Teknillinen tiedekunta
Energiatekniikan koulutusohjelma
BH10A0202 Energiatekniikan kandidaatintyö
Käynnissä ja rakenteilla olevat fuusiokoereaktorit Experimental fusion reactors in operation and under con-
struction
Työn tarkastaja: Vesa Tanskanen Työn ohjaaja: Vesa Tanskanen Lappeenranta 17.05.2017 Otso Lehtinen
Opinnäytteen nimi: Käynnissä ja rakenteilla olevat fuusiokoereaktorit School of Energy Systems
Energiatekniikan koulutusohjelma Opinnäytetyön ohjaaja: Vesa Tanskanen Kandidaatintyö 2017
Sivuja 33, kuvia 12 ja taulukoita 2 Hakusanat: fuusio, koereaktori
Tämä kandidaatintyö käsittelee nykyisiä ja rakenteilla olevia fuusiokoereaktoreita.
Työssä selvitetään, missä reaktoreita on ja minkä tyyppisiä ne ovat. Reaktoreista selvite- tään erikseen toimintaperiaatteet, rakenteet, omistavat tahot, pääparametrit, tavoitteet ja saavutukset. Työn lopussa esitellään vertailu fuusioreaktorien ja fissioon perustuvien kevytvesireaktorien välillä. Tunnetuin fuusiokoereaktori-tyyppi on magneettiseen koos- sapitoon perustuva tokamak. Tokamak on geometrialtaan melko yksinkertainen toruk- sen muotoinen reaktori. Toinen geometrialtaan monimutkaisempi nykyään kiinnosta- vuudeltaan kasvussa oleva reaktorityyppi on stellaraattori.
Kansainvälisimpiä fuusioprojekteja ovat tokamakiin perustuvat ITER ja JET – fuusiokoereaktorit. Huomioon työssä otetaan myös muita plasman koossa pitämiseen tarkoitettuja reaktorityyppejä, kuten Wendelstein 7-X –stellaraattori. Yksikään nykyinen reaktori ei pyri tuottamaan energiaa kaupallisesti, vaan lähinnä edistämään fuusiotutki- musta ja keräämään tutkimustietoa seuraavan sukupolven fuusioreaktoreita varten.
Fuusiota vertailtaessa nykyisiin kevytvesireaktoreihin, tulee esille ensimmäisenä fuusi- on tuomat hyödyt. Onnistuessaan fuusio tuo markkinoille vähäpäästöisen energiaratkai- sun suurilla polttoainereserveillä. Fuusioitumisen jälkituotteina syntyvä jäte voidaan käsitellä uudelleen ja kierrättää polttoaineeksi nykyisiä fissioon perustuvia ydinreakto- reita huomattavasti tehokkaammin lähes mitätöiden fuusion tuottamat jätemäärät. Fuu- sioon liittyvät suuret lupaukset ovat kuitenkin vielä vuosikymmenten päässä. Nykyisen- kaltaiseen energiankulutuksen kasvuun ei fuusiolla ole ratkaisua vielä pitkään aikaan.
Symboli- ja lyhenneluettelo 4
1 Johdanto 5
2 Fuusiokoereaktorit ja niiden tyypit 6
2.1 Tokamak ... 6
2.2 Tokamakien evoluutio ... 8
2.3 Stellaraattori ... 9
3 Maailman fuusioreaktorit eritellysti 11 3.1 ITER ... 12
3.2 JET ... 14
3.3 Wendelstein 7-X ... 16
3.4 National Ignition Facility ... 18
3.5 KSTAR ... 20
3.6 Large Helical Device Project ... 22
3.7 EAST ... 23
3.8 The Australian Plasma Fusion Research Facility ... 24
4 Suunnitellut fuusiokoereaktorit 26 4.1 DEMO ... 26
4.2 K-DEMO ... 27
5 Vertailu nykyisiin kevytvesireaktoreihin 29 5.1 Fuusion hyödyt ja heikkoudet ... 29
5.2 Polttoainetalous ... 30
5.3 Jätehuolto ... 31
6 Yhteenveto 33
Lähdeluettelo 34
Lyhenteet
AINSE The Australian Institute of Nuclear Science and Engineering ANSTO The Australian Nuclear Science and Technology Organisation ANU Australian National University
APFRF The Australian Plasma Fusion Research Facility CRM Complex Recycle Material
DEMO Demonstration Fusion Power Reactor
DIISR The Department of Innovation, Industry, Science and Research ECRH Electron Cyclotron Resonance Heating
ITER International Thermonuclear Experimental Reactor JET Joint European Torus
K-DEMO Korean Demonstration Fusion Power Plant
KSTAR The Korea Superconducting Tokamak Advanced Research LHD Large Helical Device
LIFE Laser Inertial Fusion Energy NBI Neutral Beam Injection NIF National Ignition Facility
NIFS National Institute for Fusion Science PDW Permanen Disposal Waste
PLT Princeton Large Torus
SEIF Safety and Environmental Impact of Fusion SRM Simple Recycle Material
TFTR Tokamak Fusion Test Reactor W7-X Wendelstein 7-X
1 JOHDANTO
Työssä lähdetään liikkeelle olemassa olevien fuusiokoereaktorien perustietojen selvi- tyksestä. Ydinfuusioreaktiossa kaksi atomin ydintä törmää yhteen muodostaen yhden raskaamman alkuaineen. Koska ytimet ovat varaukseltaan samanmerkkiset, on fuusion edellytyksenä ydinten nopeuksien oltava riittävän suuret, että ytimet voittavat välillään olevat vastakkaissuuntaiset Coulombin voimat. Coulombin lain mukaan kaksi pisteva- rausta muodostava voima on Coulombin voima. Tässä tapauksessa kaksi samanmerk- kistä hiukkasta hylkivät toisiaan hiukkasten välisen Coulombin voiman suuruudella.
Ytimien riittävät nopeudet saadaan aikaan vain korkeissa lämpötiloissa. Korkeassa läm- pötilassa aine on plasmaa. Plasma koostuu positiivisista ioneista ja elektroneista, koska aineen atomeja on ionisoitunut, eli atomit ovat menettäneet elektroneja. Varautuneet hiukkaset reagoivat voimakkaasti magneettikenttiin. (Princeton Pasma Physics Laboratory, 2017)
Reaktiossa syntyvän alkuaineen massa on pienempi, kuin alkuperäisten hiukkasten mas- sat yhteensä. Fuusioreaktiossa massaero on muuttunut energiaksi. Massaero johtuu ydinten sidosenergioiden eroista ennen ja jälkeen reaktion. Fuusioreaktorissa voidaan esimerkiksi kiehuttaa vettä fuusioituvien ydinten vapauttamalla energialla (Dolan, 1982, p. 11). Nykyisissä fuusiokoereaktoreissa käytetään polttoaineena vedyn toista ja kolmat- ta isotooppia (deuterium ja tritium). Vedyn ytimen sisältäessä ainoastaan yhden proto- nin, kahden hiukkasen välinen Coulombin voima on pieni suhteessa muihin alkuainei- siin (Dolan, 2013, p. 307). Vedyn isotoopeilla on myös suhteellisen hyvä saatavuus ja riittävyys tulevaisuudessa (ITER, 2017a).
Suurin osa mainittavista koereaktoreista on joko tokamak tai stellaraattori -tyyppisiä fuusiokoereaktoreja. Tokamak-koereaktorit ovat toruksen muotoisia reaktoreita, jossa plasmaa pidetään koossa magneettikentillä. Stellaraattorit ovat tokamakeja monimutkai- sempia geometrialtaan. Fuusion historia alkaa Neuvostoliitosta ensimmäisen tokamak- reaktorin myötä 1950-luvulla (Kirk, 2016). Vuonna 1955 fuusion tutkimuksesta tuli julkista YK:n konferenssissa (United Nations, 2008).
2 FUUSIOKOEREAKTORIT JA NIIDEN TYYPIT
Tässä luvussa käsitellään kahta suosituinta fuusioreaktorityyppiä, tokamakia ja stella- raattoria. Tokamak-reaktorityyppi on nykyään yleisimmin käytetty. Stellaraattorit jäivät suosiossa tokamakien varjoon, mutta ovat kasvattaneet suosiotaan viime aikoina. Reak- toreista ilmoitetaan niiden toimintaperiaatteet ja plasman koossapitämiseen ja lämmit- tämiseen käytetyt menetelmät. Lisäksi tokamak-reaktorista selvitetään tarkemmin sen historiaa ja alkuperää.
2.1 Tokamak
Tokamak on tunnetuin ja eniten käytetty nykyinen fuusiokoereaktorityyppi. Tokamak- reaktori on peräisin 1960-luvun Neuvostoliiton ajalta. Reaktorityypistä tuli nopeasti suosittu tutkijoiden keskuudessa ympäri maailmaa (Kirk, 2016). Reaktorissa plasma pidetään koossa magneettikentillä. Plasman ympärillä on magneetteja, jotka muodosta- vat plasman virtaussuunnan mukaisen magneettikentän. Toisella pystysuuntaisella mag- neettikentällä pidetään plasma halutussa kohdassa reaktoria. (Song et al., 2014, pp. 2–3) Kuvassa 2.1 on kaaviokuva
Plasman virtaus saadaan aikaan, kun kasvatetaan plasman ympärillä olevien magneet- tien virtaa toroidin muotoisessa reaktorissa. Virran kasvuvaatimuksesta johtuen to- kamak-reaktorit toimivat pulsseissa. Pulssin kesto riippuu magneettien virran maksi- miarvosta. Magneeteissa kasvava virta luo plasman ympärille muuttuvan magneettiken- tän, mikä indusoi plasmaan virran. Virta lämmittää plasmaa, jolloin fuusioituminen saa- daan aikaan reaktorissa vain silloin, kun plasman virta on riittävän suuri. (EUROfusion, n.d.)
Reaktorissa plasmaa vastaan olevat komponentit altistuvat suurelle kuumuudelle. Kuu- muus saa osista irtoamaan neutraaleja hiukkasia ja epäpuhtauksia. Näiden epäpuhtauk- sien joutuessa plasmaan, plasman lämpötila laskee nopeasti säteilylämmön menetyksien myötä. Epäpuhtauksien poistoon käytetään yleisesti joko divertoria tai rajoittajaa (engl.
limiter). Divertorin tapauksessa plasmasta johdetaan varautuneita hiukkasia pois mag- neettikentillä. Rajoittaja on suojakerros plasman ja plasmaa vastaan olevien komponent-
tien välissä. Rajoittajassa on pumppausjärjestelmä sen itsensä tuottamien epäpuhtauk- sien poistamiseen. (Song et al., 2014, p. 122)
Kuva 2.1. Tokamakin toimintaperiaatteen kaaviokuva. Kuvassa plasma on esitetty vaaleanpu- naisella ja plasmaa ympäröivät magneetit sinisellä värillä. (EUROfusion, 2011a)
Reaktorissa tyhjiösäiliöön suihkutetaan vedyn toista isotooppia, deuteriumia. Polttoai- neeseen saadaan virtaus aikaiseksi, kun plasman ympärillä oleviin sähkömagneetteihin indusoidaan virta, jolloin reaktoriin muodostuu sähkökenttä. Tässä vaiheessa plasma ei vielä ole erityisen kuumaa, eikä virtausnopeus ole kovin suuri. Lisäämällä sähkövirtaa magneeteissa, plasman virtausnopeus kasvaa ja alkaa lämmetä Joule-lämpenemisen avulla muutaman miljoonan Kelvinin lämpötilaan asti. Pystysuuntaisen magneettikentän avulla muutetaan plasman muotoa siten, että plasma pysyy erossa reaktorisäiliön osista.
Tässä vaiheessa otetaan käyttöön muutkin plasman lämmitykseen käytettävät toiminnot.
Plasmaa lämmitetään esimerkiksi neutraalisuihkuinjektorilla (NBI) tai radioaalloilla.
NBI:n tapauksessa plasmaan suunnataan sähkövaraukseltaan neutraaleja atomeja, joihin reaktorin magneettikentät eivät vaikuta. Neutraalit hiukkaset ionisoituvat törmätessään plasman ioneihin ja elektroneihin. Muodostuneet ionit ovat nyt magneettikenttien vaiku- tuksessa, ja voivat vapauttaa liike-energiansa plasman elektroneille ja ioneille. Neutraa- lit atomit ovat sähkövaraukseltaan neutraaleja, kun niissä on sama määrä elektroneja ja protoneja. (Kirk, 2016)
2.2 Tokamakien evoluutio
Julkisesti tiedossa oleva tokamakien ja fuusiokoereaktorien evoluutio on lähtenyt käyn- tiin vuodesta 1958, jolloin se ei enää ollut salaista tutkimusta. Tällöin Venäläinen T-1 – koereaktori aloitti toimintansa. T-1 oli ensimmäinen nykyisten tokamakien muotoinen teräksestä valmistettu fuusiokoereaktori. Koelaitoksen ulkoiset säteet olivat 62,5 cm vaakasuunnassa ja 24 cm pystysuunnassa. T-1 –reaktorin toimintaa jatkoi T-2 ja myö- hemmin T-3. Ensimmäinen päivitys pysyi T-1:n linjoissa, mutta lisäsi tyhjiösäiliön re- aktoriin. Jälkimmäisessä versiossa koneen sädettä kasvatettiin yhteen metriin. (Mlynár and Ripa, 2008) Samoihin aikoihin Isossa-Britanniassa työstettiin ZETA- fuusioprojektia. Tutkijoiden mukaan koereaktorilla saatiin tuotettua fuusioneutroneja.
Väite kuitenkin paljastui myöhemmin virheelliseksi. (European Fusion Network, 2003) Euroopassa fuusiotutkimus lähti käyntiin Abingdonissa, Isossa-Britanniassa JET- projektin myötä (Joint European Torus). JET tuotti ensimmäisen plasmansa vuonna 1983. Kuvassa 2.2 esiintyy rakennusvaiheessa oleva JET-koereaktori. Vuonna 1978 PLT-reaktorilla (Princeton Large Torus) onnistuttiin tuottamaan yli 60 miljoonan Kel- vinin lämpötilat. PLT oli osa TFTR-projektia (Tokamak Fusion Test Reactor), mikä puolestaan aloitti toimintansa vuonna 1993 (European Fusion Network, 2003). Japanis- sa JT-60 (Japan Torus-60) niminen tokamak-reaktori on ollut käytössä vuodesta 1988 lähtien (European Fusion Network, 2003).
Kuva 2.2. Joint European Torus –koereaktori rakennusvaiheessa (EUROfusion, 2011b).
2.3 Stellaraattori
Stellaraattorit ovat myös muodoltaan toruksen kaltaisia fuusiokoereaktoreita. Tokama- keista poiketen stellaraattorit ovat geometrialtaan monimutkaisempia. Plasma ei virtaa symmetrisessä toruksessa, vaan kierteisesti plasman ympärillä olevien magneettien mu- kaisesti. Kuvassa 2.3 on piirroskuva Stellaraattori-tyyppisen reaktorin tärkeimmistä komponenteista. Koska stellaraattorit eivät tarvitse plasman ympärillä oleville magnee- teille kasvavaa virtaa, plasmaa voidaan pitää koossa pitkiä aikoja kerralla. Näin ollen stellaraattorit soveltuvat hyvin jatkuvaan käyttöön. Reaktorin säiliön tulee olla tiivis, pienikin määrä ilmaa johtaisi reaktorin sammumiseen. Säiliön paineen tulee olla mah- dollisimman lähellä tyhjiötä, alle 10-8 millibaaria. Jotta säiliö kestäisi suuret paine-erot ja magneettiset voimat, materiaalina käytetään pääosin terästä. (Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2017a)
Stellaraattori-fuusiokoereaktorityyppi on peräisin 1950-luvulta asti. Se ei kuitenkaan alkuvaiheessa saavuttanut suurta suosiota, koska Stellaraattorit ovat geometrialtaan huomattavasti monimutkaisempia, kuin tokamakit. Nykyään rakennustekniikkojen ja fuusion yleisen ymmärryksen kehityttyä koereaktorityypin suosio on lähtenyt kasvuun.
Lisäksi tietokoneiden laskentakapasiteetti lähti 1980-luvulta lähtien valtavaan kasvuun, mikä on mahdollistanut monimutkaisten reaktorien mallintamisen.
Kuva 2.3. Piirroskuva mahdollisesta stellaraattori-tyyppisestä koereaktorista. Kuvassa plasmaa ympäröivät magneetit on kuvattu sinisellä ja plasma punaisella värillä. Reaktorin säiliö ja sen tukirakennelma on kuvattu harmaalla ja säiliön peite vihreällä. (Max-Planck-Institut für Plas- maphysik, n.d.)
Stellaraattorit eivät tarvitse erillistä magneettijärjestelmää epäpuhtauksien poistamiseen plasmasta. Säiliössä magneettikentän muoto jakaa plasman niin, että epäpuhtaudet pää- tyvät säiliön reunoilla oleville keräyslaatoille. Laattojen kohdalla halutut hiukkaset voi- daan neutralisoida ja poistaa reaktorista. Reaktorin polttoaineen määrää lisätään suihkut- tamalla plasmaan neutraaleja hiukkasia, jotka törmätessään elektroneihin, ionisoituvat.
Muita keinoja on vetykaasun suihkuttaminen säiliön reunoilta ja jäädytettyjen vetypel- lettien lisääminen plasmaan. (Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2017a)
3 MAAILMAN FUUSIOREAKTORIT ERITELLYSTI
Tässä luvussa käydään läpi tunnetuimpia fuusiokoereaktoreita. Suuri osa mainituista reaktoreista on tokamak-tyyppisiä, mutta mukana on myös saksalainen Stellaraattori- tyyppinen Wendelstein 7-X –koereaktori ja lasereihin perustuvaan ydinfuusioon keskit- tyvä National Ignition Facility. Koereaktoreista käydään läpi niiden tyyppi ja menetel- mät fuusion aikaansaamiseen, plasman koossapitoon ja kuumentamiseen. Lisäksi selvi- tetään laitteiston toimintaperiaate, operoiva taho, pääparametrit ja koetoiminnan tavoit- teet ja tulokset. Taulukossa 1 on ilmoitettu tässä luvussa käsiteltävien fuusiokoereakto- rien nimet ja tyypit.
Taulukko 1: Fuusiokoereaktorien nimet, niiden tyypit ja sijoituspaikat.
Nimi Lyhenne Reaktorin tyyppi Sijoituspaikka
International Thermonuclear Expe- rimental Reactor
ITER Tokamak Ranska
Joint European Torus JET Tokamak Iso-Britannia
Wendelstein 7-X W7X Stellaraattori Saksa
National Ignition Facility NIF Inertiaalinen fuusio Kalifornia The Korea Superconducting To-
kamak Advanced Research
KSTAR Tokamak Etelä-Korea
Large Helical Device Project LHDP Stellaraattori Japani Experimental Advanced Supercon-
ducting Tokamak
EAST Tokamak Kiina
The Australian Plasma Research Facility
APFRF stellaraattori Australia
3.1 ITER
International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) on maailman suurin raken- teilla oleva Tokamak-reaktori. Kuvassa 3.1 esiintyy ITER-koereaktori vielä rakennus- vaiheessa. Reaktorin suunniteltu teho on 500 MW. Reaktori koostuu kryostaatista, tyh- jiösäiliöstä, magneeteista, säiliön peitteestä ja divertorista. Kryostaatti on reaktorin ul- korakennus, suuri teräskuori. Ulkokuoren korkeus ja leveys ovat 29 metriä. ITER:n kryostaatti on suurin tämänhetkinen painesäiliö 16000 kuutiometrin tilavuudellaan ja 3850 tonnin massallaan. Kryostaatin tarkoituksena on tuottaa riittävän viileät olosuhteet suprajohtaville magneeteille, sekä reaktorin säiliölle. (the ITER Organization, 2017)
Kuva 3.1: ITER tokamak-koereaktorin kehikko rakennusvaiheessa. Itse reaktorin asennus ke- hikkoon aloitetaan vuonna 2018. (ITER, 2017b).
Reaktorin ydinreaktiot tapahtuvat tyhjiösäiliössä. Säiliö on myös reaktorin ensimmäinen suojakerros. Säiliön tarkoituksena on säteilysuojan lisäksi pitää plasma koossa ja tarjota sille tyhjiö. Säiliön jäähdytykseen käytetään sen ympärillä kiertävää vettä. ITER:n tyh- jiösäiliön tilavuus on 1600 kuutiometriä. Suuremman tilavuuden myötä säiliöön mahtuu
enemmän polttoainetta, kuin aiempiin koereaktoreihin. Suurempaan reaktoriin mahtuu myös enemmän komponentteja polttoaineen lämmittämistä varten. Divertorin tarkoituk- sena on jätekaasujen poisto reaktorista. Säiliön peitteen on tarkoitus suojata reaktorin ulkopuolta fuusiossa syntyviltä suurenergisiltä neutroneilta. (the ITER Organization, 2017) alla olevassa kuvassa esiintyy ITER-koereaktorin komponentteja väreillä havain- nollistettuna.
Kuva 3.2: ITER tokamak-koereaktorin poikkileikkaus. Kuvassa kryostaatti on kuvattu vihreällä, magneetit vaaleansinisellä, painesäiliö oranssilla, säiliön peite punaisella ja divertor tummansi- nisellä. (the ITER Organization, 2017)
ITER:n magneettijärjestelmä tulee valmistuessaan olemaan suurin koskaan rakennettu suprajohtava magneettijärjestelmä. Magneeteista saadaan suprajohtavia, kun ne jäähdy- tetään heliumin avulla noin neljän kelvinin lämpötilaan. Suprajohtavan magneetin säh- köiset vastusvoimat ovat lähes merkityksettömät, jolloin magneetin tehontarve ja sitä
kautta ylläpitokustannukset pienenevät. Reaktorissa olevien magneettien massa on 10000 tonnia ja energia 51 GJ. (the ITER Organization, 2017)
ITER-sopimuksen mukaan Kiina, Euroopan Unioni, Intia, Japani, Etelä-Korea, Venäjä ja Yhdysvallat jakavat reaktorin valmistuksen, käytön ja käytöstä poiston kustannukset keskenään. Jäsenmaat jakavat myöskin ITER:n kokeiden tuottamat tulokset keskenään.
Suurin osa kustannuksista tulee Euroopan Unionille (46,5 %). Muiden jäsenmaiden osuudet ovat kaikilla sama 9,1 %. (the ITER Organization, 2017)
Tavoitteena on ylläpitää 500 MW:n teho 400 sekunnin ajan. Tavoiteltu tuottosuhde on 10, jolloin plasman lämmittämiseen käytettäväksi tehoksi jää 50 MW. Näin ollen ITER tulisi olemaan ensimmäinen nettoenergiantuotantoon soveltuva fuusioreaktori. ITER on vasta valmistusvaiheessa, jolloin saavutuksia ei vielä ole kertynyt. (the ITER Organiza- tion, 2017)
3.2 JET
JET on suurin käynnissä oleva tokamak-fuusioreaktori ja lisäksi ainoa olemassa oleva reaktori, joka mahdollistaa tulevaisuuden fuusiovoimaloissa käytettävän deuterium- tritium –polttoaineseoksen käytön. Koereaktori sijaitsee Oxfordshiressä, Isossa- Britanniassa. Reaktori on tekniikaltaan hyvin lähellä Ranskassa rakenteilla olevaa ITER-koereaktoria, mutta on kokonsa puolesta huomattavasti pienempi. JET:n on nyky- ään tarkoitus lähinnä valmistella ITER:n käyttöönotto. Alla olevassa kuvassa on JET- koereaktori kuvattuna sisältäpäin. Kuvan oikealla puolella näkyy reaktorin sisäosa käynnin aikana. (EUROfusion, n.d.)
Kuva 3.3: JET:n tyhjiösäiliön sisusta. Kuva on jaettu kahteen osaan, oikeassa reunassa on kuva JET:stä ajon aikana. Plasmasta näkyy ainoastaan kylmimmät reunukset, sisemmän osan ollessa niin lämmintä, että se säteilee vain ultraviolettisäteilyn alueella, mitä ei näy näkyvän valon ka- meralla. (Culham Centre for Fusion Energy, 2012)
JET:n kokeet tehdään pulsseissa, jolloin jokaisen kokeen aikana täytyy suorittaa poltto- aineen lisääminen, varsinainen fuusioreaktio ja reaktorin sammuttaminen. Yhden puls- sin kesto on noin 40 sekuntia. Pulssin aikana reaktorin magneetit vaativat 10 GJ energi- aa 1,4 GW:n huipputeholla. Yhdistyneen kuningaskunnan valtakunnallisen sähköverkon suurin sallittu syöttöteho on 575 MW. Tästä syystä koereaktoria varten on kaksi 400 MW:n huippusähkötehon generaattoria syöttämässä virtaa magneeteille. JET koereakto- rin säde on 2,96 m, ja reaktorin plasman tilavuus on 80 m3. Plasman lämpötila on mak- simissaan 300 miljoonaa kelviniä. (Sartori et al., 2006, p. 1)
Plasman lämmitykseen käytetään neutraalisuihkuinjektoreja (NBI) ja ioni-syklotroni - resonanssijärjestelmää. Lämmityslaitteiston maksimiteho on 30 MW. Koereaktori sisäl-
tää kaksi neutraalisuihkuinjektoritornia, jotka molemmat sisältävät kahdeksan lähdettä, joista ionit kiihdytetään. (Sartori et al., 2006, p. 1)
JET:n operoivana tahona toimii Culham Centre for Fusion Energy (CCFE) yhdessä Eu- roopan komission ja United Kingdom Atomic Energy Authorityn (UKAEA) kanssa.
JET on saanut rahoitusta toimia vuoteen 2018 asti, kunnes reaktori poistetaan käytöstä.
Koereaktorin alkuperäisenä tavoitteena oli tutkia plasman käyttäytymistä fuusioreakto- rissa vaadituissa olosuhteissa ja mittasuhteissa. Nykyään reaktoria käytetään kokei- lualustana tulevaisuuden ITER:n plasmakokeille (EUROfusion, 2017). JET:ssä toteu- tettiin vuonna 1991 maailman ensimmäinen hallittu deuterium-tritium fuusioreaktio.
Vuonna 1997 koereaktorilla tuotettiin 16 MW:n teho 26 MW:n lämmitysteholla. Fuusi- oitavina aineina käytettiin deuteriumia ja tritiumia. (Sartori et al., 2006, p. 1)
3.3 Wendelstein 7-X
Wendelstein 7-X on stellaraattori-tyyppinen fuusiokoereaktori. Reaktoriin mahtuu 30 kuutiometriä plasmaa, mikä tekee siitä kaikkien aikojen suurimman stellaraattorin. Re- aktorin valmistusvaihe saatiin päätökseen vuonna 2014. (Max-Planck-Institut für Plas- maphysik, 2017b) Kuvassa alla on Wendelstein 7-X koereaktori valmistusvaiheessaan vielä avonaisena.
Kuva 3.4: Wendelstein 7-X:n aukinaisena vuonna 2011 (Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2017b).
Wendelstein koostuu 50:stä suprajohtavasta magneetista. Fuusio reaktorissa saadaan aikaan 8 MW:n mikroaalloilla (engl. ECRH, Electron Cyclotron Resonance Heating) ja 3,5 MW:n neutraalisuihkuinjektoreilla. ECHR:llä lämmitettäessä plasmaan suunnataan mikroaaltoja, joiden taajuus on sama kuin plasman elektroneilla. Elektronit absorboivat resonanssissa mikroaaltojen energian. NBI:llä lämmitettäessä plasmaan suunnataan neutraaleja hiukkasia, jolloin reaktorin magneettikentät eivät vaikuta niihin. Neutraalit hiukkaset ionisoituvat niiden törmätessä plasman ioneihin ja elektroneihin. Uudet ionit ovat nyt magneettikenttien vaikutuksessa, ja voivat vapauttaa liike-energiansa plasman elektroneille ja ioneille. (Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2017b)
Wendelstein 7-X:n tavoitteena on todistaa stellaraattori-tyyppisten koereaktorien kilpai- lukykyisyys verrattuna tokamak-tyyppisiin reaktoreihin. W7-X:n tavoitteena onkin si-
sältää vähintään saman verran plasmaa, kuin vastaavan kokoinen tokamak-reaktori si- sältäisi, kuitenkin samalla mahdollistaen maksimissaan 30 minuutin plasmakokeen il- man tokamakin suurta tarvittavaa plasman virtausnopeutta. Stellaraattorin suurimpia haasteita on reaktorin monimutkainen geometria, rajallinen tila ja vahvat vaaditut mag- neetit. (Gasparotto et al., 2014, pp. 1–2)
Varsinaisia saavutuksia Wendelstein 7-X:llä ei vielä ole reaktorin nuoren iän vuoksi.
Reaktorin ensimmäinen ja onnistunut koejakso suoritettiin vuosina 2015-2016, jolloin reaktorilla kuumennettiin vetyä ensimmäisen kerran plasmaksi. Koejakson aikana suori- tettiin 2200 koetta, joissa pieniä määriä kaasua lämmitettiin plasmamuotoon. Kokeen aikana plasman lämpötilaksi mitattiin yli 100 miljoonan kelvinin lämpötiloja elektro- neille ja yli 10 miljoonan kelvinin lämpötiloja ioneille. Projektin johtavan professorin, Thomas Klingerin mukaan koe onnistui yli aikaisempien odotusten. (Max-Planck- Institut für Plasmaphysik, 2017b)
Ensimmäisen koejakson jälkeen reaktori on avattu päivittämistä varten. Reaktorin peit- teeseen asennetaan yli 6000 hiililaattaa suojaamaan peitettä kuumuudelta. Lisäksi reak- toriin asennetaan divertoreja keräämään epäpuhtauksia plasmasta. Päivitykset mahdol- listavat tulevaisuudessa noin 30 minuutin yhtäjaksoiset plasmakokeet. (Max-Planck- Institut für Plasmaphysik, 2016)
3.4 National Ignition Facility
National Ignition Facility (NIF) on vuonna 2009 valmistunut maailman suurin laserfuu- siolaitos. NIF onnistui valmistuttuaan tuottamaan jopa 60-kertaisen tehon verrattuna edeltäjiinsä (Lawrence Livermore National Laboratory, n.d.). Järjestelmä sisältää 192 laserlähetintä, joiden yhteenlaskettu teho on 500 TW. Kuvassa 3.5 on NIF:n sytytys- kammio, missä fuusioituminen tapahtuu. Kuvassa oikealla on varsi polttoainepelletin pitämistä varten. Suurella teholla tuotetaan yhden kokeen aikana 1,8 MJ energiaa. Lase- reiden hyötysuhde on vain prosentin luokkaa, mikä rajoittaa kokeiden määrää suuren lämmöntuoton takia (Stolz, 2011, p. 4). Koelaitos on osa National Ignition Campaign – projektia ja Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL) - tutkimuslaitosta Livermoressa, Kaliforniassa (Stolz, 2011, p. 3). Koelaitoksen hinta tä-
hän mennessä on ollut neljä miljardia dollaria (Lawrence Livermore National Laborato- ry, n.d.).
Kuva 3.5: Kuva NIF:n sytytyskammion sisältä. Kuvassa näkyy huoltomoduuli ja kuvassa oike- alla varsi polttoainepelletin pitämistä varten. (Lawrence Livermore National Laboratory, n.d.)
Kokeessa teholtaan 500 TW:n lasersäteet kohdistetaan halkaisijaltaan kahden millimet- rin paksuiseen deuteriumista ja tritiumista koostuvaan pellettiin. Lasersäteiden osuessa kohteeseen, syntyy röntgensäteitä, jotka kuumentavat fuusioitavaa ainetta. Tapahtuman aikana polttoaine lämpenee 100 miljoonaan kelviniin ja puristuu 1/40 osaan alkuperäi- sestä tilavuudestaan yli 100 miljardin baarin paineessa. Lasersäteiden käytöstä johtuvan valtavan lämpömäärän tuoton takia kokeita voidaan toteuttaa vain muutaman kerran päivässä. Tekniikan kehittymisen myötä nykyään olisi mahdollista nostaa lasereiden hyötysuhdetta jopa 20 %. (Stolz, 2011, p. 4)
Koetoiminnan tavoitteena on mahdollistaa energiantuotanto inertiaalikoossapidon avul- la. Inertiaalikoossapidolla tarkoitetaan fuusiomenetelmää, jossa tietty kohde, polttoaine- pelletti lämmitetään esimerkiksi lasereiden avulla. NIF:n tavoitteena on rakentaa kestä- vä ja luotettava fuusiokoelaitos, josta opittuja tietoja voidaan hyödyntää seuraavan su- kupolven prototyypissä LIFE (Laser Inertial Fusion Energy). (Stolz, 2011, pp. 4–5) Vuonna 2013 ilmoitettiin, että fuusioreaktiosta vapautunut energia oli suurempi kuin polttoaineen absorboima energia. Vuonna 2014 tehdyn julkaisun mukaan reaktiossa vapautui 17 kJ energiaa. Kuitenkin johtuen esimerkiksi lasereiden heikosta hyötysuh- teesta, on energiantuotantoon käytetty energia huomattavasti suurempi, kuin fuusioitu- misesta vapautunut energia. 17 kJ energiaa oli kokeessa enemmän, kuin polttoaine oli absorboinut, mutta vain noin prosentti energiantuotantoon käytetystä kokonaisenergias- ta. (Lawrence Livermore National Laboratory, n.d.)
3.5 KSTAR
The Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) on Etelä- Korealainen suprajohtaviin magneetteihin perustuva tokamak-reaktori. Kuvassa 3.6 esiintyy KSTAR-koereaktori kuvattuna yläviistosta. Reaktorissa fuusioitumiseen tarvit- tava lämpö tuotetaan neutraalisuihkuinjektoreilla, sähköstaattisilla ioni- syklotroniaalloilla (engl. EIC, Electrostatic ion cyclotron), alemmilla hybridiaalloilla (engl. LH, Lower Hybrid) ja elektroni-syklotroniaalloilla (engl. EC, Electron- Cyclotron) (Lee et al., 1999). EIC-aalloilla voidaan kiihdyttää ioneja kohtisuoraan magneettikenttää vastaan (Kim et al., 2008, p. 1). EC-aalloilla plasmaa lämmitettäessä käytetään radioaaltoja eri taajuuksilla samaan tapaan kuin mikroaaltouunissa (the ITER Organization, 2017). LH-aallot ovat EIC-aaltojen ja EC-aaltojen yhdistelmäaaltoja, jot- ka toimivat vain 1-8 GHz taajuuksilla. LH-aaltojen plasman lämmitysvaikutus on pieni, mutta sillä saadaan kasvatettua plasman virtausnopeutta. (Choobini and Hosseininejad, 2012, p. 520)
Kuva 3.6: KSTAR-koereaktori (the ITER Organization, 2017).
KSTAR on Korean National Fusion Program (KNFP) –ohjelman yritys toteuttaa pysy- vän tilan suprajohtava tokamak-reaktori. (Lee et al., 1999) Koelaitos sijaitsee Koreassa, Daejaonissa. (World Nuclear News, 2016)
Reaktorin pääsäde on 1,8 m, ja pienempi säde 0,5 m. Tokamak-reaktorille tyypillisen toruksen muotoisen reaktorin magneettikentän voimakkuus on 3,5 teslaa. Plasmavirran suuruus on 2 MA. (Lee et al., 1999) Magneettien tuottaman yhden pulssin pituus on 20 sekuntia, jota voidaan tarvittaessa suurentaa jopa 300 sekunnin pituiseksi. (Lee et al., 1999)
Toiminnalle on asetettu kolme päätavoitetta. Ensimmäisenä tavoitteena on laajentaa nykyisen fuusion pysyvyyttä ja suorituskykyä. Toisena on selvittää fuusion mahdolli- suuksia ei-induktiivisella virtalähteellä (engl. non-inductive current drive) ja kolmante- na saattaa yhteen tokamak-reaktorien plasman energiantuotantokyky ja pysyvä tuotanto.
(Lee et al., 1999) Koeraktorilla saavutettiin vuoden 2016 joulukuussa maailmanennätys
plasman toiminnassa. Laitoksella plasmaa saatiin koossapidettyä 90 sekunnin ajan kor- kealla suorituskyvyllä. (World Nuclear News, 2016)
3.6 Large Helical Device Project
Large Helical Device (LHD) –projekti oli valmistuessaan vuonna 1998 maailman suurin stellaraattori. Koereaktori on kuvattuna kuvassa 3.7. Nykyisin sitä suurempi stellaraatto- ri on ainoastaan Wendelstein 7-X. LHD:ssä plasma pidetään halutussa tilassa suprajoh- tavien magneettien avulla (National Institute for Fusion Science, n.d.). LHD on osa Ja- panin Tokissa, Gifussa sijaitsevaa kansallista fuusiotiedeinstituuttia (engl. NIFS, Ja- pan’s National Institute for Fusion Science) (World Nuclear Association, 2017).
Kuva 3.7: Large Helical Device –stellaraattori ulkoapäin kuvattuna (“Large Helical Device (LHD) Information,” n.d.)
LHD:n plasman halkaisija sivusuunnassa on 8 metriä ja pystysuunnassa yhdestä kahteen metriin. Koko rakenteen ulkohalkaisija on 13,3 metriä. Tavoiteltu lämpötila koelaitok- sella on 100 miljoonaa Kelviniä. Plasman lämmittämiseen käytetään neutraalisuihkuin-
jektoria, ioni-syklotroni -lämmityslaitetta ja elektroni-syklotroni –lämmityslaitetta.
Plasman tiheyden nostamiseksi käytetään jäädytettyjä vetypellettejä, jotka suihkutetaan suurella nopeudella plasmaan.
Koereaktorin päätavoitteena on tuottaa tutkimustietoa fuusioreaktoreista, joissa plasma ei tokamak-reaktoreista poiketen tarvitse virtausta. Lisäksi tavoitteena on selvittää, min- kälaisia fysikaalisia ja fyysisiä ongelmia stellaraattori-tyyppisiin fuusiokoereaktoreihin liittyy. (National Institute for Fusion Science, n.d.) Koelaitoksen saavutuksena on 160 miljoonan Kelvinin lämpötila, jolloin plasmaan oli varastoitunut 1,44 MJ energiaa (World Nuclear Association, 2017).
3.7 EAST
EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) on Hefeissä, Kiinassa si- jaitseva suprajohtava tokamak-koereaktori. EAST on Chinese Academy of Sciences – akatemian plasmafysiikan laitoksen koereaktori. Reaktorin ominaisuuksiin kuuluu plasman koossapitäminen suprajohtavilla magneeteilla ja plasmaa vastaan olevien osien jäähdytys juoksevalla vedellä. EAST hyväksyttiin National Development and Reform Commissionin (NTRC) toimesta vuonna 1998, ja sen rakennus aloitettiin vuonna 2000.
Rakentaminen valmistui vuonna 2005, ja reaktori saatiin käyttöön vuonna 2006. Kuvas- sa 3.8 esiintyy EAST-koereaktori. (Institute of Plasma Physics Chinese Academy Of Sciences, 2012)
Kuva 3.8: EAST koereaktori kuvattuna ylhäältä (Song et al., 2014, p. 4)
EAST-koereaktorin tavoitteena on ylläpitää plasmaa pitkiä aikoja kerrallaan vakaasti ja turvallisesti. Koereaktorin saavutuksena onkin plasman koossapitäminen yli sadan se- kunnin ajan 15 miljoonan kelvinin lämpötilassa. Kiina on yksi ITER-projektin rahoitta- jamaista. Tällöin EAST-koereaktorista saatua kokemusta voidaan käyttää suoraan hyö- dyksi ITER:n kehityksessä. (Institute of Plasma Physics Chinese Academy Of Sciences, 2012)
3.8 The Australian Plasma Fusion Research Facility
APFRF on Australian kansallisyliopiston (engl. ANU, Australian National University) fysiikan ja insinööritieteiden osaston tutkimuslaitos. Tutkimuslaitoksen koereaktori, H-1 Heliac suuntautuu perustietoihin plasman pitämisestä koossa magneettien avulla. Reak- tori on stellaraattori. Plasman lämmittämiseen reaktorissa käytetään 14 megawatin virta- lähdettä. Plasma saadaan aikaan korkeaenergisillä radio- ja mikroaalloilla. Laitos sisäl- tää myös kahden megawatin jäähdytystornin. Piirroskuva APFRF:n koereaktorista on esitettynä kuvassa 3.9. (Australian National University, 2017)
Kuva 3.9: Kuva esittää H-1 Heliac –koereaktoria. Kuvassa punaisella esitetään plasmaa, joka virtaa stellaraattorien tapaan monimutkaisessa magneettien ympäröimässä kehikossa. (National Plasma Research Facility, n.d.)
Koelaitoksen ylläpitäjinä toimii The Department of Innovation, Industry, Science and Research (DIISR), The Australian Nuclear Science and Technology Organisation (AN- STO), The Australian Institute of Nuclear Science and Engineering (AINSE) ja The Australian National University (ANU). Koelaitos on saanut vuonna 2009 Australian valtiolta seitsemän miljoonan dollarin lisärahoituksen laitoksen päivittämiseen. (Austra- lian National University, 2017)
Tavoitteena on koelaitos, jolla voidaan edistää maailmanlaajuisesti fuusiokoereaktorien kehitystä. Koereaktoria voidaan käyttää tekniikan alan opiskelijoiden tutkimusharjoitte- luun. Lisäksi laitosta käytetään kehitysalustana uusille teollisuudessa käytettäville ide- oille. (Australian National University, 2017)
4 SUUNNITELLUT FUUSIOKOEREAKTORIT
Tässä luvussa käydään läpi kaksi konseptia suunnitteilla olevasta Demonstration Fusion Power Plant (DEMO) –koereaktorista. Ensimmäinen konsepti on yleinen kuvaus koere- aktorin ominaisuuksista ja aikataulusta, toinen on Etelä-Korealainen suunnitelma koere- aktorille ja sen valmistumiselle. DEMO:n on käyttää hyväksi ITER-koereaktorista saa- tuja tutkimustuloksia, ja sen on tarkoitus toimia viimeisenä kokeellisena reaktorina en- nen fuusioreaktorien kaupallistumista.
4.1 DEMO
Demonstration Fusion Power Plant (DEMO) on suunnitteilla oleva demonstraatio- tokamak -fuusiokoereaktori. Reaktorin suunnittelu on vasta konseptitasolla, joten tar- kempaa sijaintia tulevalle reaktorille ei vielä ole. Reaktorin on arvioitu valmistuvan vuoteen 2050 mennessä. DEMO tulee olemaan tyypillinen tokamak-reaktori. Reaktori koostuu kahdesta magneettikentästä, plasman virtaussuunnan mukaisesta ja pystysuun- taisesta magneettikentästä. (Bachmann et al., 2015, p. 1)
DEMO on suunniteltu pitkäaikaisille, yli kahden tunnin mittaisille plasmapulsseille.
Pulssien väliaika on minimoitu energiantuotannon maksimoimiseksi. Plasman säteeksi on suunniteltu tulevan noin yhdeksän metriä. Polttoaineena käytetään tritiumia, jonka arvioitu vuosittainen kulutus on 22 kg. Kulutus perustuu arvioon, että reaktoria käyte- tään 20 % ajasta vuodessa 2000 megawatin teholla. Reaktori tarvitsee tritiumia ainoas- taan käynnistysvaiheessa. Käynnistyksen jälkeen polttoainetta tuotetaan omavaraisesti litiumin avulla. (Bachmann et al., 2015, p. 2)
Noin 85 %:a plasmasta ympäröi litiumia sisältävä suojakerros, joka vastaanottaa plas- man tuottamia neutroneja. Litiumin roolina on tuottaa tritiumia, polttoainetta reaktorin toiminta-aikana. Neutronien energialla lämmitetään vettä. DEMO:n reaktorin peitteen jäähdytykseen suunnitellaan käytettäväksi joko vettä tai heliumia. Veden ja heliumin sisääntulolämpötila on noin 300 °C, tällöin veden ja heliumin paineet olisivat 23 MPa ja 8 MPa vastaavasti (Hiroyasu, 2010, p. 3). DEMO:ssa käytetään korkean lämpötilan,
noin 300 °C jäähdytysvettä. Korkealla lämpötilalla saadaan nostettua energiantuotannon hyötysuhdetta. (Bachmann et al., 2015, p. 2)
Reaktorin tavoitteena on hyödyntää sen edeltäjästä, ITER:stä saatuja tietoja, ja tuottaa usean sadan megawatin nettosähköteho käyttämällä suljettua polttoainekiertoa. Sulje- tussa polttoainekierrossa reaktori on hyötyreaktori eli polttoaineen suhteen osittain omavarainen reaktori. (Bachmann et al., 2015, p. 1)
4.2 K-DEMO
Korean Demonstration Fusion Power Plant (K-DEMO) on Etelä-Korean suunnitelma edellisen luvun DEMO-koelaitosta varten. Koelaitoksen suunnittelu aloitettiin vuonna 2012. Suunnitelman mukaan valmistumisen on määrä tapahtua vuonna 2037. Reaktorin kokonaissäde on 6,8 metriä. Reaktorisäiliön sisäosan säde on 2,1 metriä. K-DEMO:n tavoitteena on rakentaa teholtaan 2200-3000 MW:n reaktori, joka mahdollistaa 400-700 MWe:n nettosähkötehon. (Kim et al., 2015, pp. 1–2)
Fuusioitumista edesautetaan DN-divertorilla (Double Null). Divertorilla plasmasta pois- tetaan epäpuhtaudet. Tavalliseen divertoriin verrattuna DN-versiolla saadaan parannet- tua plasman suorituskykyä sekä helpotetaan sen koossapitämistä. Lisäksi reaktorin ko- koa voidaan rajoittaa verrattuna SN-divertoriin (Single Null) (Kim et al., 2015, pp. 1–2).
SN- ja DN-divertorien erot tulevat epäpuhtauksien keräämisen tarkoitetusta magneetti- kentästä. SN-divertorilla yksi pinta muodostaa magneettikentän silmukan plasman ym- pärille. DN-divertorilla muodostetaan magneettikenttä kahden divertorin pinnan välille.
(Abdullaev, 2006, p. 276)
Koereaktorin merkittävimpiä komponentteja on jo suunniteltu. Osat koostuvat tokama- kille tyypilliseen tapaan reaktorisäiliöstä ja plasman virtaaman tuottamiseen tarkoite- tuista reaktorisäiliön ympäröivistä magneeteista sekä plasman koossapitämiseen tarkoi- tetusta pystysuuntaisesta magneettikentästä. Jäähdytysratkaisuna käytetään paineistettua vettä. Muista vaihtoehdoista heliumilla on liian pieni lämpökapasiteetti ja ylikriittinen vesi aiheuttaa korroosiota reaktorissa. (Kim et al., 2015, pp. 1–2)
K-DEMO on suunniteltu osoittamaan nettoenergiantuotannon mahdollisuus käyttämällä omavaraista polttoainekiertoa. Myöhemmässä vaiheessa reaktori on tarkoitus päivittää mahdollistamaan jopa 500 MWe:n energiantuotanto. (Kim et al., 2015, pp. 1–2)
5 VERTAILU NYKYISIIN KEVYTVESIREAKTOREIHIN
Tässä luvussa verrataan fuusiota nykyisiin sekä seuraavan sukupolven fissioon perustu- viin kevytvesireaktoreihin. Fuusiossa energiaa vapautuu kahden atomin yhdistyessä.
Fissioon perustuvassa ydinreaktiossa raskas alkuaine, uraani absorboi neutronin, ja ha- joaa kahdeksi kevyemmäksi alkuaineeksi. Nykyisissä kevytvesireaktoreissa polttoai- neena käytetään uraania (EUROfusion, n.d.). Fissioon perustuvat ydinvoimalat pohjau- tuvat ketjureaktioon, jossa raskas ydin lähettää hajotessaan neutroneja. Uudet neutronit absorboituvat uusiin ytimiin, ja reaktio jatkuu. Fuusioreaktion käynnistymiseen tarvi- taan suuri lämpötila, jolloin ketjureaktio ei ylläpidä ydinreaktioita (EUROfusion, n.d.).
Fuusion kelpoisuus tulevaisuuden energiantuotannossa riippuu sen taloudellisesta kil- pailukyvystä muiden energiantuotantomuotojen kanssa. (Delene, 1990, p. 2)
5.1 Fuusion hyödyt ja heikkoudet
Fuusiossa itse energiantuotanto ei tuota merkittävästi hiilidioksidipäästöjä ja sen merkit- tävin sivutuote on myrkytön ja reagoimaton helium. Fuusioenergian tuotannon polttoai- nereservit ovat laajat. Fuusioreaktoreilla ydinvoimalaonnettomuudet eivät voi perustua ylikriittisyyteen tai fissiotuotteiden jälkilämpöön. Reaktorissa olevan plasman määrä suhteellisen pieni, joten vian sattuessa plasma jäähtyy melko nopeasti vaarattomaan lämpötilaan. Vian sattuessa suuri fuusioreaktori saattaa sähköverkon epätasapainoon.
Johtuen fuusioreaktorin monimutkaisuudesta, vika voi olla pitkäaikainen, jolloin verkon vaatima sähkö tulee tuottaa olemassa olevalla varavoimalla.
Fuusioreaktorien kehittäminen valmistaminen, ylläpitäminen ja poistaminen käytöstä ei ole halpaa tai päästötöntä. Fuusion muita heikkouksia ovat komponenttien kestävyys, reaktorien monimutkaisuus ja koko. Reaktoreissa plasmaa lähimpänä olevat komponen- tit, reaktorin peite ja divertori, altistuvat kuumuudelle. Kuumuuden aiheuttaman hauras- tumisen myötä osia on vaihdettava, jolloin reaktorien tuotanto keskeytyy.
Fissioreaktoreista ensimmäinen sukupolvi käsittää ensimmäiset kaupalliset reaktorit.
Toisen sukupolven reaktoreita ovat suurin osa olemassa olevista kevytvesireaktoreista, jotka ovat joko painevesireaktoreita tai kiehutusvesireaktoreita. Kolmannen sukupolven
reaktorit ovat pitkälti vielä rakennusvaiheessa. Kolmannessa sukupolvessa keskitytään nykyisten kevytvesireaktorien suorituskyvyn ja eliniän parantamiseen (European Commission, 2015). Neljännen sukupolven fissioreaktorien on tarkoitus vähentää polt- toaineen kulutusta, kasvattaa turvallisuutta passiiviseen suuntaan ja vähentää reaktorien valmistuksen ja ylläpidon kustannuksia. Reaktoreille on kaavailtu vesijäähdytteisiä, kaasujäähdytteisiä ja nestemäisellä metallilla jäähdytettäviä ratkaisuja. Samoja jäähdy- tysratkaisuja harkitaan käytettäväksi myös fuusioreaktoreissa (Mansur et al., 2004, p. 1).
Lisäksi neljännen sukupolven fissioreaktoriksi on harkittu sulasuolareaktoria, joissa polttoaine kiertää seoksena suolan kanssa reaktorin grafiittisydämen ja lämmönsiirtimen välillä. (Abram and Ion, 2008, p. 6). Neljännen sukupolven fissioreaktorien on kaavailtu saapuvan kaupalliseen käyttöön 2040-luvulla. Nykyiset arviot fuusioreaktorien kaupal- listumisesta ulottuvat 2050-luvulle. (European Commission, 2015)
Reaktorien monimutkaisuus ja suuri koko ovat läsnä sekä fuusioreaktoreissa, että fis- sioreaktoreissa. Fuusioreaktoreissa monimutkaisuus perustuu polttoaineen kuumuuteen, joka tulee pitää riittävällä tasolla. Polttoainetta ohjaavien magneettien tulee toimia jat- kuvasti. Sekä nykyisen että seuraavien sukupolvien fissioreaktoreissa polttoaineena toimii radioaktiivinen alkuaine. Radioaktiivisen aineen leviämisen estäminen onnetto- muustilanteissa tarkoittaa mittavia varajärjestelmiä voimalaitoksiin. Fissioreaktorit ovat kuitenkin olleet kaupallisessa käytössä jo 1950-luvulta lähtien, jolloin turva- ja säätöjär- jestelmät ovat jo nykyisissä voimaloissa kehittyneitä. Neljännen sukupolven reaktoreis- sa turvallisuuteen panostetaan passiivisuudella, jolloin reaktorin energiantuotanto py- sähtyy vikatilanteessa ilman ulkoisia säätöjärjestelmiä.
5.2 Polttoainetalous
Ydinfuusion polttoaineena kehitteillä olevissa reaktoreissa on vedyn kaksi isotooppia, deuterium ja tritium. Deuteriumia saa tislattua vedestä. Tritiumia voidaan tuottaa fuu- sioreaktioissa litiumin avulla. Litiumia voidaan erotella merivedestä. Näin ollen maapal- lon litiumvarojen on arvioitu riittävän miljooniksi vuosiksi eteenpäin fuusiolle (the ITER Organization, 2017). Esimerkiksi puoli ammeellista vettä kannettavan tietokoneen akusta saatavan litiumin kanssa riittää tuottamaan energiaa saman verran kuin 40 tonnia hiiltä (Fusion For Energy, 2015).
Tritiumia ei juurikaan esiinny luonnossa. Näin ollen reaktorien on hyvä tuottaa tritiumia vähintään kulutuksen verran, mikä johtaa kasvaneeseen litiumin kulutukseen. Litium- varat maaperässä ovat rajalliset, ja merivedestä erotetun litiumin kustannukset ovat suu- ret. Litiumin tuottamiseksi merivedestä tarvitaan 5 miljoonaa kiloa vettä jokaista litium- kiloa kohti. Deuteriumia sen sijaan on yksi atomi jokaista 6400 vetyatomia kohti.
Deuteriumia voidaan erottaa elektrolyysillä raskaasta vedestä. Raskaassa vedessä jo- kaista happiatomia kohti on kaksi deuterium-atomia. (Bradshaw et al., 2011, p. 2-4) Nykyisissä fissioreaktoreissa käytettävä polttoaine on uraanioksidi. Nykyiset voimalai- tokset voivat hyödyntää ainoastaan uraania josta noin 3,5-5 % on isotooppia 235 (U- 235) ja loput isotooppia 238 (U-238). Luonnosta louhittavasta uraanista vain 0,7 % on isotooppia 235, joten uraanin U-235 –pitoisuutta lisätään. Nykyisillä väkevöintimene- telmillä uraanin väkevöinti kuluttaa suhteellisen vähän energiaa verrattuna polttoaineen tuottamaan energiaan ydinvoimaloissa. Tulevaisuuden nopeissa reaktoreissa eli nopean neutronispektrin reaktoreissa voitaisiin käyttää polttoaineena myös isotooppia 238, jol- loin polttoainereservit moninkertaistuisivat. Nykyisten ydinreaktorien polttoainevarojen on arvioitu riittävän maksimissaan 670 vuodeksi. Nopeiden ydinreaktorien polttoaineva- rojen arvioitu riittävyys jopa 160000 vuodeksi (Nuclear Energy Agency, 2006). (World Nuclear Association, 2017)
5.3 Jätehuolto
Fuusion jätehuoltoon on käytetty lähteenä EUROfusionin tuottamaa SEIF-raporttia (Sa- fety and Environmental Impact of Fusion) Fuusioreaktorin tuottamat jätemäärät ovat tilavuudeltaan samaa luokkaa, kuin vastaavan fissioreaktorin jätemäärät. Fuusiosta syn- tyvän jätteen tuottama jälkilämpö on kuitenkin noin sata kertaa pienempi kuin fissiosta syntyvän jätteen. Näin ollen ydinfuusion jäte ei juurikaan vaadi erillistä jäähdytystä.
Jäte ei myöskään tuota radioaktiivista säteilyä merkittävissä määrin. Lähes kaikki fuusi- oitumisesta syntyvä jäte voitaisiin myös etäkäsittelyllä kierrättää seuraavan sukupolven fuusiovoimalaitosten polttoaineeksi. Etäkäsittely tarkoittaa polttoaineen käsittelyä, jossa ihminen ei ole fyysisessä kontaktissa polttoaineen kanssa, vaan ohjaa etänä konetta, jolla polttoainetta käsitellään. Etäkäsittelyllä vähäinenkin jäte saadaan lähes kokokaan poistettua.
SEIF-raportissa ilmoitetaan fuusiosta syntyviä jätteitä eri simulaatioilla. Simulaatioissa koko jätemäärästä pysyvää loppusijoitettavaa jätettä (engl. PDW, Permanent Disposal Waste) ei syntynyt ollenkaan, aktiivista kierrätettävää materiaalia 0-11,9 % (engl. CRM, Complex Recycle Material), yksinkertaista kierrätysjätettä 47,4-70,5 % (engl. SRM, Simple Recycle Material) ja muuta ei-aktiivista jätettä 27,5-40,7 % (engl. NAW, Non Active Waste). Eri jäteluokkien säteilyannokset ja lämmöt on ilmoitettu taulukossa 2.
Jätteenkierrätystä tulee kuitenkin edelleen kehittää, sillä nykyisellään se ei ole taloudel- lisesti kannattavaa. (European Fusion Development Agreement, 2001)
Taulukko 2: Fuusiossa syntyvät jätteet, ja niiden säteilyannokset, ominaislämpötehot ja arvioi- dut prosentuaaliset määrät kokonaismäärästä (European Fusion Development Agreement, 2001).
Materiaali Säteilyannos
[mSv/h]
Ominaislämpöteho [W/m3] Arvioitu määrä [%]
Loppusijoitettava jäte yli 20 Yli 10 0
Aktiivinen kierrätettävä jäte 2-20 1-10 0-11,9
Yksinkertainen kierrätysjäte alle 2 Alle 1 47,4-70,5
Ei-aktiivinen jäte - - 27,5-40,7
Fissioon perustuvien kevytvesireaktorien jätteidenhallinta ei kunnolla toteutettuna ai- heuta merkittäviä ympäristöuhkia. Jätettä varten rakennetaan loppusijoituslaitokset, joissa radioaktiivinen jäte ei aiheuta vahinkoa ympäristölle. Loppusijoituslaitoksessakin jätettä pidetään jatkuvassa tarkkailussa. (Ministry of Employment, 2014)
6 YHTEENVETO
Fuusioprojekteja on huomattavan paljon ympäri maailmaa. Valtaosa resursseista on käytetty tähän mennessä tokamak-tyyppisten reaktorien kehittämiseen. Tokamak- reaktoreissa fuusioitava polttoaine kuumennetaan plasmaksi toruksen muotoisessa reak- torissa. Stellaraattorit ovat tokamakin kaltaisia reaktoreja, jotka ovat kuitenkin geomet- rialtaan huomattavasti monimutkaisempia, eivätkä vaadi tokamakien tapaan suurta plasmanvirtaa. Kolmas käsitelty fuusiokoereaktorityyppi on inertiaaliseen fuusioon pe- rustuva koelaitos. Tällä menetelmällä tiettyä polttoainekohdetta, tyypillisesti vetypellet- tiä, kuumennetaan esimerkiksi lasereilla fuusion aikaansaamiseksi.
Voimalaitoksista tunnetuimpia ovat maailmanlaajuisesti rahoitetut tokamak-koereaktorit JET, ITER ja tulevaisuudessa DEMO. Merkittäviä fuusioprojekteja löytyy kuitenkin ympäri maailmaa pääosin tokamakien ja stellaraattorien muodossa. Fuusion kaupallis- tumisen odotetaan jatkuvan vähintään 2050-luvulle asti. Nykyään Stellaraattoreihin on kohdistunut lisää kiinnostusta esimerkiksi Wendelstein 7-X –koereaktorin myötä raken- nustekniikoiden kehittymisen ja laskentakapasiteettien kasvun myötä. Tähän mennessä pisin fuusion yhtäjaksoinen ylläpitoaika on 102 sekuntia EAST tokamak-koereaktorilla, jolloin lämpötila oli noin 50 miljoonaa celsiusastetta.
Nykyisiin kaupallisiin kevytvesireaktoreihin verrattuna fuusion etuja ovat suuremmat polttoainereservit, polttoaineen turvallisuus ja voimalaitosten mahdollisuus tuottaa suuri osa käyttämästään polttoaineesta. Fissiolla on tulevaisuudessa mahdollista käyttää polt- toaineena myös uraanin isotooppia 238, jolloin polttoainereservit moninkertaistuvat.
Fuusion polttoaineena toimii vedyn isotoopit deuterium ja tritium. Deuteriumia voidaan erottaa merivedestä melko tehokkaasti. Tritiumia voidaan tuottaa fuusioreaktoreissa litiumin avulla. Polttoainereservit riittävät fuusioreaktoreille miljooniksi vuosiksi eteen- päin, mutta niiden hankkiminen on vielä nykyään kallista. Fuusion kaupallistumiseen mennessä kevytvesireaktorien on määrä kehittyä kohti passiivista turvallisuutta ja uraa- nin parempaa hyödynnettävyyttä reaktoreissa. Uraanille on jo olemassa oleva tehokas polttoaineenhankintaketju, kun taas litiumin ja tritiumin tuotannot ovat nykyisellään pienet.
LÄHDELUETTELO
Abdullaev, S.S., 2006. Construction of Mappings for Hamiltonian Systems and Their Applications. Springer.
Abram, T., Ion, S., 2008. Generation-IV nuclear power: A review of the state of the science. Energy Policy, Foresight Sustainable Energy Management and the Built Environment Project 36, 4323–4330. doi:10.1016/j.enpol.2008.09.059
Australian National University, 2017. The Australian Plasma Fusion Research Facility [WWW Document]. URL http://h1nf.anu.edu.au/ (accessed 2.19.17).
Bachmann, C., Aiello, G., Albanese, R., Ambrosino, R., Arbeiter, F., Aubert, J., Boc- caccini, L., Carloni, D., Federici, G., Fischer, U., Kovari, M., Li Puma, A., Lov- ing, A., Maione, I., Mattei, M., Mazzone, G., Meszaros, B., Palermo, I., Pereslavtsev, P., Riccardo, V., Sardain, P., Taylor, N., Villari, S., Vizvary, Z., Vaccaro, A., Visca, E., Wenninger, R., 2015. Initial DEMO tokamak design configuration studies. Fusion Eng. Des., Proceedings of the 28th Symposium On
Fusion Technology (SOFT-28) 98–99, 1423–1426.
doi:10.1016/j.fusengdes.2015.05.027
Bradshaw, A.M., Hamacher, T., Fischer, U., 2011. Is nuclear fusion a sustainable ener- gy form? Fusion Eng. Des., Proceedings of the 26th Symposium of Fusion Technology (SOFT-26) 86, 2770–2773. doi:10.1016/j.fusengdes.2010.11.040 Choobini, A.M., Hosseininejad, M., 2012. Plasma Parameters Measurement in IR-T1
Tokamak with Langmuir Probe and the Simulation of the Lower Hybrid Waves in IR-T1, JET and NSTX Tokamaks. J. Fusion Energy 31, 519–530.
doi:10.1007/s10894-011-9497-x
Culham Centre for Fusion Energy, 2012. JET - Research [WWW Document]. URL http://www.ccfe.ac.uk/JET.aspx (accessed 4.2.17).
Delene, J.G., 1990. Updated comparison of economics of fusion reactors with advanced fission reactors.
Dolan, T.J., 2013. Nuclear Fusion, in: Tsoulfanidis, N. (Ed.), Nuclear Energy. Springer New York, pp. 305–341. doi:10.1007/978-1-4614-5716-9_12
Dolan, T.J., 1982. Fusion Research. Elsevier Science Limited.
EUROfusion, 2017. Europe’s largest fusion device - funded and used in partnership [WWW Document]. EUROfusion. URL https://www.euro- fusion.org/jet/organisation/ (accessed 3.26.17).
EUROfusion, 2011a. Tokamak principle [WWW Document]. EUROfusion. URL https://www.euro-fusion.org/2011/09/tokamak-principle-2/ (accessed 5.7.17).
EUROfusion, 2011b. Construction of the JET machine [WWW Document]. EUROfu- sion. URL https://www.euro-fusion.org/2011/09/construction-of-the-jet- machine-3/ (accessed 4.2.17).
EUROfusion, n.d. What is plasma current and what is a JET pulse? [WWW Document].
EUROfusion. URL https://www.euro-fusion.org/faq/what-is-plasma-current- and-what-is-a-jet-pulse/ (accessed 5.7.17a).
EUROfusion, n.d. JET’s main features [WWW Document]. EUROfusion. URL https://www.euro-fusion.org/jet/jets-main-features/ (accessed 1.12.17b).
EUROfusion, n.d. How do fission and fusion reactions compare? [WWW Document].
EUROfusion. URL https://www.euro-fusion.org/faq/how-do-fission-and-fusion- reactions-compare/ (accessed 4.2.17c).
European Commission, 2015. The different generations of nuclear technology - Fission - Euratom Energy - Research & Innovation - European Commission [WWW
Document]. URL
http://ec.europa.eu/research/energy/euratom/index_en.cfm?pg=fission§ion=
generation (accessed 4.3.17).
European Fusion Development Agreement, 2001. Safety and Environmental Impact of Fusion [WWW Document]. URL https://www.euro-fusion.org/wpcms/wp- content/uploads/2012/01/SEIF_report_25Apr01.pdf (accessed 2.4.17).
European Fusion Network, 2003. Historical Background [WWW Document]. URL http://www.fusion-eur.org/fusion_cd/history.htm (accessed 1.22.17).
Fusion For Energy, 2015. The Merits of Fusion [WWW Document]. Underst. Fusion.
URL http://fusionforenergy.europa.eu/understandingfusion/merits.aspx (ac- cessed 1.12.17).
Gasparotto, M., Baylard, C., Bosch, H.-S., Hartmann, D., Klinger, T., Vilbrandt, R., Wegener, L., 2014. Wendelstein 7-X—Status of the project and commissioning planning. Fusion Eng. Des., Proceedings of the 11th International Symposium on Fusion Nuclear Technology-11 (ISFNT-11) Barcelona, Spain, 15-20 Sep- tember, 2013 89, 2121–2127. doi:10.1016/j.fusengdes.2014.02.075
Hiroyasu, U., 2010. Design study of advanced blanket for DEMO reactor [WWW Doc- ument]. URL http://www-ferp.ucsd.edu/LIB/MEETINGS/1002-USJ- PPS/Utoh.pdf (accessed 5.8.17).
Institute of Plasma Physics Chinese Academy Of Sciences, 2012. EAST- Experimental Advanced Superconducting Tokamak [WWW Document]. URL http://english.ipp.cas.cn/rh/east/ (accessed 2.19.17).
ITER, 2017a. Advantages of fusion [WWW Document]. ITER. URL http://www.iter.org/sci/fusion (accessed 1.12.17).
ITER, 2017b. ITER Image Galleries [WWW Document]. ITER. URL http://www.iter.org/news/galleries (accessed 4.2.17).
Kim, K., Im, K., Kim, H.C., Oh, S., Park, J.S., Kwon, S., Lee, Y.S., Yeom, J.H., Lee, C., Lee, G.-S., Neilson, G., C. Kessel, Brown, T., Titus, P., Mikkelsen, D., Zhai, Y., 2015. Design concept of K-DEMO for near-term implementation. Nucl. Fu- sion 55, 053027. doi:10.1088/0029-5515/55/5/053027
Kim, S.-H., Heinrich, J.R., Merlino, R.L., 2008. Electrostatic ion-cyclotron waves in a plasma with heavy negative ions. Planet. Space Sci. 56, 1552–1559.
doi:10.1016/j.pss.2008.07.020
Kirk, A., 2016. Nuclear fusion: bringing a star down to Earth. Contemp. Phys. 57, 1–18.
doi:10.1080/00107514.2015.1037076
Large Helical Device (LHD) Information [WWW Document], n.d. URL http://tempest.das.ucdavis.edu/pdg/LHD.html (accessed 3.31.17).
Lawrence Livermore National Laboratory, n.d. National Ignition Facility [WWW Doc- ument]. URL https://lasers.llnl.gov/about (accessed 2.17.17).
Lee, G.S., Kim, J., Hwang, S.M., Chang, C.S., Chang, H.Y., Cho, M.H., Choi, B.H., Kim, K., Jardin, S., Neilson, G.H., Park, H.K., Reiersen, W., Schmidt, J.,
Young, K., Schultz, J., Sevier, L., Cho, S.Y., Han, J.H., Hur, N.I., Im, K.H., Kim, S., Kim, J.Y., Kyum, M.C., Lee, B.J., Lee, D.K., Lee, S.G., Yang, H.L., Hong, B.G., Hwang, Y.S., Kim, S.H., Kim, Y.J., Lim, J.Y., Namkung, W., Chung, K.H., Choi, D.I., 1999. The design of the KSTAR tokamak. Fusion Eng.
Des. 46, 405–411. doi:10.1016/S0920-3796(99)00032-0
Mansur, L.K., Rowcliffe, A.F., Nanstad, R.K., Zinkle, S.J., Corwin, W.R., Stoller, R.E., 2004. Materials needs for fusion, Generation IV fission reactors and spallation neutron sources – similarities and differences. J. Nucl. Mater., Proceedings of the 11th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-11) 329–333, Part A, 166–172. doi:10.1016/j.jnucmat.2004.04.016
Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2017a. Stellarator [WWW Document]. URL https://www.ipp.mpg.de/14809/entladungen (accessed 4.2.17).
Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2017b. Wendelstein 7-X [WWW Document].
URL http://www.ipp.mpg.de/w7x (accessed 1.15.17).
Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2016. Wendelstein 7-X: Upgrading after suc- cessful first round of experiments [WWW Document]. URL http://www.ipp.mpg.de/4073918/07_16 (accessed 5.8.17).
Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, n.d. Status of research [WWW Document]. URL http://www.ipp.mpg.de/16427/stand (accessed 4.2.17).
Ministry of Employment, 2014. Environmental Impact Assessment Report for a Nu-
clear Power Plant [WWW Document]. URL
https://tem.fi/documents/1410877/2818159/EIA+summary/dae4955e-3b55- 4d15-9698-0bee40be892c (accessed 2.4.17).
Mlynár, J., Ripa, M., 2008. 50 years of tokamaks [WWW Document]. EUROfusion.
URL https://www.euro-fusion.org/newsletter/50-years-of-tokamaks/ (accessed 1.22.17).
National Institute for Fusion Science, n.d. Large Helical Device Project [WWW Docu- ment]. URL http://www.lhd.nifs.ac.jp/en/home/lhd.html (accessed 1.22.17).
National Plasma Research Facility, n.d. H-1NF Illustrations [WWW Document]. URL http://people.physics.anu.edu.au/~bdb112/h1nfpic/h1nfpic.old (accessed 4.1.17).
Nuclear Energy Agency, 2006. Advanced Nuclear Fuel Cycles and Radioactive Waste Management - 5990-advanced-nfc-rwm.pdf [WWW Document]. URL https://www.oecd-nea.org/ndd/pubs/2006/5990-advanced-nfc-rwm.pdf (ac- cessed 5.8.17).
Peaceful Uses of Atomic Energy, n.d.
Princeton Pasma Physics Laboratory, 2017. Fusion Basics | Princeton Plasma Physics Lab [WWW Document]. URL http://www.pppl.gov/about/fusion-basics (ac- cessed 5.7.17).
Sartori, F., Tommasi, G. de, Piccolo, F., 2006. The Joint European Torus. IEEE Control Syst. 26, 64–78. doi:10.1109/MCS.2006.1615273
Song, Y., Wu, W., Du, S., 2014. Tokamak Engineering Mechanics.
Stolz, C.J., 2011. The National Ignition Facility: The Path to a Carbon-Free Energy Fu- ture [WWW Document]. Present. R. Soc. Conf. Lond. U. K. Mar 19 - Mar 21 2011. URL http://digital.library.unt.edu/ark:/67531/metadc829516/ (accessed 1.19.17).
the ITER Organization, 2017. ITER [WWW Document]. ITER. URL http://www.iter.org (accessed 1.12.17).
United Nations, 2008. Peaceful Uses of Atomic Energy [WWW Document]. URL http://fire.pppl.gov/IAEA08_geneva_50thBooklet.pdf (accessed 3.24.17).
World Nuclear Association, 2017. World Nuclear Association [WWW Document].
URL http://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future- generation/nuclear-fusion-power.aspx (accessed 1.19.17).
World Nuclear News, 2016. Korean fusion reactor achieves record plasma [WWW Document]. URL http://www.world-nuclear-news.org/NN-Korean-fusion- reactor-achieves-record-plasma-1412164.html (accessed 1.19.17).
