„Ott vagyunk már?” – Úton a fúziós energiatermelés felé
FÚZIÓ. Számomra a definícióján túl a Nap energiáját, izgalmas kutatást, magasan fejlett technológiát, jövőt idéz. Kevésbé jártasaknak legegyszerűbben, hogy mit is jelent: könnyebb atommagok egyesülése egy nehezebb atommaggá. Részecskék ütközéséről hallva a fúziós berendezéseket könnyű összekeverni a kísérleti részecskegyorsítókkal. A fúziós reaktorok célja azonban nem az univerzum építőköveinek és működésének megismerése, ezek egy új fajta energiatermelési módszer kifejlesztése érdekében épülnek.
Az energiaiparban viszont egyre kevésbé hisznek a technológiában, örök science-fiction-nek tekintik. Végül is ez érthető: 1950-ben megtervezték az első kísérleti reaktorokat, amelyekben mágneses tér segítségével összetartott plazma halmazállapotú anyag kering körbe tórusz (gyűrű vagy fánk) alakot alkotva - de hiába alkalmas ez a találmány a fúzió elérésére, még mindig nem láthatjuk az energiatermelésben gyakorlati jelentőségét. , Míg az atomerőművek esetében a láncreakció egy kritikus tömeg fölött önmagától is beindul, előrelépések leginkább a biztonság növelésében jelentkeztek, a fúziós berendezéseknél ezzel szemben az életképesség alapkövetelménye a magas fokú biztonság és megbízhatóság, a kihívás pedig éppen a reakciók hatékony beindításában és fenntartásában rejlik.
Mágnesek segítségével összetartott plazma egy fúziós berendezésben. [1]
A fúzióval kapcsolatos kutatások nem szunnyadnak elfeledve, ha kis lépésekben is, de folyamatos fejlődés jellemzi a területet. A legelső sikeres konstrukció, amely jelenleg is a világban legelterjedtebb, a tokamak nevet viseli. A tokamakok első sorozata nem büszkélkedhet túlságosan fantáziadús nevekkel, de annál jelentősebb mérföldköveit jelentették a fúzió történelmének. A T-1 1958-as beindításától kezdve még évtizedekig, néhány évente törtek át újabb gátakat a sorozat újabb tagjai. Ilyenek a stabilitás, az összetartási idő növelése, a hatékonyabb fűtési módszerek, a plazma ideális alakjának megtalálása, és az erősebb, szupravezető elektromágnesek bevezetése. A nyolcvanas évektől egyre több sikeres berendezés épült melyek közül a legtöbbnek valamilyen továbbfejlesztett változatán még ma is folynak kísérletek.
Jelenleg a legfontosabb kísérleti berendezések közül szupravezető mágneseket alkalmaz számos távol-keleti tokamak: SST1 (India), KSTAR (Korea), EAST (Kína) és a még épülő JT60-SA (Japán). Ma az európai központú fúziós kutatásban (EUROFusion) minden berendezésnek megvan a maga szerepe, a német ASDEX Upgrade-nek többek között a méretezésben, a svájci TCV a plazma alakjának változtatását teszi lehetővé, a francia WEST-et pedig a legfontosabb anyagok tanulmányozásának szentelik.
A JET tokamak kamrája belülről, jobb oldalán a plazmáról készült képrészlettel. [2]
Az eddigi legsikeresebb fúziós berendezés, az angliai Joint European Torus (JET) 1984 óta üzemel, itt már a plazma viselkedését részletesebben tanulmányozták. Működését fúziós üzemmódban is tesztelték, az 1997-es kampány során 16,1 MW fúziós teljesítményt értek el. JET-en kívül az eddigi tokamakok közül csak az amerikai TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) volt alkalmas ilyen plazmakisülések elviselésére. Ugyan ezek a berendezések még kevesebb energiát termeltek, mint amennyi a felfűtéshez kellett, de igazolták az üzemanyag és az egész koncepció megfelelőségét.
A jelenleg épülő, minden eddiginél hatalmasabb fúziós berendezés az ITER (International Thermonuclear Experimenral Reactor) névre hallgat, mely latinul azt jelenti: ’Út’. Ez valóban egy közös utat kínál melyen együtt dolgozik a világ számos országa; EU-s országok, Japán, Oroszország, USA, Kína, Dél-Korea, India. A projektet még 1985-ben kezdeményezték, de a XXI. század új törekvései új lendületet adtak neki. A határidők, részfeladatok, alapvető elvárások rögzítésre kerültek, és a megvalósulás folyamata elkezdte követni az előre lefektetett célkitűzéseket. Ez az a pont, amitől kezdve már innovációról, és valódi technológiai kihívásokról beszélhetünk, nemcsak egy távoli álomkép motiválta ötletelésről. Ha minden így halad tovább, 2025-ben beindítják ITER-t, amely a tervek szerint 10-szeres energiasokszorozást lesz képes elérni, ami azt jelenti, hogy 50 MW fűtés hatására 500 MW fúziós teljesítmény szabadul fel.
Az ITER alkatrészeinek gyártása megoszlik a partnerországok között. [3]
Persze nem titkolt tény, hogy ennél jóval összetettebbek az ITER-rel kapcsolatos feladatok. Ezen projekt során a partnerországoknak lehetővé kell tenniük az erőművi méretekben való gyártásának feltételeit. A zökkenőmentes együttműködés nagy precizitást és nem mellesleg igazán bonyolult logisztikát igényel. Több száz tonnás alkatrészeket kell teherhajóval, szárazföldi konvojokban szállítani, de a helyszínen is fel kellett húzni összeszerelő és gyártó épületeket, mert egyes elemek annyira nagyok, hogy a szállítás nem kivitelezhető.
Toroidális tértekercs tartószerkezete. [4]
Az ITER felépülése utáni első időszak során a főszerep még a kísérleteké lesz, a fizikusok egyszerű hidrogén plazmán szeretnék megvizsgálni az ekkora berendezésben fellépő jelenségeket, éppen ezért az egész tele lesz zsúfolva különböző diagnosztikai készülékekkel. Amikor a plazma kontrollálása – például a turbulenciák befolyásolására szolgáló mágnesek segítségével – nem jelent már problémát, és technológiai megoldások megfelelősége is bizonyított, akkor teremtik meg az energiafelszabadításra alkalmas körülményeket.
Gyakorlatilag az üzemanyagot lecserélik a hidrogén nehezebb izotópjaira – deutérium és trícium –, amelyek reakciója sokkal valószínűbb a reaktorban elérhető hőmérsékleten. Itt ne néhány száz vagy ezer fokra gondoljunk; ez az „alacsony” hőmérséklet is több, mint 100 millió °C , amely a Nap közepénél 4-szer nagyobb. Más izotópösszetétel esetén pedig ennél több nagyságrenddel kellene feljebb fűtenünk a plazmát a reakciógyakoriság maximálásához, de még a második legmagasabb ilyen csúcs is (D-3He) egy tízszeres szorzóval a deutérium-trícium reakció alatt maradna.
Éppen ezért 20 év elteltével a JET-en is újra D-T kísérletek előkészületei folynak, melyek 2019-2020 során várhatóak majd. A nagy fűtőteljesítmény, új diagnosztikák, és ITER-hez hasonlóan berillium-wolfram fal lehetővé teszik, hogy az itt nyert eredmények alapot szolgáltassanak az ITER-en végzett kísérletekre való felkészüléshez.
Annak oka, hogy a kísérleteket általában mégis egyszerű hidrogén plazmán végzik, hogy ugyan deutérium a vízben gyakran előforduló izotóp, azonban tríciumból kevés van a földön, ráadásul utóbbi 12,32 év felezési idővel bomlik, takarékoskodni kell vele. Mivel ez radioaktív izotóp, el szeretnénk kerülni a trícium szállítását, tárolását. Mindkét problémára megoldást jelent a reaktoron belüli termelés és azonnali „elégetés” lehetősége. A fúzió során neutronok is felszabadulnak, a lítiumból pedig neutronelnyeléssel trícium képződik, ráadásul a 6Li átalakulása további energia felszabadulásával jár. Az ötlet tehát, hogy vegyük körbe a reaktorkamrát lítium tartalmú anyaggal. Ezzel valójában nem is kettő, hanem három legyet ütöttünk egy csapásra, hiszen egyben neutronok elleni árnyékolást is biztosítottunk! A tríciumot ezután be kell vezetni a reaktorba, ahol deutériummal fúzionál, majd a felszabadult neutron lítiumnak ütközik, a keletkezett trícium újabb fúziót tesz lehetővé, és így tovább... A rendszert jól megtervezve, ahol a termelődött és reaktorba vezetett trícium se több, se kevesebb a szükségesnél, egy önfenntartó, zárt ciklust érhetünk el. Ennek köszönhetően, az alacsony aktivációs hajlamú szerkezeti anyagok és a lehetséges reakciótípusaik alapján szelektált funkcionális anyagok használatával, valamint megfelelő neutron-árnyékolás biztosításával a telephelyen egyszerre jelenlévő radioaktivitást minimalizálni lehet.
A zárt üzemanyag ciklus, melyből csak energia és hélium távozik. [5]
Az önfenntartásra vonatkozó kijelentést talán nem árt itt kicsit részletesebben tárgyalni. A plazmát folyamatosan kell táplálni deutériummal, és a végtermékként keletkező héliumot el kell vezetni belőle, üzemanyagellátás szempontjából tehát a folyamat nem önfenntartó. Ezen kívül a plazmát folyamatosan fűteni kell, legalábbis a „begyújtási pontig”, ahol már a keletkező részecskék energiája elegendő a plazma melegen tartásához, ekkor a reakció a fűtést illetően önfenntartóvá tud válni. Ezen kívül folyamatosan biztosítani kell a mágneses összetartást, a plazma geometria meglétét, stabilitását. Bármelyik tényező hiányában a plazma összeomlik, és részecskéi a légkörnél körülbelül százezerszer ritkább gáz formájában kitöltik a kamrát. Szerencsére a plazma nem tudja magát „túlfűteni”, mert a fúziós reakciók bekövetkezésének gyakorisága egy stabil üzemi hőmérséklet felett csökkenni kezd, a fúzió tehát önszabályozó reakció is. Kontroll hiányában a reakciók leállnak, illetve az a néhány gramm anyag, amely egyszerre tartózkodik a reaktorban, legrosszabb esetben is csak a fal belső felületének vékony rétegét károsíthatja, a fúzió egyik legfőbb erénye tehát a biztonság.
Az ITER első fúziós eredményei után kezdődhet majd a hálózatra való csatlakozást célzó demonstrációs erőmű, a DEMO felépítése. Erre az időpontra már több különböző koncepciónak kell készen állnia, ezért a DEMO tervezése már most folyamatban van. Az Európai Bizottság által koordinált hivatalos EFDA Fúziós Útiterv célja, hogy 2050-re néhány 100 MW fúziós energiát juttasson a hálózatra.
A jövő fúziós erőművei nem feltétlenül tokamakok lesznek, de az tény, hogy jelenleg ez a legbiztosabb út. A bemutatott kísérleteken kívül egyéb megoldásokkal is próbálkoznak a világban, de a legtöbb csak a tórusz kis- és nagysugarának arányában tér el a tokamak felépítésétől.
Egy ennél jóval bonyolultabb geometriával rendelkező, szintén ígéretes konstrukció a sztellarátor, melynek első teljesen optimalizált változata, a W7-X 2017-ben indult el, és eredményei minden várakozást felülmúltak. A számítógépes 3D modellezés kialakulása lehetővé tette a fordított irányú tervezési folyamatot: ma először a részecskék ideális útját modellezik, majd a belőlük összeálló plazma alakot építik fel, azután az összetartó erőt jelentő mágneses teret rekonstruálják, végül igyekeznek az ezt létrehozó mágnesek geometriáját megtervezni.
Az optimalizáció sikerei alapján elképzelhető, hogy a végleges fúziós erőmű prototípus ebből a speciális mágnesekből felépülő az ágazatból, vagy esetleg a tokamak és sztellarátor kombinációjából alakul majd ki.
A W7-X az első teljesen optimalizált mágneses geometriájú sztellarátor.[6]
Általában világszintű összefogásokról beszéltünk, de meg kell említeni, hogy főként Amerikában privát vállalatok is foglalkoznak saját konstrukció kifejlesztésével. Saját bevallásuk szerint hisznek abban, hogy koncentrált erővel és tőkével gyorsabban, könnyebben juthatnak el egy ráadásul mind méretben, mind hatásosságban optimálisabb fúziós erőmű megépítéséig.
Sőt, egész más irányból is meg lehet közelíteni a fúziós erőmű gondolatát. Az eddig tárgyalt mágneses térrel rendelkező reaktoroknál a forró plazma minél hosszabb ideig tartó stabil összetartása, míg az inerciális (tehetetlenségi) fúziónál egy üzemanyagkapszula hatalmas energiával történő pillanatszerű összenyomása során igyekeznek elérni a begyújtást. Ez az elv emlékeztet egy hidrogénbomba működésére, persze a kutatások során nagyon kis mennyiségeket lézer vagy ionnyaláb segítségével „robbantanak be”, kontrollált módon. A kaliforniai NIF – National Ignition Facility – eredeti célja is a begyújtás elérése lett volna, amelyet azonban nem sikerült elérnie, gyakorlatilag inkább nukleáris fegyverekkel kapcsolatos kutatásokban volt szerepe. Mivel ez az ágazat gyakran összekapcsolódik a katonai alkalmazásokkal, az Európai Bizottság szervezetei nem igazán támogatnak ilyen irányú kutatásokat.
Az inerciális fúzió eléréséhez lézerek segítségével próbálják kellő mértékben összenyomni az üzemanyag kapszulát. [7]
De miért is kell lassan száz éve várni, hogy a fúziós reakció energiatermelésre való hasznosításának terve reális közelségbe kerüljön? Természetesen a számítógépek fejlődése, a komplex, több dimenziós modellezés lehetőségének kialakulása, a kellő mennyiségű tapasztalat megszerzése hatalmas jelentőséggel bír. De attól a ténytől se tekintsünk el, hogy sokkal egyszerűbben megvalósítható megoldások álltak rendelkezésre, így nem volt sürgető igény a fúzióig vezető problémák megoldására. Eljött azonban az időszak, amikor a világban a legmeghatározóbb értékek egyike a környezettudatosság, bolygónk megóvása. A fosszilis energiatermelést szabályozásokkal, szén-dioxid kvótával igyekeznek visszaszorítani, egyes országok atomenergiával kiváltani azt, mások éppen az atomenergiát próbálják eliminálni az energiamixükből. Van olyan hely, ahol ez valóban megvalósítható, például Izland villamosenergiáját közel 100%-ban megújuló forrásokból nyeri, szerencsés földrajzi adottságainak köszönhetően folyamatos és szabályozható természeti erőforrások állnak rendelkezésre. Más országok, ahol nem törnek fel gejzírek a föld alól, de még nagy hozamú folyók sincsenek, kénytelenek szél és naperőműveket telepíteni. Egy az időjárásfüggő források ellenére is működőképes és szabályozható rendszer megfelelően nagy kapacitású energiatárolók kifejlesztését, új hálózati megoldások kiépítését feltételezi, de jelenleg ez nem megoldott. Amíg tehát az ideális, intelligens hálózat megszületése várat magára, ne vessük el egy szabályozható alaperőmű gondolatát. Ha pedig a jövőben egy az eddigieknél környezetkímélőbb vagy biztonságosabb erőműveket szeretnénk üzemeltetni, most kell megtenni a szükséges lépéseket, és leküzdeni az addig vezető út akadályait.
Arra a kérdésre, hogy milyen koncepcióból fog kialakulni a jövő legsikeresebb fúziós erőműve, egyelőre lehetetlen választ adni. A sztellarátor például, melyről jelen bejegyzésben épp csak említés szintjén esett szó, több szempontból is optimálisabb megoldást jelenthetne a tokamakoknál, de fejlődésében csak pár éve következett be áttörés. A tokamak vonal viszont konkrét időbeli tervekkel rendelkezik, melyek 2050 környékére becsülik az első villamosenergia-termelő reaktor beindítását.
A tokamak konstrukcióból kialakuló fúziós erőmű vázlatos ábrája. [8]
Ha tetszett a cikkünk, és szeretnétek értesülni a legújabb bejegyzéseinkről, kövessetek minket facebookon!
Források
[2] iter.org
[3], [4] IPP Summer University, Greifswald, 2018
[6] fusenet.eu
[7] lasers.llnl.gov
