Reator de fusão nuclear

Modelo de um dos 18 setores do tokamak ITER em construção (uma pessoa no canto inferior direito para comparação de tamanho)

Um reator de fusão nuclear ou reator de fusão é um sistema técnico no qual a fusão nuclear de deutério e trítio ocorre de maneira controlada como uma reação termonuclear . Ainda não existem reatores de fusão que seriam adequados para gerar eletricidade em uma usina de fusão . Embora esse objetivo tenha sido perseguido desde 1960, ele está se aproximando lentamente devido a grandes obstáculos técnicos e também devido a fenômenos físicos inesperados.

A pesquisa está atualmente (2020) focada em tokamaks e stellarators . Esses conceitos de reator são baseados na técnica de confinamento magnético . Alguns gramas da mistura de gás deutério-trítio são colocados em um recipiente toroidal evacuado de muitos metros cúbicos e aquecidos a 100 a 150 milhões de Kelvin. Nessas temperaturas, os elétrons e os núcleos atômicos são separados uns dos outros e formam um plasma eletricamente condutor . Supercondutor electromagnetos que geram um campo magnético de até 10 Tesla são dispostos ao redor da câmara de plasma toroidal . Este campo magnético confina o plasma na câmara para que não toque nas paredes. Se entrar em contato com a parede, o plasma esfriará imediatamente e a reação entrará em colapso. A densidade da partícula corresponde a um vácuo técnico . A reação nuclear fortemente exotérmica ocorre através da colisão dos núcleos atômicos rápidos. No processo, nêutrons de alta energia são liberados. Os nêutrons liberam sua energia no cobertor (revestimento externo) na forma de calor, que é usado para gerar eletricidade.

Os reatores de pesquisa europeus mais importantes são os tokamaks JET em Culham na Grã-Bretanha e ASDEX Upgrade em Garching perto de Munique , bem como o estelar Wendelstein 7-X em Greifswald . O projeto mais promissor é o reator de pesquisa internacional ITER , um tokamak que está em construção em Cadarache, no sul da França, desde 2007 . O objetivo do ITER é mostrar que a energia tecnicamente utilizável pode ser obtida desta forma. O primeiro plasma de hidrogênio no ITER deve ser gerado em 2025, um plasma de deutério-trítio está previsto para ser em 2035. O conhecimento adquirido com o ITER se destina a fornecer a base para a construção da usina de demonstração DEMO , que irá gerar trítio suficiente e alimentar de forma confiável vários 100 MW na rede elétrica.

Wendelstein 7-AS , operou em Garching até 2002

Vista do navio externo do Wendelstein 7-X em Greifswald (2011)

Potencial fonte de energia do futuro

Com o desenvolvimento dos reatores de fusão nuclear espera-se o desenvolvimento de uma fonte virtualmente inesgotável de energia sem o risco de acidentes catastróficos e sem a necessidade de descarte de resíduos radioativos de longa vida. Se os reatores de fusão nuclear atingirem a maturidade técnica para geração de eletricidade, um primeiro reator comercial não pode ser esperado antes de 2050 com base no conhecimento atual. O uso em larga escala é previsível no último quarto do século 21, desde que a tecnologia seja aceita e econômica. Hoje (2020) nenhuma declaração pode ser feita sobre a lucratividade. As futuras vantagens e desvantagens regionais em comparação com outros métodos de geração de eletricidade, a construção do reator ou custos de importação, as despesas de financiamento, operação, desmontagem e eliminação de resíduos radioativos, bem como o preço da eletricidade então aplicável, não podem ser previstos com segurança.

história

Pesquisa básica

Durante o desenvolvimento da bomba atômica , Edward Teller , Enrico Fermi e outros cientistas apresentaram os primeiros rascunhos para a geração de eletricidade por meio da fusão nuclear controlada. Um conceito previa o uso de um campo magnético para envolver o plasma de deutério-trítio, que precisava ser aquecido a vários milhões de Kelvin para a fusão. Após a Segunda Guerra Mundial, o primeiro programa de pesquisa civil sobre o uso da fusão nuclear foi iniciado nesta base na Inglaterra. George Paget Thomson e Moses Blackman perseguiram a ideia do confinamento em forma de anel do plasma. Ondas eletromagnéticas de alta frequência foram fornecidas para aquecimento.

Primeiros stellarators e tokamaks

Nos anos seguintes, esse conceito foi desenvolvido independentemente um do outro em duas variantes nos EUA e na União Soviética. Nos EUA, Lyman Spitzer desenvolveu o stellarator , cujo comportamento foi pesquisado a partir de 1951 como parte dos projetos Matterhorn e Sherwood da Universidade de Princeton, entre outros .

Um campo magnético deve servir para confinar as partículas, nas quais as linhas de campo para o confinamento magnético correm dentro de superfícies de toro aninhadas. Logo ficou claro que essas áreas de fluxo não são facilmente acessíveis no stellarator. A base teórica para isso só foi desenvolvida gradualmente. Só no final do século 20 é que os cálculos necessários puderam ser realizados graças a computadores suficientemente potentes; isso tornou possível construir o stellarator Wendelstein 7-X , que gerou seu primeiro plasma em 2015.

Em 1950 e 1951, Andrei Sakharov e Igor Tamm tentaram outra variante de confinamento magnético na União Soviética , o tokamak . Segundo esse conceito, um campo magnético gerado no próprio plasma pelo fluxo de corrente está envolvido no confinamento; a corrente no plasma também contribui para seu aquecimento. Um surpreendente recorde de temperatura foi estabelecido no tokamak T3 soviético em 1968 com 10 milhões de Kelvin em 10 milissegundos. Depois que isso se tornou conhecido no Ocidente, o design mais simples do tokamak se tornou a base de quase todos os experimentos relevantes subsequentes.

Primeiros sucessos na UE e nos EUA

As primeiras tentativas de gerar energia a partir da fusão nuclear ocorreram de forma independente e sob sigilo militar. Em 1956, Igor Wassiljewitsch Kurchatov , o ex-chefe do programa da bomba atômica soviética, quebrou o sigilo com uma palestra no centro de pesquisa Harwell, na Inglaterra . Na segunda conferência nuclear internacional de Genebra, em 1958, decidiu-se pela primeira vez divulgar os resultados e fortalecer a cooperação internacional, também em vista das grandes dificuldades tecnológicas.

Na Europa, o Tratado Euratom foi assinado em 1958 , no qual seis países se comprometeram inicialmente a trabalhar juntos no campo da energia nuclear e da pesquisa nuclear. Em 1973 foi decidido construir o Joint European Torus (JET) em Culham (Grã-Bretanha), atualmente o maior tokamak. Em 1983 o reator entrou em operação. Em 9 de novembro de 1991, o JET foi capaz de liberar uma quantidade significativa de energia da fusão nuclear controlada pela primeira vez. Um plasma de deutério-trítio liberou 1,8 megawatts de potência por dois segundos. Em 1997, um poder de fusão de 16 megawatts foi alcançado, embora 24 megawatts fossem necessários para o aquecimento do plasma.

Desde o recorde soviético de temperatura em 1968, a American Princeton University tem trabalhado intensamente em projetos de tokamak, além do conceito de stellarator. O Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) no Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) obteve sucessos semelhantes aos do JET europeu concorrente; Em 1994, um poder de fusão de 10,7 megawatts foi alcançado, e em 1995 uma temperatura de plasma de 510 milhões de Kelvin. O TFTR esteve em operação de 1983 a 1997. De 1999 a 2016, a pesquisa foi realizada sobre o sucessor National Spherical Torus Experiment (NSTX).

Projetos e planos internacionais

Um grande número de dificuldades técnicas deve ser superado em uma ampla variedade de áreas antes que o primeiro reator de fusão prático, operando continuamente e economicamente viável possa ser encontrado. O desenvolvimento do uso civil da energia de fusão também está sendo promovido em projetos internacionais devido aos altos custos. O método de contenção magnética é usado quase exclusivamente em todo o mundo .

Em julho de 2020, a construção do experimento do reator de fusão ITER começou com uma conclusão planejada em 2025.

Em dezembro de 2020, o reator de fusão nuclear experimental chinês HL-2M foi ligado pela primeira vez.

Também em dezembro de 2020, o Instituto Sul-Coreano de Energia de Fusão informou que um plasma na instalação de teste KSTAR (Pesquisa Avançada de Tokamak Supercondutor da Coreia) poderia ser mantido em mais de 100 milhões de Kelvin por 20 segundos, mais do que o dobro do tempo em um teste de ano anterior.

Em 2021, a Commonwealth Fusion Systems, em cooperação com o MIT , planeja começar a construir uma instalação de teste para um tokamak compacto chamado SPARC com base no conceito ARC. ARC significa focus is a ffordable = acessível, r obust, c compact ompact =. Com um raio de 1,85 m, deve ser alcançada uma potência de 140 MW. Para este propósito, um campo magnético de cerca de 12 Tesla é construído com a ajuda de supercondutores de alta temperatura , a fim de alcançar uma fusão nuclear autossustentável com Q ~ 11.

Noções básicas de física

Reação deutério-trítio

Um núcleo atômico de deutério e trítio se fundem para formar um núcleo de hélio , liberando um nêutron rápido

Em uma fusão nuclear, os núcleos atômicos se fundem para formar um novo núcleo. Muitas reações nucleares desse tipo liberam energia. A energia irradiada pelo sol também vem de processos de fusão nuclear. Em seu centro, o hidrogênio se funde na reação próton-próton e no ciclo CNO sob uma pressão de 200 bilhões de bar a cerca de 15 milhões de Kelvin para formar o hélio . No entanto, devido à pressão extrema, esses processos são inadequados para uso na terra.

Para que uma reação de fusão ocorra entre dois núcleos atômicos, eles precisam estar muito próximos um do outro, cerca de 2,5 femtômetros (ver Força nuclear forte ). Isso é neutralizado pela repulsão elétrica , que deve ser superada com grande dispêndio de energia (alta temperatura). As reações de fusão adequadas para geração de energia técnica são bem conhecidas a partir de investigações usando aceleradores de partículas . Em experimentos com aceleradores, entretanto, muito mais energia é gasta para operar o aparelho do que a reação então libera; um ganho líquido de energia, ou seja, a operação de uma usina , não é possível desta forma.

Para que uma fusão nuclear seja capaz de converter matéria em energia de acordo com a fórmula de Einstein E = mc ² , a massa dos dois núcleos em fusão deve ser maior do que a massa dos núcleos e das partículas que se formam. Essa diferença de massa é convertida em energia. A diferença de massa é particularmente grande quando o hélio -4 é formado a partir de isótopos de hidrogênio . Eles também têm a menor repulsão elétrica a ser superada antes da fusão, porque cada um carrega apenas uma única carga elementar . Uma mistura de proporções iguais de deutério (D) e trítio (T) é, portanto, destinada como um combustível de fusão :

${\ displaystyle \ mathrm {D + T \ \ rightarrow \ \! ^ {4} He + n + 17 {,} 6 \; MeV} \ \}$

Esta reação também é caracterizada por uma seção transversal efetiva - que caracteriza a probabilidade da reação - que é suficientemente grande mesmo em temperaturas de plasma que são tecnicamente apenas alcançáveis. Todos os conceitos realistas para usinas de fusão são, portanto, baseados nesta reação até hoje (2016).

Fusão com confinamento de plasma magnético

Os conceitos mais promissores para reatores de fusão até o momento preveem encerrar um plasma de deutério-trítio em um campo magnético anular e aquecê-lo a uma temperatura suficiente. Para obter um ganho líquido de energia dessa forma, o volume do plasma deve ser suficientemente grande (consulte a relação A / V ).

Para iniciar o processo, alguns gramas de uma mistura de gás deutério-trítio (1: 1) são deixados em um vaso de reação bem evacuado de muitos metros cúbicos ; a densidade da partícula então corresponde a um vácuo fino a alto . O gás é levado ao estado de plasma por aquecimento e é posteriormente aquecido. Após atingir a temperatura desejada - cerca de 150 milhões de Kelvin na parte mais interna do plasma - o plasma exerce uma pressão de alguns bar . Contra essa pressão, o campo magnético precisa manter as partículas unidas. O contato com a parede do vaso deve ser evitado, pois, de outra forma, o plasma esfriaria imediatamente.

As reações de fusão ocorrem a uma temperatura de aproximadamente 150 milhões de Kelvin e uma densidade de partícula de aproximadamente 10 ²⁰ m ^-3 . A energia liberada como resultado é distribuída como energia cinética em uma proporção de 1: 4 para as partículas alfa formadas (núcleos He-4) e nêutrons livres (ver cinemática (processos de partículas) ). A energia das partículas alfa é distribuída posteriormente por meio de colisões no plasma e contribui para seu aquecimento posterior. Com uma taxa de reação nuclear suficiente (número de reações por intervalo de tempo), esta energia pode ser suficiente para manter a temperatura do plasma sem aquecimento externo adicional: O plasma então "inflama" e "queima" por si mesmo. Isso ocorre quando o produto triplo de a densidade da partícula a uma dada temperatura, Temperatura e uma constante de tempo determinada pelas perdas de calor inevitáveis, o tempo de contenção de energia, excede um certo valor mínimo de acordo com o critério de Lawson .

No entanto, este ponto não precisa ser alcançado para um reator de fornecimento de energia. Mesmo a temperaturas ligeiramente mais baixas e aquecimento adicional constante, ocorrem reações de fusão suficientes (ver fusão com ganho de energia líquido sem atingir o critério de Lawson ). O aquecimento adicional ainda oferece uma opção bem-vinda (além de reabastecer o combustível) para controlar a taxa de reação, ou seja, a saída do reator. O estado de plasma alcançado deve ser mantido permanentemente, completando o novo combustível de acordo com o consumo e removendo o hélio que é criado - o resultado da fusão, a "cinza". Os nêutrons liberados deixam o plasma; sua energia cinética, quatro quintos da energia de fusão, está disponível para uso.

Interior do tokamak à variável de configuração (TCV) revestido com placas de grafite em Lausanne , Suíça

Um ganho de energia foi alcançado até agora apenas brevemente nos testes do JET e TFTR (Princeton, EUA), mas ainda não em muitos outros experimentos, porque os vasos de plasma dos sistemas de teste existentes são muito pequenos para isso, o que significa que o plasma esfria muito (consulte a relação A / V ). No tokamak ITER, que é portanto maior, uma fusão de “queima” permanente deve ser implementada com aquecimento adicional constante. Mesmo sistemas posteriores como DEMO provavelmente serão projetados de tal forma que um aquecimento adicional fraco de, por exemplo, alguns por cento da energia de fusão permaneça necessário para reter uma opção de controle adicional.

O aumento da temperatura ou densidade aumenta a potência produzida pelas reações de fusão . Não é possível, entretanto, aumentar a temperatura para muito alta, uma vez que a perda de energia do plasma devido aos processos de transporte também aumenta com a temperatura. A taxa de reação desejada, portanto, permanece constante em temperatura e densidade constantes.

tecnologia

Aquecimento plasma

Plasma na instalação de teste Mega-Ampere Spherical Tokamak (MAST) em Culham , Reino Unido

Vários métodos foram desenvolvidos para aquecer o plasma a mais de 100 milhões de Kelvin. Todas as partículas no plasma se movem a uma velocidade muito alta de acordo com a respectiva temperatura (núcleos de deutério a 100 milhões de Kelvin têm uma velocidade média de cerca de 1000 km / s). O poder de aquecimento aumenta a temperatura e compensa as perdas causadas principalmente pelo transporte turbulento e neoclássico (causado por colisões entre as partículas) e por bremsstrahlung .

Com alguns dos seguintes métodos de aquecimento, a temperatura e, portanto, também a distribuição de corrente no plasma podem ser influenciados, o que é importante para sua estabilidade dimensional:

• Aquecimento elétrico: O plasma é um condutor elétrico e pode ser aquecido por meio de uma corrente elétrica induzida . O plasma é a bobina secundária de um transformador . No entanto, a condutividade do plasma aumenta com o aumento da temperatura, de modo que a resistência elétrica de cerca de 20-30 milhões Kelvin ou 2 keV não é mais suficiente para aquecer o plasma mais intensamente. Com o tokamak, a corrente através do solenóide central é continuamente aumentada para aquecimento elétrico.
• Injeção de partículas neutras : quando átomos neutros rápidos são injetados no plasma ( injeção de feixe neutro , NBI para abreviar), a energia cinética desses átomos - que são imediatamente ionizados no plasma - é transferida para o plasma através de impactos, que o aquecem .
• Ondas eletromagnéticas: as microondas podem excitar os íons e elétrons no plasma em suas frequências de ressonância ( frequência orbital na linha helicoidal que descreve a partícula no campo magnético) e, assim, transferir energia para o plasma. Esses métodos de aquecimento são chamados de Ion Cyclotron Resonance Heating (ICRH), Electron Cyclotron Resonance Heating (ECRH) e Lower Hybrid Resonance Heating (LHRH).
• Compressão magnética: O plasma pode ser aquecido como um gás por compressão rápida ( adiabática ). Uma vantagem adicional deste método é que a densidade do plasma é aumentada ao mesmo tempo. Apenas os campos magnéticos gerados por bobinas magnéticas com intensidade de corrente variável são adequados para comprimir o plasma.

Campo magnético

Campos e forças em um tokamak

O campo magnético deve manter o plasma unido contra sua pressão para que ele não toque a parede do vaso. Ambos os conceitos de confinamento magnético, tokamak e stellarator , usam um campo magnético toroidal torcido para esse propósito. Os tokamaks geram a torção do campo induzindo uma corrente elétrica no plasma, os stellarators realizam isso por meio de uma forma especial e complicada de suas bobinas magnéticas (explicação mais detalhada do confinamento magnético e a necessidade de torcer as linhas de campo na fusão por meio de confinamento magnético ).

As deformações localizadas especiais do campo removem os íons indesejáveis, ou seja, o hélio do produto de fusão e quaisquer impurezas, do plasma (ver divertor ).

O campo magnético é gerado com grandes bobinas. Sua forma e disposição determinam a forma do plasma; A força da corrente nas bobinas determina a força do campo magnético e, portanto, o possível tamanho do plasma, a densidade das partículas e a pressão. Em um reator (ou em experimentos nos quais o plasma fica confinado por um período de tempo mais longo ) as bobinas devem ser supercondutoras: aquelas em bobinas normalmente condutoras O fluxo de eletricidade produz calor devido à resistência elétrica a ser superada. Essas bobinas não poderiam mais ser resfriadas com eficácia se operassem por um longo período de tempo, o que resultaria em um aumento da temperatura e na destruição da bobina. As bobinas supercondutoras, por outro lado, não têm resistência, por isso a corrente nelas não produz nenhum calor que deve ser dissipado.

O tokamak é o conceito mais avançado e internacionalmente buscado com o ITER. No entanto, pelo menos em seu modo de operação original com um fluxo de plasma gerado de forma puramente indutiva , tem a desvantagem de que a operação não é possível continuamente, mas apenas pulsada, ou seja, com interrupções curtas regulares. Portanto seja

• por outro lado, possibilidades adicionais para "conduzir" a corrente em tokamaks se desenvolveram,
• por outro lado, os stellarators continuam a ser perseguidos como alternativa.

Experimentos na atualização do ASDEX e outros reatores de pesquisa indicam que os reatores tokamak podem funcionar continuamente no futuro.

combustível

Ocorrência e aquisição

Enquanto o deutério está presente em quantidades quase inesgotáveis ​​(2,5 · 10 ¹³  t) na água da terra , o trítio nas quantidades necessárias para um reator de fusão praticamente só pode ser produzido "incubando" o lítio -6 na própria planta:

${\ displaystyle ^ {6} \ mathrm {Li} + \ mathrm {n} \ \ rightarrow \ ^ {4} \ mathrm {He} + {} ^ {3} \ mathrm {H} +4 {,} 8 \ ; \ mathrm {MeV}}$

A ocorrência terrestre de lítio é estimada em mais de 29 milhões de toneladas. Apenas o isótopo ⁶ Li, que tem um conteúdo natural de 7,5%, é usado para a incubação de trítio . Deste fornecimento proporcional de cerca de 2 milhões de t de lítio-6, cerca de 1 milhão de t de trítio podem ser teoricamente obtidos usando a fórmula acima. Na prática, deve-se usar lítio enriquecido com um conteúdo de lítio-6 de 30 a 60%. Os depósitos de lítio tecnicamente utilizáveis ​​são matematicamente suficientes para atender às necessidades de energia da humanidade por milhares de anos.

A escassez devido à demanda de lítio de outros ramos da indústria impede que a composição isotópica não desempenhe um papel nesses ramos e, portanto, mais de 90% do lítio permanece disponível para eles. Mesmo em um cenário com um aumento acentuado na demanda de lítio devido à expansão maciça da eletromobilidade, apenas os recursos de lítio que podem ser extraídos aos preços e tecnologias de lítio atuais serão exauridos até 2050.

O trítio é radioativo com meia-vida de 12,32 anos. No entanto, ele apenas emite radiação beta com uma energia máxima baixa e sem radiação gama associada . No inventário de radioatividade de um reator de fusão que já está em operação há algum tempo, o trítio terá apenas uma contribuição relativamente pequena.

O trítio necessário para iniciar os reatores de fusão poderia ser facilmente obtido em reatores de fissão nuclear convencionais. Em particular, os reatores de água pesada (por exemplo CANDU ) produzem trítio como subproduto em uma quantidade de cerca de 1 kg por 5 GWa de energia elétrica gerada. O trítio (alguns quilogramas) necessário durante o período planejado do ITER também provavelmente virá disso.

Para a operação contínua de usinas de fusão, no entanto, essas fontes até então disponíveis não forneceriam trítio suficiente, o que resulta na necessidade de produzir trítio no reator. Uma usina de fusão com 1 GW de produção elétrica exigiria cerca de 225 kg de trítio por ano.

Criação de trítio e multiplicação de nêutrons

Uma produção econômica das quantidades necessárias de trítio seria possível através da produção acima descrita de lítio-6 no próprio reator de fusão por meio dos nêutrons livres emitidos de qualquer maneira. Para tanto, o plasma é circundado por um manto de cria, a manta.

A fusão nuclear fornece exatamente um nêutron para cada átomo de trítio consumido; Em princípio, um novo átomo de trítio poderia ser produzido a partir dele. No entanto, isso não é possível sem perda, porque puramente geometricamente, a manta não pode capturar 100% dos nêutrons, e alguns dos nêutrons que atingem a manta são inevitavelmente absorvidos em núcleos atômicos diferentes do lítio ou escapam do sistema. As perdas também são inevitáveis ​​quando o trítio é transferido para o plasma de fusão, assim como seu decaimento radioativo. Para ainda ser capaz de trazer para o plasma tanto trítio novo quanto o usado, os nêutrons na manta devem ser aumentados em cerca de 30 a 50%. Para este propósito, os rascunhos de manta prevêem o uso da reação de núcleo (n, 2n) tanto no berílio como no chumbo . Os reatores de fusão comerciais devem, portanto, ser projetados de tal forma que uma leve superprodução de trítio seja possível. A taxa de reprodução do trítio pode então ser definida e reajustada através do grau de enriquecimento do isótopo ⁶ Li na manta.

O desenvolvimento tecnológico desta extração de trítio é uma tarefa crucial para futuras pesquisas de fusão, especialmente no ITER. Se a incubação de trítio é possível com eficiência suficiente na prática, só será demonstrado quando um primeiro reator de fusão de deutério-trítio estiver em operação contínua com ele. Mas apenas se as próprias fábricas puderem cobrir suas próprias necessidades de trítio e as quantidades necessárias para iniciar um processo de fusão puderem ser obtidas em outro lugar, é possível construir uma fonte de alimentação usando reatores de fusão. Esta questão é discutida em publicações científicas. Enquanto alguns cientistas, como Michael Dittmar, do CERN, criticam a autossuficiência dos reatores de fusão com trítio como irrealista em vista de resultados experimentais e computacionais anteriores, a maioria dos pesquisadores de fusão não vê nenhum problema fundamental neste ponto.

Reabastecimento de combustível

Durante o tempo de queima do plasma, é necessário reabastecer o combustível de acordo com o respectivo consumo. Para este propósito, o lançamento de pellets de uma mistura congelada de deutério-trítio para dentro do recipiente provou ser uma técnica adequada. Para este efeito, tais peletes com uma massa de, por exemplo, 1 mg são levados a uma velocidade de cerca de 1000 m / s por uma centrífuga ou pneumaticamente com um tipo de pistola de gás. Este método de recarga também permite influenciar especificamente a distribuição espacial da densidade do plasma por meio da escolha do ponto de injeção e da velocidade do pellet. Com mais ou menos recargas, a taxa de fusão também pode ser controlada; parar o enchimento termina as reações de fusão.

Remoção de hélio e contaminantes

O produto da reação ⁴ He e os núcleos inevitavelmente expulsos do material da parede agem como impurezas; eles devem ser constantemente removidos do plasma. Como eles têm um número maior de cargas do que os isótopos de hidrogênio, isso é possível com a deflexão magnética. Especialmente desenvolvido divertores são usados para este ; Eles consistem em placas defletoras montadas na borda do toro, sobre as quais os íons indesejáveis ​​no plasma são direcionados com um campo magnético auxiliar. Lá eles se resfriam e, assim, pegam os elétrons novamente, i. ou seja, eles se tornam átomos neutros. Estes não são influenciados pelo campo magnético e podem ser removidos pelo sistema de sucção que mantém o alto vácuo.

Uso da energia liberada

Do rendimento de energia da reação nuclear, 17,6 MeV por reação individual,  quatro quintos, ou seja, 14,1 MeV, ocorrem como energia cinética do nêutron liberado. Esses nêutrons dificilmente são influenciados pelo campo magnético e entram no cobertor, onde primeiro liberam sua energia como calor utilizável por meio de impactos e, em seguida, cada um serve para incubar um átomo de trítio. A energia térmica pode então, como em qualquer usina convencional por meio de trocador de calor, gerar vapor, que por sua vez, turbina a vapor com acionamentos de geradores de energia acoplados .

Materiais do reator

requisitos

A energia útil do reator deutério-trítio ocorre na forma de nêutrons de alta energia (14,1  MeV ). Os nêutrons atingem o lado da manta voltado para o plasma com uma alta densidade de fluxo , em torno de 10 ¹⁴ s ⁻¹ · cm ⁻² - além de serem expostos à radiação térmica. Isso inevitavelmente leva a danos de radiação consideráveis no material (em comparação com o autocorreção no núcleo de um reator de água pressurizada típico , a densidade do fluxo de nêutrons é cerca de dez vezes menor e existe predominantemente para nêutrons térmicos ). O dano da radiação depende muito da energia do nêutron. É por isso que a carga da parede é frequentemente dada como o produto da densidade do fluxo de nêutrons e energia de nêutrons, ou seja, como a densidade de superfície de energia em MW / m² ( megawatts por metro quadrado). Com uma energia de 14,1 MeV, 10 ¹⁴ nêutrons · s ⁻¹ · cm ⁻² correspondem a cerca de 2,2 MW / m². Esta é a carga da parede de nêutrons fornecida em um esboço para a manta do reator DEMO . A manta deve ter uma vida útil de 20.000 horas de operação, ou seja, cerca de 2,3 anos. Os danos de deslocamento acumulados - que causam principalmente fragilização - chegam a cerca de 50 dpa (deslocamentos por átomo) no aço . Além disso, o material é danificado pelo intumescimento porque as reações nucleares (n, p) e (n, α) na estrutura metálica produzem gases, hidrogênio e hélio, respectivamente. O hélio no metal também é prejudicial à soldabilidade . Uma concentração de hélio abaixo de 1 appm ( "partes de átomos por milhão" , ou seja , um átomo de He por 1 milhão de átomos de metal) é necessária para que as peças e conexões de tubos feitas de aço possam ser soldadas novamente após serem substituídas .

Além disso, nuclídeos radioativos são formados nos materiais por meio de ativação . Para produzir a menor quantidade possível dele, que também deve ter as meias-vidas mais curtas possíveis , apenas materiais feitos de certos elementos podem ser usados. Nos materiais estruturais comuns de hoje, como os aços inoxidáveis austeníticos de cromo-níquel , a ativação de nêutrons produz grandes quantidades de ⁶⁰ Co., de longa duração e fortemente emissores de gama . O material estrutural do ITER ainda é um aço austenítico de cromo-níquel; Esses aços, no entanto, não podem ser usados ​​para reatores de usinas futuras.

Os principais requisitos para o desenvolvimento de materiais são materiais de baixa ativação que tenham resistência suficiente à radiação de nêutrons e devem atender a todos os requisitos para suas respectivas tarefas especiais, como estabilidade, amagnetismo ou vedação a vácuo. Até agora, também foi assumido que a camada mais interna deve ser substituída periodicamente, uma vez que nenhum material irá suportar o alto fluxo de nêutrons de um reator comercial por anos. Por causa da radiação das peças ativadas, reparos e trabalhos de manutenção teriam que ser realizados remotamente após o comissionamento. O objetivo é garantir que a maioria dos componentes capitalizados da planta sejam armazenados de forma controlada por apenas cerca de 100 anos após o final de sua vida útil, até que a reciclagem seja possível; a parte menor deve ser armazenada por cerca de 500 anos. Uma disposição , portanto, não seria necessária. O trabalho de desenvolvimento foca em aços ferrítico-martensíticos isentos de níquel , mas ligas à base de vanádio e carboneto de silício cerâmico (SiC) também são investigados. Com o ASDEX Upgrade, descobriu-se que o tungstênio também é adequado para as superfícies frontais dos módulos de manta voltados para o plasma e para placas de divertor . Para experimentos de irradiação com esses materiais, a fonte de nêutrons de alta intensidade e alta energia IFMIF deve ser operada quase ao mesmo tempo que o ITER .

Cálculos de ativação

Um cálculo espacialmente detalhado da ativação em um reator DEMO foi apresentado em 2002 pelo Karlsruhe Research Center . Uma potência de fusão de 2200 MW foi assumida para o reator. Sua manta consiste em 77 t (toneladas) de ortossilicato de lítio Li ₄ SiO ₄ (enriquecido a 40% de lítio-6) como material de melhoramento, 306 t de berílio metálico como multiplicador de nêutrons e 1150 t do aço Eurofer atualmente em desenvolvimento ( principais componentes 89% ferro, 9% cromo e 1,1% tungstênio) como material estrutural. Para todos os materiais, não apenas a composição nominal ideal foi levada em consideração, mas também as impurezas naturais típicas, incluindo, por exemplo, uma proporção de 0,01% de urânio em berílio. A atividade foi calculada ao final de uma operação de plena carga ininterrupta de 20.000 horas; esta é a vida útil necessária para as peças vazias DEMO até a substituição. A taxa de dose de radiação gama na superfície do material de um componente sólido foi considerada a variável determinante para o posterior manuseio das partes ativadas . Foi assumido que o reprocessamento em novas partes do reator é possível a menos de 10 mSv / h (milisievert por hora) com tecnologia de controle remoto (manuseio remoto) e a menos de 10  Sv / h com manuseio direto ( manuseio prático) . Acontece que todos os materiais - silicato de lítio, berílio e aço - podem ser processados ​​remotamente após um tempo de decomposição de 50 a 100 anos. Dependendo de sua composição exata, pode levar até 500 anos para o aço desbotar e direcionar a capacidade de gerenciamento. ${\ displaystyle \ mu}$

Em 2006, a quantidade total de material radioativo acumulado ao longo dos 30 anos de vida de uma instalação foi estimada entre 65.000 e 95.000 toneladas, dependendo do tipo de construção. Apesar dessa massa maior , sua atividade em Becquerel seria comparável aos produtos de desmontagem de um reator de fissão correspondente; no entanto, as propriedades ambientais seriam significativamente mais favoráveis. Em contraste com as usinas de fissão nuclear, nem grandes quantidades de produtos da fissão foram deixados durante a produção de eletricidade, nem resíduos de minério que produzem radônio radioativo.

estado da pesquisa

Em quase 50 anos de pesquisa de fusão ^{[desatualizada]} desde os resultados com o primeiro tokamak russo T3 de 1968, cada uma das três variáveis ​​decisivas - temperatura , densidade de partícula e tempo de inclusão de energia - aumentou consideravelmente e o produto triplo já foi foi melhorado por um fator de cerca de 10.000; ainda está a um fator de sete de distância da ignição, para o qual o triplo produto deve ter um valor de cerca de 10 ²¹ keV s / m³. Em sistemas tokamak menores, as temperaturas atingidas já aumentaram de 3 milhões de Kelvin para mais de 100 milhões de Kelvin. ${\ displaystyle T}$${\ displaystyle n _ {\ rm {e}}}$${\ displaystyle \ tau _ {E}}$ ${\ displaystyle n _ {\ rm {e}} \ cdot T \ cdot \ tau _ {E}}$

O principal objetivo da pesquisa atual sobre os dois métodos de confinamento magnético é encontrar condições de plasma que aumentem significativamente o tempo de confinamento de energia . Em muitos experimentos anteriores, o tempo de contenção de energia medido provou ser muito mais curto do que o esperado teoricamente. No final de abril de 2016, o Instituto Max Planck de Física do Plasma relatou que os experimentos na atualização ASDEX com relação ao tempo de inclusão foram bem-sucedidos e que a operação contínua de um tokamak é tecnicamente viável. Isso significa que as “condições para ITER e DEMO estão quase preenchidas”.${\ displaystyle \ tau _ {E}}$

O stellarator Wendelstein 7-X , que foi concluído em 2015 , funciona inicialmente apenas com hidrogênio e, posteriormente, também será utilizado deutério. O objetivo é demonstrar o confinamento contínuo e permanente do plasma sem fluxo de corrente no plasma - a principal vantagem sobre os tokamaks. Isso mostraria que o conceito de stellarator também é fundamentalmente adequado como uma usina de fusão.

Os sistemas anteriores ainda são muito pequenos para inflamar o plasma, de modo que o plasma esfria muito. Um certo tamanho mínimo do plasma é necessário para atingir 10 a 15 keV (110 a 170 milhões de Kelvin) no centro, porque com um determinado tamanho o plasma só pode ter uma certa energia total máxima. Um balanço energético positivo deve ser alcançado pela primeira vez no futuro reator de fusão internacional ITER, que foi construído no centro de pesquisa de Cadarache , no sul da França, desde 2007 . O reator deve fornecer cerca de dez vezes mais potência de fusão do que a que deve ser aplicada para aquecer o plasma. Para este efeito, as temperaturas necessárias para tais taxas de fusão devem ser geradas a partir de 2026 com aquecimento adicional . A partir de 2035, a criação de trítio e a necessária multiplicação de nêutrons também serão desenvolvidas e otimizadas no ITER. Os resultados da pesquisa do ITER devem preparar o caminho para a primeira " usina de demonstração" DEMO , que não irá gerar eletricidade antes de 2050 e, assim, provar a viabilidade comercial da fusão nuclear.

Conceitos alternativos

National Ignition Facility ( EUA ) para pesquisas sobre fusão inercial usando lasers

Nenhum outro conceito de fusão atingiu um nível de desenvolvimento que, na perspectiva de hoje (2019), possa ser considerado para a geração de energia elétrica.

• Outros combustíveis além do deutério-trítio dariam origem a dificuldades técnicas muito maiores. O deutério puro é usado apenas em instalações experimentais de física de plasma, nas quais a geração de energia não é o objetivo , a fim de evitar as complicações práticas causadas pelo trítio radioativo.
• O conceito de confinamento inercial está em estágio de pesquisa básica. As instalações experimentais existentes não são voltadas principalmente para o desenvolvimento de usinas de energia e estão longe do uso comercial. Em 2021, o LLNL relata a geração de energia de fusão de 1,35 MJ após o uso de energia do laser de 1,9 MJ.

• Na opinião da maioria dos cientistas, a fusão a frio também não é uma alternativa possível. Processos técnicos desse tipo com a alegada liberação de energia não são possíveis de acordo com a física conhecida.

Lista de instalações de teste

Os sistemas mais importantes estão listados na tabela a seguir.

literatura

• Uwe Schumacher, Hans Herold, Instituto de Pesquisa de Plasma da Universidade de Stuttgart; em: Ullmanns Encyclopedia of Industrial Chemistry, Vol 24: Nuclear Technology, 4. Nuclear Fusion. Pp. 823-838.
• Garry McCracken, Peter Stott: Fusion - a Energia do Universo. 2ª Edição. Elsevier, Munich 2012, ISBN 978-0-12-384656-3 (uma visão geral que é compreensível mesmo para leigos).
• Weston M. Stacey: Fusion. Uma introdução à física e tecnologia de fusão por confinamento magnético. Wiley-VCH, 2010, ISBN 978-3-527-40967-9 , visualização limitada na pesquisa de livros do Google.
• AA Harms, KF Schoepf, GH Miley, DR Kingdon: Principles of Fusion Energy. World Scientific, Singapore 2000, ISBN 981-02-4335-9 .
• Jeffrey P. Freidberg: Física do plasma e energia de fusão. Cambridge University Press, 2007, ISBN 978-0-521-85107-7 , visualização limitada na Pesquisa de Livros do Google.
• Introdução à fusão nuclear, relatórios do IPP (PDF; 9 MB).
• A. Bradshaw, T. Hamacher: Fusão Nuclear - Uma Fonte de Energia Sustentável do Futuro. In: Naturwissenschaftliche Rundschau 12/2005, página 629.
• H.-St. Bosch, A. Bradshaw: A fusão nuclear como a fonte de energia do futuro. In: Physikalische Blätter 2001, 57 (11), pp. 55-60.
• Alexander M. Bradshaw (IPP), Reinhard Maschuw (FZK), Gerd Eisenbeiß (FJZ): Fusão nuclear (brochura da Associação Helmholtz )

Links da web

Wikcionário: Reator de fusão nuclear  - explicações dos significados, origens das palavras, sinônimos, traduções

• Ulrich Samm: Fusion, uma perspectiva futura? (PDF) Institute for Plasma Physics, Forschungszentrum Jülich GmbH, 15 de julho de 2003, arquivado do original em 27 de setembro de 2007 ; acessado em 3 de agosto de 2008 (ITER explicado claramente). 
• Ralph P. Schorn: TEXTOR. Institute for Energy Research, Forschungszentrum Jülich GmbH, 27 de março de 2003, acessado em 3 de agosto de 2008 . 
• Acordo Europeu para o Desenvolvimento da Fusão. 2008, acessado em 3 de agosto de 2008 . 
• Instituto Max Planck de Física do Plasma
• Pesquisa de fusão em Forschungszentrum Jülich
• weltderphysik.de

Evidência individual

1. ^ ^{A b} Alf Köhn-Seemann: ITER: plano de pesquisa atualizado , Scilogs, online
2. ↑ Eurofusion: Roteiro de Pesquisa Europeu para a Realização da Energia de Fusão. 2018, versão longa.
3. ↑ G. Federici et al.: Estratégia europeia de design DEMO e consequências para materiais. Nucl. Fusion 57, 2017 ( texto completo gratuito ).
4. ↑ Jeffrey P. Freidberg: Plasma Physics And Fusion Energy. 2007, p. 16f.
5. ↑ Jeffrey P. Freidberg: Plasma Physics And Fusion Energy. 2007, p. 17.
6. ^ Weston M. Stacey: Fusão. Uma introdução à física e tecnologia de fusão por confinamento magnético. 2010, p. 151ss
7. ↑ Um roteiro para a realização da energia de fusão . Roteiro EFDA
8. ^ Joan Lisa Bromberg: Ciência da fusão, política e a invenção de uma nova fonte de energia. MIT Press, Cambridge 1982, ISBN 0-262-02180-3 , p. 36ff ( visualização limitada na pesquisa de livros do Google)
9. ↑ Eckhard Rebhan: Manual de Energia. Springer, 2002, ISBN 3-540-41259-X , pp. 524ff.
10. ^ Robert Arnoux: Partida para a Rússia com um termômetro. iter newsline, 2009.
11. ^ História e aniversários. In: efda.org. EFDA , arquivado do original em 4 de outubro de 2014 ; Recuperado em 9 de junho de 2016 . 
12. ^ Conquistas do reator do teste de fusão Tokamak. In: pppl.gov. PPPL , 18 de abril de 1999, arquivado do original em 5 de agosto de 2012 ; Recuperado em 9 de junho de 2016 . 
13. ^ O maior projeto de fusão nuclear do mundo começa a ser montado na França. 28 de julho de 2020, acessado em 9 de abril de 2021 . 
14. ↑ China ativa 'sol artificial' movido a energia nuclear (atualização) (en) . Em: phys.org . 
15. ↑ joe: Reator artificial de fusão ao sol na Coréia do Sul estabelece um recorde. In: DER SPIEGEL (online). DER SPIEGEL GmbH & Co. KG, 28 de dezembro de 2020, acessado em 28 de dezembro de 2020 . 
16. ^ David L. Chandler: Validando a física por trás do novo experimento de fusão projetado pelo MIT. In: MIT. 29 de outubro de 2020, acessado em 23 de fevereiro de 2021 . 
17. ↑ Hartmut Zohm: Reator de fusão ARC e projeto SPARC • COM supercondutores de alta temperatura. In: Youtube. 20 de dezembro de 2020, acessado em 23 de fevereiro de 2021 . 
18. ↑ 150 milhões ° C. em: iter.org , Facts & Figures
19. ↑ Stacey: Fusion (ver bibliografia) página 9
20. ^ Weston M. Stacey: Fusão. Uma introdução à física e tecnologia de fusão por confinamento magnético. 2010, pp. 77-78.
21. ↑ ^{a b} Instituto Max Planck: A operação contínua dos tokamaks está se aproximando. Recuperado em 17 de janeiro de 2017 . 
22. ↑ A. Fiege (Ed.): Trítio. Report KfK-5055, Karlsruhe Nuclear Research Center, 1992. ISSN  0303-4003
23. ↑ U. Fischer et al. (KIT): Análises de projeto nuclear da manta de chumbo-lítio resfriada com hélio para um reator de demonstração de energia de fusão. Fusion Engineering and Design , Vol. 85 (2010), p. 5
24. ^ ME Sawan, M. Abdou: Física e condições de tecnologia para alcançar a autossuficiência de trítio para o ciclo de combustível DT. (PDF; 464 kB) Em: Engenharia e Projeto de Fusão. 81 (2006), pp. 1131-1144.
25. ↑ Michael Dittmer: O Futuro da Energia Nuclear: Fatos e Ficção - Parte IV: Energia dos Reatores Criadores e da Fusão? ( online )
26. ↑ S. Hermsmeyer: cobertor de seixo resfriado com hélio aprimorado. (PDF; 2 MB) Centro de Pesquisa Karlsruhe, Relatórios Científicos, FZKA6399
27. ↑ SK Combs et al., High-Field-Side Pellet Injection Technology. Contribuição da conferência de 1998 ( Memento de 6 de dezembro de 2008 no Internet Archive ) (PDF; 555 kB)
28. ↑ M. Dalle Donne (Ed.): Manta sólida europeia DEMO BOT. Centro de Pesquisa Nuclear Karlsruhe, Relatório KfK-5429 (1994)
29. ^ WM Stacey: Fusão. 2ª edição, Wiley, Weinheim 2010, tabela 9.4 na página 145.
30. ↑ U. Fischer, P. Pereslavtsev, D. Grosse e A.: Análises de projeto nuclear da manta de chumbo de lítio resfriada com hélio para um reator de demonstração de energia de fusão. Fusion Engineering and Design Vol. 85 (2010) pp. 1133-1138
31. ↑ ITER & Safety ( Memento de 12 de novembro de 2009 no Arquivo da Internet ), Organização ITER (Inglês)
32. ^ O cilindro de óleo: O futuro da energia nuclear: Fatos e ficção - parte IV: Energia dos reatores do criador e da fusão?
33. ↑ Relatório SEIF ( Memento de 19 de agosto de 2014 no Internet Archive ) (PDF; 420 kB) em: Efda.org
34. ↑ ver, por exemplo Por exemplo, AAF Tavassoli, E. Diegele, R. Lindau, N. Luzginova, H. Tanigawa: Status atual e realizações de pesquisa recentes em aços ferríticos / martensíticos. Journal of Nuclear Materials Volume 455 (2014), pp. 269-276
35. ↑ U. Fischer e H. Tsige-Tamirat: Características de ativação de uma manta reprodutora sólida para um reator de demonstração de energia de fusão, Journal of Nuclear Materials Vol. 307-311, pp. 798-802 (2002). Nota : A manta aqui também inclui a "primeira parede" e, portanto, praticamente tudo na instalação que é altamente carregado com nêutrons
36. ↑ IPP 2006: Fusão Nuclear, 4º PDF de Segurança e Propriedades Ambientais da Fusão , acessado em 4 de julho de 2013
37. ↑ ^{a b} German Phys. Society, website em 31 de outubro de 2011: Plasmas de fusão com armadilha magnética. ( Memento de 5 de março de 2014 no Internet Archive )
38. ↑ http://www.tuv.com/de/deutschland/ueber_uns/presse/mektiven/newscontentde_269442.html
39. ↑ EFDA Roadmap ( Memento de 11 de agosto de 2013 no Internet Archive ).
40. ↑ O experimento da National Ignition Facility coloca os pesquisadores no limiar da ignição por fusão. Acessado em 19 de agosto de 2021 . 
41. ↑ Xinhua: Teste de conclusão do reator de fusão Nuke ( Memento de 1 de setembro de 2006 no Internet Archive )
42. ↑ Japan Atomic Energy Agency, Naka Fusion Institute, JT-60 Research Program ( Memento de 20 de março de 2012 no Internet Archive )
43. ↑ Tore Supra. em: www-fusion-magnetique.cea.fr .
44. ↑ Projeto KSTAR ( Memento de 22 de julho de 2015 no Internet Archive ).
45. ↑ A China ativa o "sol artificial" movido a energia nuclear - dez vezes mais quente do que o real. Recuperado em 9 de abril de 2021 . 
46. ↑ O projeto TJII: Heliac Flexível. em: www-fusion.ciemat.es .
47. ↑ OMEGA online
48. ↑ GEKKO online
49. ↑ Alexander M. Bradshaw (IPP), Reinhard Maschuw (FZK), Gerd Eisenbeiß (FJZ): Fusão nuclear (PDF; 15,1 MB). Brochura de Forschungszentrum Jülich (FZJ), Forschungszentrum Karlsruhe (FZK) e Instituto Max Planck de Física de Plasma (IPP). 2006, pp. 45-49. Recuperado em 11 de maio de 2013.