

∫ ∞

0

σ(v)vf(v)dv (9)

reaktivnost, povprecena po maxwellovsko porazdeljenih hitrostih.

f(v) =( m

2πkT

)3/2exp

[−mv

2

2kT

](10)

Slika 1 prikazuje nekaj maxwellovsko povprecenih reaktivnosti (tj. po porazdelitvi delcev pohitrostih v odvisnosti od temperature):

Slika 1: Povprecene reaktivnosti nekaterih fuzijskih reakcij. [1]

Cikel D-T ima hkrati najvisjo reaktivnost in maksimum reaktivnosti pri najnizji energiji (64keV =500× 106K) in je zato najprimernejsi kandidat za reakcijo v prvih fuzijskih reaktorjih. Prvi reak-torji bodo predvidoma delovali v pulznem nacinu, kar za optimalno temperaturo plazme da nekolikonizjo vrednost 12keV ≈ 90× 106K.

3

3 Magnetno zajetje

Trenutno sprejet pristop k jedrski fuziji temelji na osnovi magnetnega zajetja. Poleg magnetnegazajetja poznamo tudi zadrzevanje plazme na osnovi vztrajnosti, kjer se plazma omejuje s pomocjolaserjev. Oblika magnetne posode, v kateri zadrzujemo plazmo s pomocjo magnetnega polja, se jescasoma razvila od linearnih naprav, na koncih omejenih z magnetnim poljem, do t.i. tokamaka.V tokamaku se plazmo zadrzuje v obliki torusa, kar nam v primerjavi z linearnimi oblikami mocnopoenostavi manipulacijo s plazmo. Torej izgubam zaradi uhajanja plazme na koncih linearnihmagnetnih kletk se izognemo s tem, da sklenemo oba konca. Poleg tokamaka je relativno obetavnazasnova tudi t.i. stelarator. Razlika med tokamakom in stelaratorjem je v tem, da tokamakustvarja poloidno polje s pomocjo plazemskega toka, medtem ko stelarator ustvarja poloidno poljes pomocjo dodatnih tuljav. Tokamaki so v splosnem bolj energetsko ucinkoviti, medtem ko imajostelaratorji manj tezav s stabilnostjo. Magneti in magnetna polja v magnetni kletki so prikazanina sliki 2:

Slika 2: Shema magnetov s pripadajocimi magnetnimi polji. [2]

V tokamaku imamo naslednja magnetna polja:

1. Toroidno magnetno polje: polje, katerega silnice potekajo v oblik koncentricnih kroznic ssrediscem na glavni osi torusa. Njegova primarna funkcija je zadrzevanje plazme. Toroidnopolje ustvarja tuljava, ki je navita okoli torusa. Geometrija navitja, namrec navitje tuljaveje bolj gosto na notranji strani toroida kot na zunanji, pomeni da je polje mocnejse blizjeglavni osi. Zaradi tega pride do lezenja oz. ”drifta” delcev. Poleg tega so delci podvrzenitudi ukrivljenostnemu lezenju zaradi ukrivljenosti samega torusa.

Hitrosti lezenja vodilnega centra zaradi gradienta magnetnega polja in ukrivljenosti torusanam podaja enacba [1]

vD =m

qB2

[v2‖

(R×B)

R2+v2⊥2

(B

B×∇B

)](11)

oziroma v cilindricnih koordinatah

vD =m

q

1

R0Bϕ(R0)

[v2‖ +

v2⊥2

]ez, (12)

kjer je R0 glavni polmer torusa. Iz te enacbe je razvidno, da delci lezejo v smeri glavneosi toroida (vertikalno), poleg tega pa je smer lezenja odvisna od predznaka naboja delca.Zaradi tega se pozitivni ioni in negativni elektroni locijo, kar nam ustvari elektricno polje vplazmi. Hitrost lezenja v reaktorju ITER bo okoli 5 km/s.

4

Zaradi tega elektricnega polja delci dodatno lezejo v radialni smeri [1]:

vDE =E×B

B2=

E

Bϕ(R0)· R

R0(13)

Slika 3: Ilustracija E×B lezenja. Delec se giblje v EM polju po poti v obliki trohoide. Tocke nagrafu so pozicije delca v konstantnih casovnih razmakih. Opazi se, da je ukrivljenost krivulje vecjako se delec giblje pocasneje.

2. Poloidno magnetno polje: polje, katerega silnice se ovijajo okoli silnic toroidnega polja.Funkcija poloidnega polja je nevtraliziranje lezenja, torej zadrzevanje plazme stran od stenreaktorja. Poloidno polje ustvarja sama plazma s tem ko tece okoli torusa, horizontalnepoloidne tuljave zunaj torusa ter vertikalno glavno navitje, katero z izmenicnim tokom tudipoganja plazemski tok po principu transformatorja. Magnetna polja se vektorsko sestevajoin tako silnice vsote toroidnega in poloidnega polja potekajo vzdolz torusa v obliki spirale.

Taka konfiguracija magnetnega polja nam zagotavlja mesanje nabitih delcev. S tem se mocnozmanjsa elektricno polje in posledicno E × B lezenje. Poleg tega je kot rotacije silnic okolimale osi pri enem vrtenju za kot 2π okoli velike osi odvisen od razdalje od centra cevi.Silnice v centru se tako le malo ovijajo, silnice blizu roba cevi pa bolj. Zaradi tega pride domagnetnega strizenja, kar radialno lokalizira kolenske motnje in motnje zaradi lezenja.

Slika 4: Magnetno strizenje: magnetne silnice blizu roba cevi so bolj navite kot silnice blizu centracevi. [1]

5

3. Pomozna magnetna polja ki dodatno oblikujejo plazmo in pomagajo odstranjevati necistoceiz reaktorja. Samo toroidno in poloidno polje namrec nista dovolj da bi stabilizirali plazmo.Poleg tega je iz reaktorja potrebno odvajati produkte fuzijskih reakcij. To se naredi prekoelementa imenovanega diverter, lociranega na dnu vakuumske posode, v katerega s pomocjopomoznih magnetov speljemo silnice magnetnega polja, katere potekajo zunaj plazemskesredice. Te silnice poberejo plazmo ki uide iz obmocja ujetja in masivnejse produkte fuzijskihreakcij.

4 Struktura fuzijskega reaktorja

Slika 5: Shema fuzijskega reaktorja s kljucnimi komponentami. [3]

1. Magneti:Sistem magnetov v fuzijskem reaktorju sestoji iz stirih naborov magnetov:

• Toroidni magneti ki vzdrzujejo toroidno polje

• Poloidni magneti, ki skupaj s centralnim navitjem vzdrzujejo poloidno polje

• Centralno navitje, katero poleg prispevka k poloidnem polju tudi poganja plazmo in joohmsko segreva

• Pomozni magneti, ki dodatno oblikujejo plazmo ter blazijo lokalne energetske izbruhe,ki lahko poskodujejo stene reaktorja in preko katerih plazma izgublja energijo. Dodatnanaloga pomoznega sistema je popravljanje napak v magnetnem polju zaradi neizogibnihnepravilnosti pri izdelavi magnetnih sistemov

Tuljave, ki vzdrzujejo ta polja so narejene iz superprevodnikov. S tem se izognemo izgubamenergije zaradi upornosti. Poleg tega pa morajo biti magnetna polja tako mocna (redavelikosti 10 T) da bi se navadni vodniki ob velikih tokovih, potrebnih za taka polja pregrevali.Hlajenje tuljav na superprevodno temperaturo 4 K je zahtevna naloga, ker so namescene zeloblizu sten reaktorja, v katerem je temperatura 100 milijonov K.

2. Vakuumska posoda:Hermeticno zaprta posoda v kriostatu, v kateri se zadrzuje plazma. Deluje kot prva zascitnaplast. Vakuumsko posodo prekriva plasc, ki absorbira visokoenergetske nevtrone.

6

3. Plasc:Obloga, ki sciti vakuumsko posodo in superprevodne magnete pred vrocino in nevtroni, kiizhajajo iz fuzijskih reakcij. Nevtronom odvzame kineticno energijo in jo pretvori v toploto.To toploto se potem odvede s hladilnim sistemom in uporabi za proizvajanje elektricne en-ergije. Poleg tega se nacrtuje, da bo imel plasc funkcijo oplojevanja devterija, tako da boreaktor samozadosten glede oskrbe s tritijem.

4. Diverter:Plazma v magnetnem polju ni popolnoma omejena, temvec pocasi odteka (leze) iz obmocjat.i. zaprtih obmocij pretoka. Ko delci preidejo mejo obmocja zaprtih silnic (LCFS - lastclosed flux surface) jih je potrebno odstraniti iz vakuumske posode. To se naredi s posebnimelementom imenovanim diverter, ki je namescen v spodnjem delu vakuumske posode. Tjaso pomocjo pomoznih magnetov napeljane silnice magnetnega polja, katere potekajo ravnoizven zaprtega obmocja. Plast, iz katere se odstranjuje pobegla plazma se imenuje ”spraskanaplast” (SOL - scrape-off layer).

Slika 6: Shema magnetnega polja z diverterjem: Plazma v reaktorju se nahaja v obmocju zaprtihmagnetnih povrsin (closed magnetic surfaces). Zaradi motenj in lezenja uhaja preko meje obmocjazaprtih magnetnih povrsin (separatrix - LCFS) v spraskano plast (scrape-off layer). Silnice magnet-nega polja so napeljane v diverter, kjer se plazma iz spraskane plasti zadene v divertersko plazmo(private plasma) in diverterske plosce (divertor plates). [4]

Ko nabiti delci iz spraskane plasti zadenejo ob steno diverterja, se rekombinirajo v nevtralneatome, kateri se lahko vrnejo nazaj v spraskano plast. Ta proces se imenuje recikliranje.Nevtralni atomi so nato v spraskani plasti ponovno ionizirani, kar odvaja energijo iz spraskaneplasti v blizini plosc diverterja. Dodatno se plazmi znizuje temperatura ce so v spraskaniplasti prisotne necistoce, kar poveca izgube energije plazme zaradi sevanja. Ce je pot delcaod tocke, kjer vstopi v spraskano plast do diverterjevih tarc dovolj dolga, se lahko plazmaob ustreznih pogojih dovolj ohladi za rekombinacijo celo brez da bi se zadela v diverterjeveplosce. Vsi nasteti efekti zmanjsujejo obremenitve diverterjevih plosc in podaljsujejo njegovozivljenjsko dobo, kar pomeni nizje zahteve za diverterjeve materiale, manj posegov v reaktorin nizje stroske obratovanja. Plin, ki se nabira ob diverterju in vsebuje produkte fuzijskihreakcij (fuzijski ”pepel”) se lahko koncno z mocnimi crpalkami odvede iz reaktorja. To jeizjemnega pomena za doseganje zadovoljive cistosti plazemske sredice (tj. plazme v obmocjuzaprtih magnetnih silnic) in s tem pogojev za nemoteno gorenje plazme. diverter polegodvajanja necistoc prevzame tudi del toplotne obremenitve (do 20MW/m2).

7

5. Zunanje segrevanje:Temperatura plazme mora doseci 100 milijonov K, da se pricnejo fuzijske reakcije. Ta tem-peratura se doseze s tremi viri segrevanja:

• Ohmsko segrevanje - plazma se najprej segreje z elektricnim tokom, katerega se skoziplazmo pozene s casovno spreminjajocim tokom skozi glavno tuljavo. Upornost plazmepada z narascanjem temperature, zato je ohmsko segrevanje ucinkovito le do temperaturokoli 20 milijonov K.

• Visokofrekvencno segrevanje - plazma se resonancno segreva z elektromagnetnimi valovi,ki imajo frekvenco enako ciklotronski frekvenci plazemskih delcev. Za elektrone so tefrekvence med 100 in 200 MHz, za ione pa med 30 in 50 MHz.

• Vbrizgavanje nevtralnih delcev - v plazmo se vbrizgava visokoenergetske nevtralneatome, kateri preko trkov oddajo energijo plazmi. Atomi so pospeseni do kineticneenergije 1 MeV. To se lahko naredi le z elektricnim poljem, zato morajo biti delci zapospesevanje ionizirani. Pred vstopom v plazmo pa morajo biti ioni nevtralizirani, sicerjih magnetno polje odkloni. Dodatno morajo biti ioni negativni, torej morajo imetipresezek elektronov, kajti rekombinacija pozitivnih ionov je pri tako visokih energijahmalo verjetna.

6. Kriostat:Struktura, ki vzdrzuje konstantno temperaturo vakuumske posode in superprevodnih mag-netov. Kriostat fuzijskega reaktorja mora dovoljevati dostop do magnetne posode zavoljovzdrzevanja ter segrevanja in diagnostike plazme.

5 Poudarki pri razvoju fuzijske tehnologije

Jedrska fuzija zahteva ekstremne pogoje, prav tako pa bo morala biti fuzijska elektrarna cimmanj obremenjujoca za okolje, zato bo kompleksen sistem z naprednimi materiali. Raziskave nanaslednjih podrocjih so bistvenega pomena za napredek fuzijske tehnologije:

1. Fizika plazme:Za komercialno uporabo fuzije je izjemnega pomena, da se iz goriva dobi cimvec energije pocim nizji ceni. Zato je bistvenega pomena preucevanje optimizacije geometrije magnetnegapolja ter vpliva necistoc v plazmi, nadzor nestabilnosti v plazmi, kontrola plazme v sta-cionarnem stanju itd. Splosno merilo doseganja pogojev za gorenje plazme, (tj. da energija,potrebna za potekanje fuzijskih reakcij izhaja iz samih reakcij brez dodatnega zunanjegasegrevanja) je t.i. trojni produkt:

neTτe ≥12kBEch

T 2

〈σv〉, (14)

kjer so ne stevilo ionov goriva na kubicni meter, T temperatura plazme, τe cas omejevanja,tj. cas v katerem je plazma nad kriticno temperaturo vziga, kB je Boltzmannova konstantain Ech energija nastalih nabitih delcev (ker nevtroni uidejo iz plazme in ne prispevajo ksegrevanju). 〈σv〉 je opisan v poglavju o fuzijskih reakcijah. Slika 7 prikazuje napredek prirazvoju fizike plazme v zadnjih 30 letih.

8

Slika 7: Dosezene vrednosti trojnega produkta. Zelena crta oznacuje obmocje poravnave - obmocjekjer iz fuzije dobimo ravno toliko energije kot jo potrebujemo za vzdrzevanje gorenja, rumenoobmocje zaznamuje obmocje gorenja plazme. Modre tocke so dosezene vrednosti D-D plazme vtokamaku, zeleno v stelaratorju, rdece pa so vrednosti za D-T plazmo v tokamaku. Minimumobmocja poravnave/gorenja plazme nam da idealno temperaturo plazme. V japonskem eksperi-mentalnem reaktorju JT-60 so tako ze dosegli obmocje poravnave za D-D plazmo. [5]

2. Inzeniring plazme:Dogajanje v plazmi mora biti ves cas nadzorovano,poleg tega pa moramo biti sposobni up-ravljati s plazmo. Poudarek je na razvoju naslednjih sistemov:

• Segrevanje plazme: zunanje segrevanje plazme je bistvenega pomena za zagon fuzijskereakcije, poleg tega pa se grelni sistemi uveljavljajo kot najpomembnejse orodje zanadzor nestabilnosti plazme

• Diagnostika plazme: vpogled v dejansko dogajanje v plazmi nam omogocajo diagnosticnisistemi. Dve od pomembnih metod diagnostike plazme sta merjenje temperature plazmeter merjenje necistoc v plazmi. Temperaturo plazme merimo tako, da plazmo obsevamo zvisokoenergijskim laserskim zarkom. Svetloba laserja se siplje na plazemskih elektronih,kateri fotonom preko dopplerjevega premika spremenijo valovno dolzino in to sipanosvetlobo lahko merimo. Merjenje necistoc poteka preko merjenja njihovih emisijskihspektrov.

• Interakcija plazme s stenami: visokoenergijski delci, ki se zadevajo ob povrsine, jiherodirajo. Razumevanje erozijskih procesov in njihovo kontroliranje je pomembno, kernecistoce ohlajajo plazemsko sredico in zaustavljajo fuzijsko reakcijo. Poleg tega erozijamaterialov skrajsuje zivljenjsko dobo komponent, zato je potrebno omejiti to erozijoda se podaljsa zivljenjsko dobo komponent reaktorja in zmanjsa posege v sam reak-tor. Zaradi tega je potrebno razviti materiale, ki so odporni na erozijo in oblikovatikomponente tako, da lahko prenesejo visoke obremenitve v fuzijskem reaktorju.

9

3. Razvoj komponent reaktorja:Reaktor mora biti zgrajen tako, da se cim bolj omeji potrebne posege v sam reaktor. Kom-ponente reaktorja morajo biti zato izdelane tako, da cim manj degradirajo tekom uporabe.

• Tehnologija superprevodnih magnetov: superprevodni magneti fuzijskega reaktorja soizdelani iz krhke keramike v obliki dolgih vodnikov. Izdelava zanesljivih magnetov takihvelikosti predstavlja velik izziv, zato so magneti najdrazja komponenta fuzijskega reak-torja.

• Tehnologija oploditvenega plasca: za zagotavljanje oskrbe s tritijem je potrebno tritijproizvajati v samem reaktorju s pomocjo oploditvenega plasca. Oploditveni plasc vse-buje litij, kateri reagira z nevtroni, izhajajocimi iz fuzijskih reakcij in tvori tritij. Tritij jenato potrebno odvesti iz plasca nazaj v reaktor. Plasc ima poleg tega funkcijo zaustavl-janja nevtronov in odvajanja njihove energije, katera se potem uporabi za proizvajanjeelektrike. Za komercialno uporabo bo moral plasc delovati pri visokih temperaturahzavoljo ucinkovite izmenjave energije, hkrati pa zagotavljati vec kot en tritijev atomna posamezno zlitje jeder. Raziskave na tem podrocju so usmerjene v Pb-17Li (tekocekovinske) oziroma Li4SiO4 (keramicne) plasce, hlajene z vodo ali s helijem.

• Napredni materiali:Visokoenergijski nevtroni, ki izhajajo iz fuzijskih reakcij, reagirajo s stenami reaktorja.S tem spreminjajo radioaktivne (aktivacija) in mehanske lastnosti materialov v stenahreaktorja. Razvoj materialov je usmerjen v nizkoaktivacijske materiale z dobrimi ter-momehanskimi lastnostmi.

6 Program razvoja fuzijske tehnologije

6.1 Strategija hitrega razvoja

Raziskave fuzijske tehnologije sledijo strategiji ”hitrega razvoja” (fast track approach), ki popostavitvi reaktorja ITER (konstrukcija ITER-ja se je zacela leta 2009) predvideva postavitevdemonstracijske elektrarne DEMO. Namen reaktorja ITER je demonstrirati znanstveno in tehnoloskoizvedljivost pridobivanja energije s fuzijo. Tako naj bi bil sposoben proizvajati 500MW moci s fak-torjem Q ≥ 10 preko daljsih casovnih obdobij (vsaj 500 sekund). Faktor Q podaja razmerjemed proizvedeno mocjo in mocjo, potrebno za vzdrzevanje plazme v stacionarnem stanju. ITERbo omogocal raziskave plazme v pogojih, podobnih tistim v fuzijski elektrarni. Prav tako boomogocal testiranje fuzijskih tehnologij, kot npr. gretja in kontrole plazme, diagnosticnih sistemovin vzdrzevanja. DEMO naj bi poleg nadaljnega napredka v fiziki plazme in fuzijski tehnologiji,vecanja moci in faktorja Q tudi demonstriral delovanje fuzijske elektrarne kot celote, uporab-nost fuzije za komercialno pridobivanje energije (cena enote energije primerljiva z ostalimi virienergije), zanesljivost ter okoljevarstvene prednosti fuzije. Zazeljeno je tudi, da bi bil sposobennepretrganega obratovanja (razen seveda ob vzdrzevalnih posegih). Poleg obeh reaktorjev je nujnaizgradnja eksperimentalne obsevalne naprave za testiranje fuzijskih materialov in tehnologij (in-ternational fusion materials irradiation facility - IFMIF), kjer se bo testiralo materiale v pogojih,podobnih tistim v fuzijskem reaktorju s pomocjo nevtronskega izvora na osnovi pospesevalnikadelcev.

DEMO ITERPulzno Stacionarno

Veliki/mali radij torusa 5.8/1.45 6.2/2.0 6.2-6.6/1.6-2.0Magnetno polje (T) 9.5 5.3 5-5.3Plazemski tok (MA) 12 15-17 8-12Fuzijska moc (GW) 2.3 0.5-0.7 0.3-0.5Q ≈ 40 10-20 ≈ 5

Tabela 1: Primerjava parametrov reaktorjev ITER in DEMO. [6]

10

Slika 8: Skica bodoce fuzijske elektrarne. [2]

6.2 Konceptualna studija fuzijske elektrarne

Konceptualna studija fuzijske elektrarne (power plant conceptual study - PPCS) je raziskavatehnoloske dosegljivosti, varnosti, vpliva na okolje in cene bodoce fuzijske elektrarne. PPCS seje osredotocila na stiri razlicne reprezentativne modele elektrarn (PPCS A do D) s parametri, ki sov skladu s trenutnimi zmoznostmi in pricakovanim razvojem tehnoloskih resitev. Zahteve segajood relativno bliznjih modelov (PPCS A in B) z omejenimi ekstrapolacijami tehnoloskih zmoznostiin fizike plazme glede na lastnosti ITER-ja, do bolj naprednih (PPCS C in D). Modeli se med sebojrazlikujejo po zasnovi plasca in diverterja ter geometriji plazme in kvaliteti omejevanja:

• Model A:Model A temelji na LiPb plascu z vodnim hlajenjem. Litij sluzi kot izvor tritija in svinec kotpomnozevalnik nevtronov, ki poveca stevilo nevtronov na fuzijsko reakcijo. Nevtronski scitv v posodi je vodno hlajeno jeklo. Hladilna voda v plascu je pri temperaturi 300o C in tlaku15 MPa, kar je podobno pogojem v tlacnih fisijskih reaktorjih, prav tako je sistem pretvorbetoplotne energije v elektricno podoben sistemu v tlacnih reaktorjih. Diverter v modelu A jesestavljen iz Eurofer strukture (hladilni kanali), obdane s piroliticnim grafitom. Piroliticnigrafit je grafit, ogret skoraj do dekompozicijske temperature in potem kristaliziran. Takgrafit ima izjemno ravninsko temperaturno prevodnost in omogoca homogen temperaturniprofil. Strukturo obdaja scit iz volframove zlitine. Diverter modela A je vodno hlajen inprenese toplotne obremenitve do 15MW/m2. [8, 7]

• Model B: Plasc v modelu B temelji na izmenicnih plasteh litijevega ortosilikata kot izvorutritija in tabletk berilija kot pomnozevalniku nevtronov. Hladilni medij v modelu B je he-lij, kar dovoljuje visje obratovalne temperature kot v modelu A. Scit je razdeljen na dvadela: visokotemperaturni scit takoj za oploditveno odejo iz vodno hlajenega Euroferja, ters helijem hlajen nizkotemperaturni scit za njim iz ZrH2. Nizkotemperaturni scit prejemadovolj nizko nevtronsko dozo, da ga ni potrebno menjati celotno zivljenjsko dobo reaktorja.S helijem hlajeni diverter je narejen iz wolframove zlitine (scit) in eurofer-wolframove zilitne(strukturni material). Pri diverterju za model B sta predvidena dve zasnovi: helijevo hla-jeni visoko ucinkovit termalni scit (High Efficiency Thermal Shield - HETS), kjer se hladilnimedij pretaka po polkroznih elementih, kar izboljsuje prenos toplote preko udarnih efektovin turbulence ter He hlajen modularni diverter s curkovnim hlajenjem ali s hlajenjem prekonarebrenih povrsin (He-cooled modular divertor with jet cooling/slot array - HEMJ/HEMS),kjer se hladilni medij pretaka po t.i. hladilnih prstih (cooling fingers). Struktura in scit priHETS sta iz wolframove zlitine, ki omogoca visoke temperature hladilnega medija, medtemko HEMP/HEMJ uporabljata Eurofer strukturo s scitom iz wolframove zlitine. Hladilnimedij pri obeh zasnovah je pod tlakom 10 MPa pri temperaturi 600o C (vstopna) - 800o

C (izstopna) (HETS) oziroma 600o C - 700o C (HEMJ/HEMS). Obe zasnovi sta sposobniprenasati toplotne obremenitve do 10 MW/m2

11

• Model C:Plasc v modelu C je iz Pb-17Li. Toplota se odvaja s krozenjem tekocega Pb-17Li samega inhelija, ki se pretaka skozi kanale v v strukturi iz Euroferja. Hladilni He je vcrpan pod tlakom8 MPa pri temperaturi 460o C - 700o C. Zasnova diverterja je enaka kot pri modelu B.

Slika 9: Shema diverterskih hladilnih elementov v modelih B in C.[7]

• Model D:Najbolj napreden model v konceptualni studiji tako kot model C temelji na Pb-17Li plascu sstrukturo iz SiC kompozita. Struktura diverterja je prav tako iz SiC s scitom iz wolframovezlitine. Cilj PPCS-D je doseganje visokih delovnih temperatur in s tem visoke termodinamskeucinkovitosti ter nizke pritiske hladilnega medija, kar zmanjsuje potrebno moc crpanja inposledicno boljsi izkoristek celotne elektrarne. Predvidena temperatura hlajenja je 700o C -1100o C.

Slika 10: Profili plazme v konceptualni studiji. Moc fuzije narasca z velikostjo plazme in s kvalitetoomejevanja (stisnjenostjo) plazme. [8]

Model A Model B Model C Model DPlazemski tok (MA) 30.5 28.0 20.1 14.1Toroidno polje na osi (T) 7.0 6.9 6.0 5.6Izkoristek 0.31 0.36 0.42 0.6Max. obremenitev diverterja (MW/m2) 15 >10 >10 5Q 20 13.5 30 35Glavni radij (m) 9.6 8.6 7.5 6.1Povprecna temperatura (keV) 22 20 16 12Hlajenje plasca H2O He Pb-17Li/He Pb-17LiTin/Tout 285/325 300/500 480/700 700/1100

300/480Hlajenje diverterja H2O He He Pb-17LiTin/Tout 140/167 540/720 540/720 600/990

Tabela 2: Izbor glavnih parametrov PPCS modelov, vse vrednosti v tabeli ustrezajo elektrarni zelektricno mocjo 1.5 GW. Izkoristek je definiran kot razmerje med dobljeno elektricno mocjo inenergijo sprosceno v fuzijskih reakcijah. [8]

12

7 Zakljucek

Fuzijska energija ima potencial zadovoljiti cloveske potrebe po energiji na cist in varen nacin.Pogoji, potrebni za ucinkovito izrabo fuzijske energije so ekstremni, vendar pa nas dosedanjidosezki navdajajo z realnim upanjem na siroko uporabo fuzije kot vira energije v roku nasled-njih stiridesetih let. Fuzijska tehnologija poleg cistega in dostopnega vira energije prinasa tudi t.i.”spinoff” tehnoloske resitve, katere so ze v uporabi na podrocjih medicine, obdelave materialov,superprevodnosti, predelave odpadkov itd. Poleg tega pa je projekt kontrolirane fuzije lahko virnavdiha milijonom bodocih znanstvenikov in inzenirjev, ki bodo nosilci tehnoloskega napredka vprihodnosti. Nenazadnje pa je razvoj fuzijske tehnologije obsezen projekt, ki zdruzuje drzave, vkaterih zivi vecina svetovnega prebivalstva - Indijo, Kitajsko, Rusijo, Japonsko, Juzno Korejo, EUin ZDA in je tako zgled za nesebicno sodelovanje med svetovnimi narodi.

13

Literatura

[1] A. A. Harms, K. F. Schoepf, G. H. Miley, D. R. Kingdon (2000), Principles of Fusion Energy,Singapore: World Scientific Publishing Co. Ptc. Ltd.

[2] D. Maisonnier (2007), The European DEMONSTRATION Reactor, International School ofFusion Reactor Technology 11th Course: ENERGY CONVERSION SYSTEMS IN TOKAMAKREACTORS, 9.-15. September 2007, EMFCSC - Erice

[3] ITER - The way to new energy, dostopano 19. April 2010

[4] JET - Europe’s largest nuclear fusion research facility, dostopano 19. April 2010

[5] Fuzija - Energija prihodnosti, dostopano 21. April 2010

[6] S. Konishi, S. Nishio, K. Tobita, DEMO plant design beyond ITER, Fusion Engineering andDesign 63-64 /2002) 11-17

[7] P. Norajitra, S. I. Abdel-Khalik, L. M. Giancarli, T. Ihli, G. Janeschitz, S. Malang, I. V.Mazul, P. Sardain, Divertor conceptual designs for a fusion power plant, Fusion Engineeringand Design 83 (2008) 893902

[8] EFDA - European Fusion Development Agreement (2005), A conceptual study of commercialpower plants: Final Report of the European Fusion Power Plant Conceptual Study (PPCS),EFDA(05)-27/4.10

[9] Fusion energy Moving Forward - Spin-off benefits from fusion R&D, dostopano 19. April 2010

14