Fúziós energiatermelés

Átírás

1 Fúziós energiatermelés Pokol Gergő BME NTI X. Nukleáris Szaktábor július 7.

2 Magfizikai alapok maghasadás 2

3 Atommagfúzió égen és földön Fúzió a Napban 3 lépésben Nap közepében 10 millió C. Az üzemanyag 10 milliárd év alatt ég el! 3

4 Atommagfúzió égen és földön Fúzió a Napban 3 lépésben Fúzió a Földön 1 lépésben Nap közepében 10 millió C. Az üzemanyag 10 milliárd év alatt ég el! 100 millió C szükséges! Az üzemanyag 10 perc alatt ég el. 4

5 Fúziós reaktor üzemanyagciklusa D + T 4 He(3.52 MeV) + n(14.1 MeV) D + D 3 He(0.82 MeV) + n(2.45 MeV) D + D T(1.01 MeV) + p(3.02 MeV) D + 3 He 4 He(3.66 MeV) + p(14.6 MeV) ~100 millió C plazma! A fúziós reakcióban nem keletkeznek radioaktív izotópok! 5

6 Mi a plazma? Halmazállapotok Atom Atommag Elektron Szilárd Folyékony Légnemű Plazma Melegítés Az Univerzum látható anyagának többsége plazma halmazállapotban van! 6

7 Mágneses összetartás Forró, híg plazmában (ionok + elektronok) a részecskék szabad úthossza nagy (gyakorlatilag ütközésmentes rendszerről van szó). A Lorentz erővel a mozgásegyenlet: ma q( E v B) spirál pálya a mágneses erővonal mentén. 7

8 Mágneses összetartás, toroidális geometria 8

9 Mágneses összetartás berendezéstípusai Tokamak Sztellarátor Toroidális plazmaáram Helikális tekercsek (1) vákuumkamra, (2) mágneses tekercsek, (3) plazma, (4) plazmaáram, (5) mágneses erővonal, (6) mágneses tengely, (7) radiális irány, (8) toroidális irány, (9) poloidális irány 9

10 10

11 11

12 12

13 13

14 14

15 15

16 Transzport mágnesesen összetartott fúziós plazmákban (véges összetartás) Bár a részecskék közötti ütközések ritkák (a szabad úthossz m), mégsem elhanyagolhatók. Klasszikus transzport. Véletlen lépések, a lépés nagysága a Larmorsugár. Neoklasszikus transzport = klasszikus transzport+toroidális geometria Anomális transzport Plazma turbulencia 16

17 Plazma turbulencia 17

18 18

19 Fúziós teljesítmény (MW) Fúziós reaktor energiamérlege A fúziós reaktor energiasokszorozását a Q tényezővel szokás jellemezni: Q P f P ahol P h a külső plazmafűtés teljesítménye, P f a felszabaduló fúziós teljesítmény. h Q=0.64 Q=0.2 Idő (s) 19

20 Fúziós plazma energiamérlege A fúziós reakcióban felszabaduló energia jelentős részét (~20%) az a-részecskék viszik el. Ha ezeket a plazma többi töltött részecskéjével együtt össze tudjuk tartani, akkor az a-részecske fűtés meghaladhatja a veszteségeket. Mivel ekkor nem kell külső plazmafűtés, ezért Q=. Lawson-kritérium: n e sm 3 T i 25keV Amikor ez bekövetkezik, akkor a plazma begyújt. Az égési pontban a plazma stabil állapotban marad, amíg a gázösszetételt és más körülményeket fenn tudjuk tartani. 20

21 Fúziós plazma összetartásának módjai A Lawson-kritérium két lehetséges, szélsőséges esetet kínál: Mágneses összetartás (Magnetic confinement). A plazmát mágneses térrel tartjuk össze. A sűrűséget az alkalmazott mágneses tér szabja meg, az energiatermeléshez egy kritikus energiaösszetartási időt kell elérni alacsony sűrűség mellett. Tehetetlenségi összetartás (Inertial confinement, ICF). A plazma szabadon tágul, a Lawson-kritérium teljesüléséhez egy kritikus sűrűséget kell elérni, rövid ideig. (NIF, 21

22 Európai fúziós kutatások ITER tokamak Európai Fúziós Útiterv Cadarache, Franciaország Világméretű összefogásban Célja 10-szeres energiasokszorozás, reaktor technológiák tesztelése Indul: november :00 Európai (EURATOM) program Célja 2050 években ~100 MW elektromos áramot hálózatra termelni DEMO reaktorral Indul: ~

23 ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) az út Első plazma 2025-ben 50 MW 500 MW Cél: Q 10 23

24 Európai Fúziós Útiterv (2012 vége) Cél: pár 100 MW fúziós energia hálózatra termelése ~2050 körül Küldetések: 1. Plazma üzemállapotok 2. Hőelvezető rendszerek 3. Neutronsugárzásnak ellenálló anyagok 4. Trícium önellátás 5. Inherens biztonság 6. DEMO tervezése 7. Költséghatékony technológiák 8. Sztellarátorok 24

25 1. Plazma üzemállapotok Cél: Reaktor-kompatibilis plazma üzemállapotok kifejlesztése Állandósult állapotú tokamak üzemmód (DEMO: több órás kisülések) Magas lesugárzott energiahányad, ugyanakkor jó összetartás Eszközök: ITER egyik fő feladata JET: impulzus üzemmód JT-60SA: állandó üzemmód Kis és közepes méretű tokamakok (ASDEX Upgrade): teljes volfrám fal 25

26 2. Hőelvezető rendszerek Cél: Divertor hőterhelés kezelése Eszközök: Alap elképzelés: lecsatolt plazma üzemállapot (tranzienseket nem szereti) TCV tokamak: hópehely divertor MAST Upgrade: szuper-x divertor Folyékony fém divertor Divertor Tokamak Test berendezés (nem biztos!) 26

27 3. Neutronsugárzásnak ellenálló anyagok Cél: Ideális szerkezeti anyag keresése: erős, nem aktiválódik, magas hőmérsékleten is szilárd, bírja a neutronokat Eszközök: Ferrites-martenzites acélok: EUROFER ODS acélok, kerámiák (SiC) IFMIF-szerű kisebb berendezés (IFMIF későn lenne) Együttműködések fúzión kívül IFMIF: International Fusion Material Irradiation Facility (EU, Japán): 27

28 4. Trícium önellátás Cél: Egy fúziós erőműben a fúziós neutront felhasználva a köpenyben meg kell termelni az elégetett trícium mennyiséget. Eszközök: ITER: teszt köpeny modulok (TBM) alapvető technológia teszt DEMO: teljes tríciumtermelő köpeny nagy modulok karbantartásra optimalizálva 28

29 5. Inherens biztonság Cél: Passzív biztonsági filozófia érvényesítése a kezdetektől Eszközök: ITER nukleáris engedélyeztetése kapcsán már bizonyítani kellett az inherens biztonság meglétét. Kevés anyag a reakciótérben Hiba esetén azonnal leáll Vákuumkamra az elsődleges mérnöki gát Mélységi védelem Trícium-kezelésben kell fejlődni! ITER Vacuum Vessel Pressure Suppression System 29

30 6. DEMO tervezése Cél: ITER építés tapasztalatai alapján DEMO rendszerszintű tervezés és részrendszerek fejlesztése. Eszközök: ITER tapasztalatok Fűtések hatásfokának javítása Leállási idők minimalizálása nagy cserélhető elemekkel. Távvezérelt karbantartás, forrókamrák Szeparációs vákuumszivattyú 30

31 7. Költséghatékony technológiák Cél: Energiaár versenyképességét javító technológiák. Eszközök: Beruházási költségek optimalizálása Erőműméret csökkentése Magashőmérsékletű szupravezető technológia alkalmazása Magas hőmérsékletű hűtőkör Fűtés hatásfokának javítása kevesebb visszatáplált energia 31

32 8. Sztellarátorok Cél: HELIAS sztellarátor technológia fejlesztése. Eszközök: W7-X (Greifswald) kihasználása (2015-ben indult!) Magyar kamerarendszer W7-X eredményektől függ a jövő DEMO nem lesz sztellarátor, de később lehet sztellarátor erőmű Egyelőre szép eredmények! 32

33 Összefoglalás Magfúzióval óriási energia szabadítható fel kevés üzemanyagból. Deutérium korlátlanul rendelkezésre áll, a tríciumot lítiumból kell megtermelni a reaktor köpenyében. A reakció végterméke stabil izotóp, nem radioaktív ( 4 He). Mágneses összetartás tórusz alakú tokamakban vagy sztellarátorban. A kis anyagmennyiség és a láncreakció hiánya miatt biztonságos. Időrend: 1. A fúziós energiatermelést demonstrálták a JET tokamakban (1997). 2. Az energiasokszorozás demonstrálására épül az ITER (~2030). 3. Elektromos hálózatra termelő erőmű lesz a DEMO (~2050). 4. A gazdaságosság és elterjedés nagyrészt a magashőmérsékletű szupravezető- és az anyagtechnológia fejlődésén múlik. 33

34 Kapcsolat BME NTI: Pokol Gergő, Ajánlott irodalom Magyar EURATOM Fúziós Szövetség honlapja: ITER: VR ITER Newsline: ITER VR: F4E: EFDA: EFDA Fusion Roadmap: Facebook: magfuzio.hu, ITER, EUROfusion, fusenet.eu 34

35 Plazma kísérlet: egyenáramú kisülési cső Plazma elnevezést először használta: Irving Langmuir,

36 ITER

37 ITER összeszerelés 37