Fúziós berendezések TBM A fúziós energiatermelés jövője: ITER Kiss Béla
International Thermonuclear Experimental Reactor ITER célja: jövőbeli fúziós erőmű technológiák kipróbálása nagy szupravezető mágnesek plazmafűtés plazmadiagnosztika trícium kezelés és üzemanyag-ellátás távoli karbantartás reaktorkörülmények tanulmányozása speciális reaktoreszközök (pl. tríciumtermelő modul) kipróbálása Nem állít elő villamos energiát!
Test Blanket Modules (6)
Szabályozott magfúzió: atommagok egyesítése ellenőrzött körülmények között azzal a céllal, hogy a folyamatból energiát lehessen kinyerni. A fúziós reakciók kiinduló részecskéi (pl. D és T) pozitív töltéssel rendelkeznek és taszítják egymást. Reakció akkor jön létre, ha az atommagok az elektronfelhő méreténél sokkal közelebb kerülnek egymáshoz. Ez a részecskék felgyorsításával érhető el, mely során a gyorsításra fordított energia a részecskék véletlenszerű mozgására (fűtésére) fordítódik. Ez akkor nem jelentkezik veszteségként, amikor a részecskék által alkotott gázban a hőmozgásból eredő energiájuk eléri a fúzióhoz szükséges ~10 kev-ot (ez ~100 millió Kelvinnek felel meg). Ilyen magas hőmérsékleten a deutérium-trícium keverékben az atommagokról leszakadnak az elektronok, a gáz plazmává alakul (szabad atommagok és elektronok elegye). A plazma az elektromágneses terekkel kölcsönhat, maga is elektromágneses teret kelt és mozgása ezekkel befolyásolható. A fúziós plazmát mágneses csapdában kell egyben tartani.
A mágneses teret a mai berendezések többségében réz tekercsekkel állítják elő. A JET esetében kb. 150 MW a disszipált teljesítmény, amelyet csak néhány másodpercig lehet biztosítani; valamint a tekercsek hűtését sem lehet ennél hosszabb időre megoldani. A disszipált teljesítmény arányos a mágneses tekercsek elektromos ellenállásával. Elektromos ellenállás nélkül a teljesítményszükséglet nullára esne, illetve nem lenne hőfelszabadulás a mágneses tekercsekben. A szupravezető tekercsekkel ellátott berendezések elenyésző teljesítményt igényelnek, még a hűtést beleszámítva is. A fúziós erőművek mindenképpen szupravezető tekercsekkel fognak majd működni. ITER rézkábelek esetén: ~800 MW szupravezető tekercsek esetén: ~ 20 MW
Egy fém vezető elektromos ellenállása a hőmérséklet esésével csökken. Egy szupravezető ellenállása hirtelen esik nullára az úgynevezett kritikus hőmérséklet elérésekor ált. 20 K. Nb 3 Ge Nb 3 Si Nb 3 Sn Nb 3 Al V 3 Si Ta 3 Pb V 3 Ga T C 23,2 K 19 K 18,1 K 18 K 17,1 K 17 K 16,8 K Szupravezető anyagokat három fő mennyiséggel lehet jellemezni: - kritikus hőmérséklet (T c ) - kritikus mágneses térerő (H c ) - kritikus áramsűrűség (J c ) Ezek azt mutatják meg, hogy mekkora áramsűrűség és mágneses tér fölött lép vissza az anyag normál állapotba a szupravezető állapotból. A kritikus felület alatti értékekkel rendelkező anyag szupravezető állapotban, az afölötti értékekkel rendelkező anyag normál állapotban van.
Az alacsonyhőmérsékletű szupravezető mágnesek alkalmazásának problémái: a tekercseket alacsony, -269 C körüli hőmérsékleten kell tartani egy fúziós reaktorban nagy méretben, de limitált helyen kell őket elhelyezni mellettük ott a 100 millió fokon égő, és jelentős radioaktív sugárzást kibocsátó plazma a kritikus hőmérséklet alá hűtés csak folyékony He segítségével lehetséges az amúgy sem olcsó He cseppfolyósítása pedig jelentősen megnöveli a költségeket Megoldást jelenthet: magashőmérsékletű szupravezetők (-150 C) alkalmazása (jelenleg az ilyen anyagok nagy méretben történő előállítása elsősorban ezen anyagok mechanikai tulajdonságai, törékenysége miatt nem lehetséges.)
CSJA2 HFZ Lorentz Force The strands move in Click The Etching Nb for: the Cu 3Sn the direction of the fractures away allows at the Lorentz Force Extended grain broken boundaries Zoom and filaments thus intowe tosee fall area the out.grain with broken upacross structure Opening void filaments the filaments. space where strands can move more easily. Peter J. Lee & FESEM: CarlosSE Sanabria Filaments fractured by strand bending
Central Solenoid (CS): változó mágneses tere által keltett elektromos tere a plazma áramát hajtja 6 különálló modulból épül fel Anyaga: Nb 3 Sn Átmérő: 4,3 m Magasság: 18 m Tömeg: ~122 tonna
Toroidal Fields (TF): plazma stabilizálása/határolása, részecskék plazmában tartása Anyaga: Nb 3 Sn 18 különálló modulból épül fel Magasság: 17 m Szélesség: 9 m Tömeg: 310 tonna/modul
Poloidal Fields (PF): plazma formálása és stabilizálása, távoltartása a falaktól 6 különálló modulból épül fel Átmérő: 8-24 m Tömeg: 200 400 tonna Anyaga: NbTi
Correction Coils (CC): a mező hibák korrekciójára; gyártási eltérések, szerelési pontatlanságok kiküszöbölésére szolgálnak 18 modulból áll
ITER TBM: Test Blanket Module (Teszt Köpeny Modul) - A neutronok energiájának átalakítása hővé - Trícium előállítása, önfenntartás megvalósítása - Szerkezeti elemek sugárzás elleni védelme DEMO: demonstrációs reaktor, közvetlenül az ITER után fog megépülni
Hidrogén izotópok: A fúziós energiatermelés alapképlete: D T He 2 3 4 1 1 2 1 0 n Deutérium: stabil izotóp, a természetes hidrogénben (pl. vízben) kb. 1/6000 arányban van jelen, tehát szinte korlátlan mennyiségben és egyenletesen elosztva áll rendelkezésre. Trícium: felezési ideje 12,32 év, hélium-3 izotóppá bomlik. A trícium természetes körülmények 14 12 között akkor áll elő, ha kozmikus sugarak lépnek reakcióba a légköri gázokkal pl. N n 6C Mesterségesen: légköri atomrobbantások során, atomreaktorokban (pár kg/év). 7 3 1 T A Földön jelenleg kb. 53 kg trícium található A DEMO trícium szükséglete: ~0,41 kg/nap!
A fúziós energiatermelés alapképlete: 2 3 4 1D 1T 2He 1 0 n A keletkező energia 80%-át a neutron viszi el, amely szinte akadálytalanul (nincs töltése) elhagyja a plazmát. Lehetőség van viszont a trícium előállítására lítiumból a fúzióban keletkező neutron felhasználásával: 6 1 3 3Li 0n 1T 4 2 He A) Keramikus anyagok (oxidok, szilárd állapotban) pl. LiO 2, LiAlO 2, LiSiO 3, Li 4 SiO 4, LiZrO 6, Li 2 TiO 3 A tríciumot hélium tisztító gáz gyűjti össze B) Ötvözet eutektikum (folyékony állapotban) pl. LiPb A tríciumot a vákuumtartályon kívül vonják ki a folyékony fémből
- a neutron befogás esélye alacsony - veszélyes anyag, a levegővel reakcióba lép (gyullad), erős reakció vízzel (alkálifém) - rendkívül jól oldja a tríciumot nehéz kivonni Neutron sokszorozó anyag használata: Berillium (Be) vagy ólom (Pb) [korróziót okoz!] 9 Be n 2 4 He 2n Lítium: a földkéregben meglehetősen egyenletesen elosztva áll rendelkezésre, nem túl költséges anyag. A világ lítium termelése is kb. 200 fúziós erőmű ellátását tenné lehetővé, tehát szintén nem korlát.
Felhasználás: Deutérium: ~0,27 kg/nap tengervízből Trícium: ~0,41 kg/nap Lítium neutron reakcióval termeli meg saját magának a reaktor Kinyerhető mennyiség: Deutérium: 5*10 16 kg az óceánokban 30 milliárd évre elegendő!!! Trícium: ~150 kg/év ehhez csak 300 kg/év Lítium szükséges Jelenleg kb. 1,5 kg/év a világ trícium termelése (!) ~10 11 kg Li van a földben 30 000 évre elegendő
Az előzőek alapján egy TBM-nek tartalmaznia kell: - szaporító anyag (szilárd [Li 4 SiO 4, Li 2 TiO 3 ] vagy folyékony [LiPb]) - neutronsokszorozó (szilárd [Be, Be 12 Ti] vagy folyékony [Pb]) - szerkezeti anyag - hűtőközeg (He, víz, folyékony fém) TBM tervezési kritériumok: - megfelelő mennyiségű trícium előállítása, self-sufficient - acélszerkezet megfelelő hűtése (0,5 MW/m 2 ), komponensekben a megengedett hőmérséklet limitek biztosítása - hosszú élettartam (minimum 5 év) - neutronsugárzás miatti szerkezeti károk ne haladják meg a 150 dpa-t 5 év alatt (dpa: a kristályrácsban létrejövő atomkimozdulásokat jelzi a neutronsugárzás hatására) - nukleáris hulladék mennyiségének minimalizálása - magas hűtőközeg kilépő hőmérséklet biztosítása (500 o C) A TBM legfontosabb paramétere: TBR=1 nem elég a trícium veszteség miatt TBR=1,15 kell legalább
Három, középsíkban lévő ( egyenlítői ) port van fenntartva a TBM-ek számára [2, 16, 18] Mindegyik port 2 TBM-et tud befogadni Összesen 6 TBM lesz beépítve, de 12 TBM típust javasoltak a résztvevő országok (7 folyékony fém, 5 szilárd szaporító anyagú)
Szaporító anyag Li 4 SiO 4 Neutronsokszorozó Be Hűtőközeg He T in /T out 300/500 o C p 80 bar TBR 1.05 1.1
HCCB evolúciója 2013
Solid + liquid szaporító anyag ötvözése Szaporító anyag PbLi + Li 2 TiO 3 Neutronsokszorozó PbLi Hűtőközeg He + PbLi T in /T out (He) 300/340 o C p(he) 80 bar T in /T out (PbLi) 300/460 o C p(pbli) 12 bar v(pbli) 0.1 0.2 m/s TBR 1.16
1660 Szaporító anyag Li 2 TiO 3 Neutronsokszorozó Be Hűtőközeg víz T in /T out 280/325 o C p 155 bar TBR 1.13
4 szubmodulból áll 7 rétegű szaporító régió: 3 Be, 3 Li 2 TiO 3 + 1 grafit reflektor Szaporító anyag Li 2 TiO 3 Neutronsokszorozó Be Hűtőközeg He T in /T out 300/500 o C p 80 bar TBR?
Hélium hűtőcsatornái Szaporító anyag PbLi Neutronsokszorozó PbLi Hűtőközeg He T in /T out 300/500 o C TBR 1.15
Szaporító kazetta metszeti képe Hélium áramlási útja Szaporító anyag Li 4 SiO 4 Neutronsokszorozó Be Hűtőközeg He T in /T out 300/500 o C p 80 bar TBR 1.14
Horizontal stiffening plate: Cooling plate:
LiOH és SiO 2 porokat összekeverik, megolvasztják. Az olvadékot a levegőbe permetezik. Az olvadék megszilárdul a levegőben történő repülés közben. A keletkező golyók átmérője és alakja eltérő. Rotating Electrode Process (REP): ~1 mm átmérőjű golyók állíthatóak elő ezzel az eljárással. Inert gázzal töltött vákuumkamrában egy álló és egy forgó elektróda (Be) van elhelyezve. Elektromos ív keletkezik a kettő között, aminek a hője megolvasztja a forgó elektródát. Olvadt fémcseppek repülnek le a forgó elektróda végéről és megszilárdulnak a levegőben. A Be golyók mérete és minősége nagyban függ a használt anyagtól és az eljárás paramétereitől (elektróda tisztasága, elektróda átmérő, szögsebesség, repülési sebesség).
Hőfelszabadulás: - trícium termelés során a teszt köpeny modulokban (TBM) - vákuumtartály falában és a szupravezető tekercsek neutronvédelmét ellátó köpenyekben (blanket) Hőelvonás: többkörös hűtőrendszer, nincsenek turbinák!
FONTOS: Test Blanket Module: trícium szaporítás Blanket: neutronvédelem, hűtés 440 db köpeny elem (blanket) a vákuumkamra belső oldalán (180 féle változat) 1 elem: 1x1,5 m (4,5 tonna) vízhűtés (40 bar, 70 o C)
Lehetséges sugárforrások: a) plazma égése közbeni prompt sugárzás, b) gamma sugárzás a szerkezeti anyagok felaktiválódása miatt, c) víz hűtőrendszerben megjelenő korróziós termékek felaktiválódása, d) trícium kikerülése a személyzet helyiségeibe. Sugárvédelem Vákuumkamra: - elsődleges feladata megteremteni az ultra nagy vákuum kialakításának feltételét - másrészt az ebben található köpenyelemek felelősek a neutronok számának csökkentéséért - elsődleges radiológiai védelemi vonal Beton biológiai pajzs: fő radiológiai védelem Megfelelő reaktorszerkezeti anyag megválasztása: RAFM (Reduced Activation Ferritic/Martensitic) acél, más néven EUROFER [neutron-besugárzás hatására csak kevéssé válik radioaktívvá, ezért a fúziós reaktor anyaga a leállítás után néhány évtizeddel újrafelhasználható lenne] Portok: üzem közben lezárva, ember nem kerülhet a betonpajzson belülre Egy esetleges baleset során a trícium épületből való kiszivárgása sem okozna olyan mértékű sugárzást, ami az erőmű területén kívül kitelepítést igényelne (rendkívül kis mennyiségű trícium lesz jelen a tokamakban). NINCS megszaladás, leolvadás jellegű baleset a forró plazma bármilyen probléma esetén a másodperc töredéke alatt lehűl, és a fúziós reakció leáll.