A Hét 1983/1 (28. évfolyam, 1-26. szám)
1983-01-14 / 3. szám
Tudomány-technika_______ FÚZIÓS ENERGIATERMELÉS /1 Több mint húsz éve dolgoznak a Szovjetuniótól Amerikáig az irányított fúziós energiatermelés megvalósításán, amely ténylegesen és véglegesen megoldhatja az emberiség energiaproblémáit A munkálatok olyan szakaszhoz közelednek, amelyben az eredmények a cél elérését helyezik kilátásba. Kétrészes írásunkban összefoglaljuk a kutatások jelenlegi helyzetét és a jövő terveit. Először a fúziós energiatermelés magfizikai elméletét és a fúziós reaktor legperspektivikusabbnak tartott műszaki megoldását ismertetjük, majd a fúziós erőművel összefüggő üzemeltetési, biztonsági és környezetvédelmi kérdésekkel foglalkozunk. Végül áttekintést nyújtunk a világon már üzemelő fúziós kísérleti berendezésekről. A fúziós energiatermelés elméleti alapjai A magfúzió az égitestek energiaforrása. A földön csak nagyon robbanékony formában — a hidrogénbomba révén — és kis mértékben laboratóriumi kísérleteknél valósították meg. Elméletileg már kb. 50 éve ismert volt, hogy ha két alacsony atomszámú (könnyűelem) magjait egyesítjük (fúzió), akkor egy nagyobb atomszámú elem jön létre és közben energia szabadul fel, amely elvileg hasznosíthatóvá válik. Hasonló az elvi alapja az atomreaktorokban végbemenő maghasadásnak is, azzal a különbséggel, hogy ott a nehéz magok (pl. urán) magreakció útján történő bontásával (fisszió) két könnyebb mag képződik és megint csak energia szabadul fel. Egy magrészecskére vonatkoztatva a magfúzió során nagyobb mennyiségű energia szabadul fel, mint a fissziónál. Ahhoz, hogy könnyű magokat egyesíthessünk, a közöttük lévő taszítóerő (magtöltésből eredő coulomb-taszitás) legyőzése céljából igen nagy energiával kell azokat egymáshoz közelíteni. Ezt az energiát kétféle módon közölhetjük a magokkal: mesterséges úton, gyorsító berendezések által, vagy nagyságrendileg százmillió fokos hőmérséklet biztosításával a reakció lefolyásakor (termonukleáris reakció). A gyorsító berendezések hatásfoka rendkívül rossz, ezért energiatermelés céljaira nem alkalmazhatók. így csak a termonukleáris reakció jöhet számításba. Az ennek elvén működő magreaktort termonukleáris vagy fúziós reaktornak, a hozzá kapcsolódó, villamos energiát előállító erőmüvet termonukleáris vagy fúziós erőműnek nevezhetjük. A termonukleáris reakció céljaira a legkönnyebb magok, így mindenekelőtt a hidrogén és izotópjai (deutérium, trícium) alkalmasak. Egyesülhet két deutérium mag (D-D reakció) vagy egy deutérium és egy trícium mag (D-T reakció). Mindkét reakció folyamán neutronok kíséretében hő szabadul fel. Egy atommagra vonatkoztatva az utóbbi reakciónál kb. ötször annyi energia szabadul fel, mint az elsőnél és a reakció is lényegesen alacsonyabb hőmérsékleten folyik le. Deutériumot természetesen vízből nyerhetünk. Minden kilogramm víz kb. 0,04 gramm deutériumot tartalmaz. Számítások szerint ez azt is jelenti, hogy 1 kilogramm víz energiatartalma a benne lévő hidrogénizotópok teljes hasznosításával számolva kb. 300 kilogramm szénhidrogén energiájával egyenértékű. Trícium a természetben nem fordul elő, viszont D-D reakció alkalmazásával vagy lítiumot neutronokkal bombázva kellő menynyiségben előállítható. A fúziós reaktorban lejátszódó termonukleáris reakció folyamán az atomok negatív töltésű elektronjai kilépnek az atomhéjból és szabad elektronokká válnak. Ezek, valamint a pozitív töltésű ionizált magok együttvéve nagyhömérsékletű plazmát képeznek. A plazma kifelé, makroszkopikusan semleges. Minden termonukleáris fúziónak alapvető problémája a plazma környezettől való elszigetelése. Ugyanis a magokat addig kell öszszetartani a plazmában, amíg a fúzió megtörténik és akkora energiamennyiség szabadul fel, amely nagyobb, mint az az energia, mely az anyag felmelegítéséhez, összetartásához, és a veszteségek fedezéséhez szükséges. Ha a plazmát nem sikerül kellő ideig összetartani, érintkezésbe lép a szerkezet falával és kihűl, anélkül, hogy energiát termelne. Az energetikai célú plazma-kutatások eredményeit az ún. Lawson-kritérium alapján Ítélik meg. E szerint energetikai célokra olyan plazma létrehozása szükséges, amely elegendő magas (nagyságrendben százmillió fokos) hőmérsékleten megfelelő sűrűségű (minimum 1014 részecske . cm-3) és elég stabil (az összetartási idő 1 másodperc). Vagyis a megfelelő hőmérsékleten a sűrűség és az összetartási idő szorzata (n . x) egyenlő vagy nagyobb mint a 1014 érték. Ezt az értéket a mai fúziós kísérleti berendezésekben még nem érték el, de az eddigi kutatások optimizmusra adnak okot. A Lawson-kritérium kielégítésére elvileg két lehetséges mód van: az impulzusszerűen működő rendszerek és a mágneses térrel dolgozó rendszerek. Számításba jöhet továbbá a gravitáció, mint összetartó erő is, ehhez azonban a gravitációs térerő gyengesége miatt igen nagy méretekre volna szükség, ami csak a csillagokban valósulhat meg. Elindíthatjuk a fúziós reakciót a plazma robbanásszerű gyújtásával is, ahogy az a hidrogénbomba esetében történik, melynél a reakciót egy kisebb atombomba robbanása indítja el. Mindkét utóbbi eljárást, mint energetikai célokra alkalmatlant, csupán a teljesség kedvéért említjük meg. Az impulzusszerűen működő rendszereknél a cél az extrém nagy plazmasűrüség előállítása (legalább 1022 részecske . cm-3). A plazma fűtése impulzusszerűen történik csaknem végtelen kis összetartási idő mellett (10~8 másodperc). Nem áll fenn a fallal való érintkezésnek, azaz a plazma kihűlésének veszélye, mivel a felhevített plazmának véges időre van szüksége ahhoz, hogy a felhevítés helyéről kiszabaduljon és kitáguljon. Eközben termonukleáris reakciók játszódhatnak le. Az impulzusüzemű energiabevitelnek újabban igen jó lehetőségét nyújtják a nagyenergiájú koncentrált lézersugarak. Ezek segítségével a plazmarészecskék felületén nagy energiafelszabadulással járó termonukleáris mikrorobbanásokat hoznak létre. A szükséges magas plazmasűrűséget azonban még így sem sikerült elérni. A további technikai nehézségek főleg abban jelentkeznek, hogy a lézersugár előállításának hatásfoka villamos energiából ma még nagyon alacsony, márpedig a rendszer fenntartása érdekében nyilvánvaló, hogy a fúziós reaktorból a felhasznált energia többszörösét kellene hasznos energiaként levenni. A kutatók ezen a téren a gázlézerben látnak bizonyos fantáziát. A világ több országában kutatják a plazmának megfelelően kialakított mágneses mezőkkel, ún. mágneses fallal történő összetartását is. Ez a lehetőség azáltal adódik, hogy a nagyhömérsékletű plazma igen jó villamos vezetőképességű. A mágneses körülhatárolás két módja terjedt el: az ún. nyitottan végződő és a zárt erővonalú rendszerek. A nyitottan végződő rendszerek nagy hátránya a jelentős plazmaveszteség a rendszer két végén. A zárt erővonalú rendszerek a plazmaveszteséget az erővonalak zárásával küszöbölik ki a körülhatároló vákuumkamrán belül (amely e rendszereknél általában körgyűrű). Jelenleg a világon több ilyen rendszert tanulmányoznak aktívan (Tokárnak, Stellarator, Spherator, Levitron stb.). A Szovjetunióban kifejlesztett Tokárnak rendszer áll a legközelebb az energetikai célú fúziós reaktor megvalósításához. A továbbiakban ezzel ismerkedünk meg. A Tokamak rendszerű fúziós reaktor A világon több Tokamak rendszerű berendezéssel folytatnak kísérleteket. Ezek elvi működése alapjában véve azonos. A nagyhőmérsékletű plazmát, amelynek átmérője az eddig lefolytatott kísérleteknél legfeljebb 0,3—0,4 m, maximálisan 1,8—2,0 m középátméröjű toroidális gyűrűben vákuum-kamra veszi körül a plazmának a szenynyezéstöl való elszigetelése érdekében. A plazma 50—50 %-os keverékében deutérium és trícium ionokból és a hozzájuk tartozó elektronokból áll. A plazmát kívülről fémköpeny zárja körül, mely szerkezetileg egybeépült a neutronok lassítása és az új üzemanyag gyártása céljából alkalmazott lítium-tenyészburkolattal. E burkolaton kívül helyezkednek el a mágnestekercsek, mégpedig két egymástól független szupravezető szerkezetben. Az egyik szerkezet a poloidális, a másik a toroidális mágneses mezőt gerjeszti. A két mágneses tér együttes hatására jön létre a plazmát határoló tér. Az egész rendszert természetesen biológiai védelem veszi körül. Az üzemi méretű fúziós reaktorról még csak elképzelések vannak, 2000-re tervezik megépítését. Ma még sok a megoldatlan probléma. A továbbiakban ezekre is kitérünk. A Tokamak rendszerű fúziós energetikai reaktornak nagy teljesítőképességűnek kell lennie (2000—5000 MWc). Ennél a plazma átmérője mintegy 3,5 m, a tórusz középátmérője pedig mintegy 9 m lenne. További adatok: 500 millió fokos plazma-hőmérséklet, 6.1014 részecske . cm-3 plazmasűrűség, 90 kG-os mágneses térerősség és üzemanyagként 50—50 %-os D-T keverék. A reaktor elvi tartozékai az üzemanyag bevitelét szolgáló injektor, a reakció „salakját" (a héliumot) eltávolító divertor és a hűtőrendszer, mely által a reaktor az erőműhöz kapcsolódik. A Tokamak reaktornál a felfűtés és az indítás egyik reménykeltőnek tűnő lehetősége a kezdeti ohmos melegítés utáni semleges részecskékkel való bombázás és a mágneses kompresszió. Napjainkban a Lawsonkritérium hőmérsékletre vonatkozó követelményéhez még egy-két nagyságrend hiányzik, de a hőmérséklet növelésének feltételei legalábbis elméletileg ismertek. A kellő hőmérséklet elérése után a folyamatos üzem megvalósítása a friss üzemanyagnak folytonos beadagolásával történik. Az üzemanyag bejuttatása a plazma közepébe ma még teljesen nincs megoldva. Az elektrosztatikus gyorsítás útján történő bevitel látszik a legkecsegtetőbbnek. Ennél az üzemanyagot makroszkopikus, szilárd, kb. 1 mm átmérőjű golyócskák formájában elektrosztatikus injektormi kívánják belőni. Az egységenként szükséges energia csupán néhány eV. A plazma belsejében a golyócska hamar elgözölögne és ionizálódna. Tény azonban, hogy az így működő injektor még nincs megszerkesztve. Az üzemeltetés során keletkező égésterméket (hélium) el kell távolítani a reaktorból. Itt a divertor rendszerű kivezetésre gondolnak. Ennél ellentétes kapcsolású mágneses teret alkalmaznak, melynek hatására egy adott helyen a plazmát összetartó mágnes nyomása megszűnik és így a plazma külső felületén keringő héliumrészecskék kikerülnek a plazmából. Ilyen szerkezetek már működnek, de természetesen nem az ipari reaktorokban szükséges hőmérsékleten. A mágneses térben összetartott plazmát körülvevő vákuumkamra falára igen erős sugárzás hat, amely lényegesen nagyobb, mint a mai termikus reaktorok szerkezeti anyagát érő sugárzás. Ma még semmilyen tapasztalattal nem rendelkezünk arra nézve, hogy hogyan viselkednének a szerkezeti anyagok a fúziós energetikai reaktor üzemeltetési körülményei között. Feltételezik, hogy az ilyen erős sugárzás a fémeket rideggé teszi, ezért fontos technológiai célkitűzés ennek megakadályozása. A vákuumkamrán kívül elhelyezett tenyészköpeny feladata kettős: elsősorban a trícium tenyésztése lítiumból, másodsorban a neutronok lassítása. Maga a köpeny szerkezetileg előreláthatóan kettősfalú, belül bordákkal összekötött gyűrű lesz, melynek belsejében a tenyészanyag (Li) mint olvadt fém közvetlenül kering, vagy pedig valamilyen olvadt só (litium-berillium-fluorid) lesz ott, amit ezután nyomás alatti héliumgázzal hütenek. Az utóbbi eljárás hátránya a roszszabb neutrongazdálkodás, előnye, hogy nem kell folyékony fémet szivattyúzni, mert az erős mágneses térben a szivattyúzási munka jelentősen megnehezedik. A tenyészköpenynek lehetőleg az összes neutront el kell nyelnie, részint azért is, hogy azok kinetikus energiáját, — amely D-T reakciónál a fúziós energiának mintegy 80 %-a — hővé alakítsa, részint pedig azért, hogy a külső mágnestekercseket a neutronsugárzástól megvédje. A nagyerősségü mágneses tereket szupravezető elektromágnesek gerjesztik majd, mert egyébként elviselhetetlenül nagy teljesítményszükséglet adódnék. Csakis igen alacsony hőmérsékleten szupravezető anyagok jöhetnek számításba, mint amilyenek a NbTi, Nb3AI és más, alumíniummal vagy rézzel stabilizált ritkafémötvözetek. Nyilvánvaló, hogy magát a mágnestekercset a hőhatásoktól és a radioaktív sugárzástól védeni kell, ezért a mágnes csak a neutron-sugárzást hasznosító Li-köpenyen kívül lehet, ami viszont növeli a tekercsben gerjesztendö mágneses indukció nagyságát az adott térerősség mellett (a mágneses térerősség a körgyűrű sugarával fordítottan arányos). Mindenesetre már most megállapítható, hogy az elektromágnesek és segédberendezéseik képezik majd a fúziós reaktor legköltségesebb részeit. Az eröművi körfolyamatot a reaktorral héliumgáz-körfolyamat köti majd össze, amely a reaktor hűtését végzi el. Ennek felépítése a jelenlegi gázhütésű atomerőművekkel szerzett tapasztalatok ismeretében nem fog különösebb nehézséget okozni. tFolytatjuk) KOVÁCS ZOLTÁN villamosmérnök 18
