Zoletnik Sándor

Lehozzuk-e a Napot a Földre?
Energiatermelés szabályozott magfúzióval

 Első rész
A kezdetek

A XX. század gyors ipari fejlődése hatalmasra növelte a modern társadalmak energiaigényét, amelyet eddig leginkább fosszilis energiahordozók (szén, szénhidrogének) elégetésével fedeztük. Általánosan elfogadott vélemény, hogy évszázados távlatban ez – sem a források kimerülése, sem a jelentős szén-dioxid-kibocsátás miatt – nem folytatható. A nukleáris energetikával foglalkozó kutatók régi álma, hogy a Nap energiaforrását, azaz a könnyű atommagok egyesítéséből (fúziójából) nyerhető energiát az emberiség szolgálatába állítsák. A mai, atommaghasadáson alapuló erőművekhez hasonlóan így sem termelnénk szén-dioxidőt, és a kiindulási anyagok egyenletesen elősztva, korlátlanul rendelkezésre állnak. A szabályozott magfúzió  már ötven éve intenzív kutatások tárgyát képezi, de a felmerült fizikai és technikai problémák akadályozták a végleges megoldás megtalálását. Az utóbbi néhány évben mind a technikai lehetőségek, mind a fizikai jelenségek megértése nagyot fejlődött. Ebben a kétrészes cikkben áttekintjük a téma történetét, a kutatások mai állását és a következő évek várható fejleményeit.

Az alapötlet

A nukleáris energiatermelés azon alapszik, hogy az atommagokban az egy-egy nukleonra (protonra vagy neutronra) eső kötési energia az 50-es tömegszám (a vas atommagja) környékén a legnagyobb, ezek tehát a legerősebben kötött atommagok. Az ennél nagyobb atommagok kisebbekre hasításával növekszik a kötés erőssége, és így energia szabadítható fel. Ezt a folyamatot használják a mai nukleáris erőművek.

A másik energiafelszabadítási lehetőség szerint kis atommagokat egyesítünk nagyobbakká, ahogy a Napban is zajlik. Ezt nevezzük magfúziónak. Sajnos, ez a folyamat csak akkor következik be, ha az atommagok nagyon közel kerülnek egymáshoz. Az atommagok pozitív elektromos töltéssel rendelkeznek, így egymást taszítják: csak akkor tudnak egymás közelébe férkőzni, ha elég nagy sebességgel ütköznek össze. A részecskék gyors mozgása azt jelenti, hogy magas a közeg hőmérséklete, mégpedig – a számítások szerint – körülbelül 100 millió Celsius-fok. Ilyen forró anyagot nem lehet semmilyen tartályban tárolni, mivel az anyaga elpárologna. Ezen a hőmérsékleten a részecskék intenzív ütközése még az elektronokat is leszakítja az atommagokról, és az atomok szétesnek szabad atommagokra (ionokra) és elektronokra. Ezt az atommag-elektron levest hívjuk plazmának. Emberi szemmel a plazmaállapot különlegesnek tűnik, pedig a világegyetem nagy része plazmaállapotban van. Napunk is óriási plazmagömb, amelyben a forró anyag egyben tartásáról a hatalmas gravitációs erő gondoskodik.

Számítások szerint a legkisebb hőmérséklet a hidrogén két izotópja, a deutérium és a trícium atommagjainak egyesüléséhez kell. A reakciókban egy deutérium- és egy trícium-atommagból egy neutron és egy héliumatommag (a-részecske) keletkezik (1. ábra). A deutérium a természetes vízben szinte korlátlanul rendelkezésre áll. A természetben csak nyomokban előforduló tríciumot – a reakcióban keletkező neutron segítségével – lítiumból lehet előállítani, így egy elképzelt magfúziós reaktor deutériumot és lítiumot alakítana át héliummá (2. ábra). A lítium szintén a Földön előforduló leggyakoribb elemek közé tartozik. A kiindulási anyagok korlátlanul rendelkezésre állnak, nem radioaktívak és nem keletkeznek radioaktív végtermékek sem. A reakció hatásosságára jellemző, hogy egy mai, tipikus méretű erőmű üzemeltetéséhez naponta csak kb. 1 kg üzemagyagra lenne szükség. Természetesen a fúziós reaktor szerkezete is radioaktív lenne működése közben, de – számítások szerint – a leállítása után néhány évtizeddel sugárzása annyira lecsökkenne, hogy szabadon szétszedhetővé és újrafelhasználhatóvá válna.

A deutérium-trícium fúzió további sajátossága, hogy a keletkező héliumatommagok (a-részecskék) könnyen leadják energiájukat a plazmában. Ha elég sok ilyen folyamat játszódik le, akkor bekövetkezik a gyújtás:  a „fúziós égés” önfenntartóvá válik. Természetesen azonnal fel kell tenni a kérdést, hogy ezen a módon nem válik-e a berendezés szabályozhatatlanná, nem robban-e fel. A válasz egyértelmű: a folyamat egy bizonyos hőmérséklet elérése után mindenképpen stabilizálódik, mivel a fúziós reakció hatásfoka csökkenni kezd, a plazma hővesztesége viszont mindig nő a hőmérséklet növekedésével.
Az energiatermelés receptje tehát világos: végy egy deutérium-trícium gázkeveréket, szigeteld el a környezetétől, és hevítsd körülbelül 100 millió Celsius-fokra! Vedd körül  lítiumköpennyel, és az abban keletkező tríciumot – vízből kivont deutériummal keverve – használd a gáz pótlására! A köpenyben a neutronok által leadott hővel melegíts vizet, és a hagyományos módon használd gőzturbinában áramtermelésre!

A kezdetek

A fenti recept alapján a szabályozott magfúziós kutatások az 1950-es évek elején kezdődtek. Miután a szabályozatlan fúziós energiafelszabadítást – Teller Ede kezdeményezésére – a hidrogénbomba formájában egy évtized alatt megvalósították, úgy becsülték, hogy a békés célú alkalmazás sem igényelhet 30-40 évnél több időt.  Sajnos, ez a remény a tudatlanság optimizmusának bizonyult, mivel a kísérletek előrehaladásával egyre több probléma került felszínre.  Ma, 50 évvel a munka megindítása után, ismét úgy látjuk, hogy 30-40 év múlva avathatjuk fel az első demonstrációs erőművet. Ez – érthető okokból – azt a véleményt váltja ki a külső szemlélőből, hogy 50 év alatt nem történt semmi, a fúziós kutatók most is csak ígérgetnek. Ebben a cikkben azt szeretném megmutatni, hogy ma – az 50 éves szisztematikus kutatási és fejlesztési folyamat alapján – megalapozottan reméljük, hogy a fúziós energiatermelés belátható idő alatt megoldható.

Az 50-es években a szabályozott fúziós kutatások az Amerikai Egyesült Államokban, Angliában, a Szovjetunióban indultak meg nagy titoktartás mellett. Az évtized végére világossá vált, hogy nem lehet gyors eredményt elérni, ezért fokozatosan nyilvánosságra hozták az eredményeket. Ma már az új eredmények villámgyorsan elterjednek a világ különböző helyein működő laboratóriumokban. A végeredmény így lehet csak a teljes emberiség kincse.

Mágneses plazmaösszetartás

Vizsgáljuk meg, milyen feltételeknek kell eleget tennie egy fúziós reaktor plazmájának! Mint már írtuk, az atommagok egyesülése csak akkor következik be, ha a hőmérséklet elér egy minimális értéket, körülbelül 100 millió Celsius-fokot. Annak feltételét, hogy a fúziós reakció több teljesítményt szabadítson fel, mint amennyit a deutérium-trícium plazma fűtésére kell fordítanunk, az úgynevezett Lawson-kritérium adja meg:

nt > 10²⁰ m^–3s.

Eszerint az n sűrűség és a t  energia-összetartási idő szorzatának el kell érnie egy kritikus értéket (a közeg t  idő alatt veszítené el hőenergiáját). A Lawson-feltétel két módon valósítható meg:  nagy sűrűséggel és szabad tágulással, vagy jó összetartással és viszonylag kis sűrűséggel. Az első módszerrel (inerciális vagy tehetetlenségi fúzió)  gyakorlatilag mikrorobbantást hajtanak végre. Mivel ebben a folyamatban a t  energia-összetartási időt nem tudjuk befolyásolni, igen nagy sűrűséget kell elérni. Ehhez például intenzív lézersugarakat próbálnak alkalmazni.  Bár ezen a területen is óriási előrehaladást értek el az utóbbi években, úgy gondoljuk, hogy egy erőmű megépítésétol ez az irányzat messzebb van, mint a második módszer. A lézeres fúziós kísérletekkel, a korlátozott terjedelem miatt, ebben az írásban nem foglalkozunk.

A másik módszer szerint a plazmát igyekszünk minél jobban elszigetelni a környezetétől és egyben tartani. Ekkor a plazma sűrűsége lehet egészen kicsi, akár a légköri sűrűség milliomodrésze is. A hosszú energia-összetartási idők elérése azon az elven alapul, hogy a szükséges hőmérsékleten a gáz plazmaállapotban van, és a töltött részecskék erős mágneses térben, a mágneses erővonalak körül, ún. Larmor-pályán mozognak (3. ábra). A Larmor-pálya sugara erős mágneses térben (kb. 1 tesla) még a gyors deutérium- és trícium-atommagokra sem nagyobb, mint néhány milliméter. A térre merőleges irányban a részecskék gyakorlatilag nem tudnak elmozdulni, és a plazma mintegy csobe zárható. A cső végeinek „bedugaszolását” először olyan, úgynevezett mágneses tükrökkel próbálták megoldani, amelyek a részecskéket egy erősebb térerejű tartományból többé-kevésbé visszaverik. Sajnos, ez a visszaverés csak a részecskék egy részére teljesül, és az ilyen nyílt berendezésekkel – az egyre bonyolultabb kísérletek ellenére – a 80-as évek végére abbahagyták a munkát.

Ha a mágneses teret zárt erővonalgyűrűkké (autógumihoz hasonlító tórusszá)  alakítjuk, nincsenek a csőnek végei, azonban újabb problémák merülnek fel. Sajnos, a görbült mágneses tér miatt a részecskék a térre merőleges irányban lassú, sodródó mozgásba kezdenek, aminek az a végeredménye, hogy a plazma elhagyja a tóruszt. Ez úgy hidalható át, hogy a mágneses teret csavarvonalban feltekerjük a tórusz mentén. A le-fel vándorló erővonalak összekötik a plazma tetejét és alját, és kiegyenlítik a részecskék sodródó mozgását. A mai nagy fúziós berendezések mind tórusz alakú plazmát és csavart teret alkalmaznak. (4. ábra).
 

A csavart térszerkezetet először a tóruszra tekert csavart (helikális) tekercsekkel alakították ki; ez a berendezés a klasszikus sztellarátor. A hatvanas években a moszkvai Kurcsatov Intézetben fejlesztették ki a tokamakberendezést, amely a helikális térszerkezetet a plazmagyűrűben körben folyó árammal állítja elő. Ez a típus sokkal egyszerubb felépítésu, mint a sztellarátor, mégis váratlanul jó részecske- és energia-összetartást mutat. Az eredményt – a kezdeti kétkedés után – azok a mérések is igazolták, amelyeket egy angol csoport végzett a Kurcsatov Intézetben, az akkori legpontosabb technikával, így a hetvenes években a világ minden részén tokamakberendezések kezdtek épülni. Bebizonyosodott, hogy bizonyos paramétertartományokban a plazma stabil állapotban hosszú ideig, akár órákig fenntartható. A tokamakban a folytonos működés korlátja a működéshez szükséges plazmaáram fenntartásának nehézsége. Az áramot általában egy transzformátor segítségével indukálják, azonban ez csak néhány másodpercig lehetséges. A sztellarátorok nem igényelnek plazmaáramot, így ez a konfiguráció alapvetően folytonos működésre alkalmas.

 Eddig úgy tekintettük a plazmát, mint egymástól függetlenül mozgó részecskék halmazát. Ez első közelítésben helyes is, azonban az egy irányban mozgó részecskék – elektromos töltésük miatt – jelentos áramot is keltenek, amely mágneses teret okoz. Ez a mágneses tér visszahat a plazmára. Ebben a gondolatmenetben a plazma nem egyedi részecskék csőportjaként, hanem áramvezető közegként működik, ugyanúgy nyomása van, mint egy közönséges gáznak. A plazmában a nyomást a mágneses tér „nyomása” ellensúlyozza, így – durván szólva – a fúziós plazmát mágneses palack tarja egyben. Ebben a rendszerben vannak olyan állapotok, amikor a plazma kis elmozdulásának hatására a mágneses tér úgy változik, hogy tovább növeli az elmozdulást: instabilitás alakul ki. Az ilyen plazmainstabilitások kordában tartása a mágnesesen összetartott plazmák kulcskérdése.

A tokamakok aranykora

A hetvenes–nyolcvanas években egyre nagyobb és nagyobb tokamakokat terveztek és építettek. Az első berendezéseknél a tórusz sugara még csak 30-40 cm volt, ez a nyolcvanas évek közepére 3-4 méterre nott. A méretnövekedést az az egyszeru tény indokolja, hogy a nagyobb méretű test lassabban hul, mivel viszonylag kisebb a felülete. Emellett ismertté vált az is, hogy a plazma belseje felé haladva a sűrűség és a hőmérséklet nem növekedhet akármilyen gyorsan, egy kritikus meredekség felett instabilitások lépnek fel. Ebbol következik, hogy egy adott sűrűség és hőmérséklet eléréséhez egy minimális méretet el kell érnie a plazmának. A reaktorplazmának azért is több méteresnek kell lennie, mert a reakcióban keletkező a-részecskék Larmor-pályájának sugara fél méter nagyságrendű. A fúziós égés beindításához az a-részecskéket a mágneses térben kell tartani, így a plazma méretének sokkal nagyobbnak kell lennie a Larmor-pálya sugaránál.

A plazmát, az első berendezésekben, a plazmaáram által keltett hő fűtötte (ohmikus fűtés, akárcsak egy rezsóban), de már a kezdetektől nyilvánvaló volt, hogy ezen a módon a magfúzióhoz szükséges hőmérsékletet nem lehet elérni. A plazma ellenállása ugyanis a hőmérséklet növekedésével csökken, és a P=I²R fűtési teljesítmény is visszaesik. Néhány millió Celsius-fok hőmérséklet könnyen elérhető ohmikus fűtéssel, de a fúzióhoz szükséges százmillió fok már nem. A magasabb hőmérséklet eléréséhez kiegészítő fűtési eljárásokat dolgoztak ki. Az egyik megoldásban a plazmába felgyorsított semleges atomokat lőnek be. Ezek a mágneses téren akadálytalanul áthatolnak, de a forró plazma ionizálja az atomokat (leszakítja róluk az elektronokat), és így már a mágneses tér csapdájába esnek. A többi plazmarészecskével ütközve lassan leadják energiájukat, és fűtik a plazmát. Más megoldásokban olyan rádióhullámokkal sugározzák be a plazmát, amelyek frekvenciája megegyezik vagy az elektronok, vagy az ionok mágneses tér körüli keringésének frekvenciájával. Ezek a hullámok elnyelődnek a plazmában, és felfűtik. Mivel időközben a berendezések mérete nagyra nőtt, a kiegészítő fűtésektől megkívánt teljesítmény is megawattokra rúg. Itt nem egyszerű laborkísérletekrol, hanem a fúziós technológa  éretté válásáról van szó! Ezekkel a kiegészítő fűtésekkel a plazma hőmérséklete már elérte a fúzióhoz szükséges értéket, és a 90-es években először az amerikai TFTR, majd az Európai Unió JET berendezésén (5. ábra) rövid időre több MW fúziós teljesítményt értek el. Meg kell jegyezni, hogy a szovjet-orosz kutatások a nyolcvanas évek közepén részben pénzügyi, részben technikai problémák miatt megrekedtek.

A fűtés mellett fontos kérdés a mágneses tér előállítása is. A nagy tokamakokhoz erős mágneses terekre van szükség, mégpedig nagy térfogatokban. A mágneses teret előállító tekercsekben a vezetők kis ellenállása is nagy veszteségi teljesítményt okoz. Például a legnagyobb tokamakon, a JET-en a mágneses teret keltő áramok fenntartására közel tízszer annyi teljesítményt fordítanak (kb. 200 MW-ot, ami a paksi atomerőmű teljesítményének 10%-a), mint a plazma fűtésére. Ez nyilvánvalóan megengedhetetlen egy energiatermelő reaktorban, ezért egy fúziós erőmunek mindenképpen szupravezető tekercsekkel kell rendelkeznie, amelyekben az áram ellenállás nélkül folyik. A szupravezető tekercseket a működéséhez kb. –270 °C-ra kell hűteni. Bár ez elég nehéznek tűnik egy 100 millió fokos plazma közelében, mégsem okozott megoldhatatlan feladatot. Szupravezető tokamakok már az 1970-es évek óta épülnek, s ma már elkészítésük és üzemeltetésük sem okoz gondot. A szupravezető tekercsekkel felszerelt fúziós berendezésekben a mágneses tér fenntartása – a tekercsek hűtésére fordított teljesítménnyel együtt is – sokkal kevesebb teljesítményt emészt fel, mint a plazma fűtése.

A fűtés és a mágneses tér mellett a fúziós berendezés harmadik fontos eleme a gázcsere megoldása, amellyel a plazmából a szennyező részecskék és a fúzióban keletkező hélium kiszűrhető, és a friss üzemanyag bejuttatható. Erre a célra kifejlesztették a divertor nevű szerkezetet. Ez kiöblösödés a plazma szélén, ahol a plazma érintkezik a szilárd testekkel. Ezeken a divertorlemezeken a plazma semlegesítődik, eközben a lemezekből kilökődnek a szennyező atomok, amelyek többnyire nem jutnak vissza a fő plazmába. A plazma anyagutánpótlását kis, fagyasztott hidrogénjégdarabok belövésével szintén megvalósították.

A tokamakberendezéseken alapvető feltétel a plazmaáram fenntartása. Ez – egy transzformátor segítségével – induktív úton megoldható rövid ideig, de folytonos üzemben nem lehetséges. Az áram hajtására olyan mikrohullámú eszközöket fejlesztettek ki, amelyek képesek a plazmában az elektronokat egy irányban gyorsítani és ezzel, transzformátor nélkül, áramot kelteni.

A fenti eljárások kifejlesztése évtizedeket vett igénybe, de ezzel a kilencvenes évek elejére a gyakorlatban is kipróbálták a fúziós energiatermelésre alkalmas plazma előállításának és vezérlésének eszközeit. Ezután logikusan merült fel egy igazi reaktorteljesítményű plazmaberendezés megépítésének gondolata. A cikk következo részében innen folytatjuk a történetet.

Második rész
 A jelen és a jövő

A cikk első részében áttekintettük, hogyan valósíthatnánk meg könnyu atommagok egyesítésével a Nap energiaforrását a Földön is. Láttuk, hogy a kilencvenes évek közepére a kutatóközösség kipróbálta a szükséges technikai megoldásokat, és készen állt a nagy lépésre, egy igazi kísérleti reaktor megépítésére. Bár a tokamakberendezések óriásit fejlődtek, az előrehaladás mégis nagyrészt empirikus volt, akárcsak a repülogép fejlesztése. Kisebb berendezéseken tanulva, fokozatosan egyre nagyobbak és nagyobbak építhetők. A nyolcvanas évek végére sikerült olyan empirikus skálatörvényeket felállítani, amelyek több mint két nagyságrenden keresztül tipikusan 10-20% pontosságal leírják a kísérleteket. Ezen az alapon felmerült egy „világtokamak”, az ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) megépítésének gondolata USA–EU–japán–szovjet együttmuködésben, amelyen már egy fúziós reaktor minden alkatrészét kipróbálhatták volna.

Ebben a berendezésben – a tervek szerint – a fúziós reakcióban keletkezo a-részecskék fűtése tartotta volna fenn a plazma 100 millió fokos hőmérsékletét,  így a beindítás után csak a mágneses tér fenntartásáról és a plazma anyagcseréjérol kellett volna gondoskodni. Ez nem jelenti azt, hogy az ITER áramtermelő reaktor lett volna, célja a reaktorkörülmények tanulmányozása és a speciális reaktoreszközök (pl. tríciumtermelő cella) kipróbálása lett volna.

Az építés költségeit kb. 8 milliárd dollárra becsülték, és a sikeres muködés után már egy áramtermelő reaktor megépítése következett volna. Amerikai kutatók egy csoportja először próbálta meg tisztán elméleti alapokon, numerikusan szimulálni egy tokamakplazma viselkedését. Az amerikai TFTR-kísérlet eredményeit ezen az alapon értelmezhették. A számítást az ITER-re is elvégezve azt kapták, hogy a berendezés nem fog a terveknek megfelelően muködni. Mások vitatták az eredményeket, és az amerikai kutatóközösség véleménye megoszlott. Ezt látva, az Egyesült Államok kormánya kilépett az ITER-projektbol, és a fúziós kutatási költségvetést a töredékére csökkentette. Az amerikai kutatások középpontjában ezután nem egyetlen reaktor állt; inkább a plazma viselkedésének pontosabb megértését és – a tokamak mellett – más alternatív koncepciók kipróbálását tuzték ki célul. A fúziós plazmák fizikai problémáinak megértéséhez egy kicsit vissza kell nyúlnunk az idoben.

Mi történik a plazmában?

Bár az elért kísérleti eredmények nagyon biztatóak voltak, mégis a 80-as évek intenzív fejlesztése feltárt olyan tendenciákat is, amelyek egyrészt érthetetlenek voltak, másrészt akadályozták a további előrehaladást. Ezek közül két dolgot kell kiemelni. Az egyik az úgynevezett diszrupciós instabilitás, amely a plazmaösszetartás igen gyors, kb. 1 ms alatti összeomlásához vezet a tokamakban. Bár sikerült feltárni, hogy ez a plazmán belüli áramelőszlás instabilitásával van kapcsolatban, nem sikerült megérteni, hogy mi határozza meg az áramelőszlás – és általában az összes paraméter – térbeli előszlását a plazmában. A diszrupció nemcsak abból a szempontból probléma, hogy a plazma megszunik, hanem a nagyberendezéseken hatalmas ho- és mechanikai terhelést is jelent, ami veszélyezteti a berendezéseket.

A másik probléma még a tokamakok megjelenése előtti idore nyúlik vissza. Már a nyílt berendezéseken folytatott kutatásokban is tapasztalták, hogy a mágneses téren keresztül a részecskék és a hő diffúziója sokkal nagyobb, mint amit a részecskék egyedi ütközésének és Larmor-mozgásának figyelembevételén alapuló elmélet megad. Ezt a jelenséget anomális transzportnak nevezzük.  A 80-as évek kísérletei azt az érthetetlen eredményt adták, hogy az anomális transzport a kiegészíto fűtések alkalmazásával növekszik, és nagyon megnehezíti a reaktortartomány elérését. Ebben a kissé elkeseríto helyzetben váratlanul olyan spontán állapotátmeneteket találtak a tokamakplazmában, ahol az anomális transzport a plazma szélén egy vékony rétegben hirtelen lecsökkent; ezzel a reaktortartomány ismét elérhető közelségbe került.  Ezt az üzemmódot elnevezték H-mode-nak (H=High), a hagyományos állapotot pedig L-mode-nak (L=Low). Láthatólag ez a jelenség az anomális transzport lecsökkenésével van összefüggésben, amely csak a plazma szélén egy szuk, néhány centiméteres tartományban következik be. Kiderült az is, hogy egy stabil H-mode már túlságosan elszigeteli a plazmát, ezért a reaktorban nem lehetne a keletkezo héliumot kivonni. Ezen segített annak a felfedezése, hogy bizonyos paramétertartományokban a plazma szélén a H-mode szigetelőburkát egy periodikusan fellépo instabilitás (ELM = Edge Localised Mode) át tudja törni, és ezzel a ho- és részecske-összetartás egy reaktorhoz alkalmas kompromisszumos értékre állítható be.

Már a 70-es években felmerült az az elképzelés, hogy az anomális transzportot több kisméretű hullám, a plazma mikroturbulenciája okozza. Turbulencia az élet más területén is jelentkezik, gondoljunk például arra, hogy az autó hátsó ablakára a sarat is az autó mögötti légörvények csapják fel. Ehhez hasonló módon a tokakamakplazmában is a középso forró és a szélso hideg tartományokat a turbulencia összekeveri, és erősebben huti a plazmát, mint várnánk. A turbulencia gázok és folyadékok áramlásánál is igen nehéz probléma, a plazmában pedig az elektromágneses terek jelenléte miatt még sokkal bonyolultabb. Ráadásul már a korai kísérletek is azt mutatták, hogy a plazmában nagyon kicsi, és ezért nehezen látható és számolható örvények okozzák a gondot. A fenti okok miatt a mikroturbulenciáról – és ennek folytán az anomális transzportról – hosszú ideig csak nagyon hézagos elméleti és kísérleti ismeretek voltak.
Eddig nem szóltunk arról, hogy a kísérleti berendezéseken hogyan lehet méréseket végezni. Sajnos, ez a feladat nem nyilvánvaló, mivel 100 millió Celsius-fok hőmérsékletű plazmában semmilyen méroeszközzel nem tudunk közvetlen mérést végezni. A fizika és a technika más területein használt eljárások nem alkalmazhatók, új módszereket kellett kidolgozni. Ezeknek a plazmadiagnosztikai eljárásoknak a kifejlesztése rengeteg új ötletet és fejlesztést igényelt, a kutatók nagy része tulajdonképpen plazmadiagnosztikával foglalkozik ma is. Az erőfeszítések eredményeképpen a  90-es évekre a plazmadiagnosztika olyan szintre jutott, hogy a fontosabb plazmaparamétereket ido- és térbeli felbontással lehetett már mérni. Ehhez a fizika szinte teljes eszköztárát alkalmazták. A feladatot nem oldhatták volna meg a számítástechnika rohamos fejlődése nélkül. Egy mai kísérletben másodpercenként tipikusan 1 gigabyte adat keletkezik. A mérési technika minoségi javulást eredményezett a jelenségek vizsgálatában, és a fent említett állapotátmenetek mellett egy sor más egzotikus jelenséget találtak. Például – érdekes módon – a plazma szélének hirtelen lehűtésére bizonyos esetekben a plazma közepe melegedéssel válaszol.

A mérési eredmények alapján ma úgy gondoljuk, hogy a plazma állandóan erősen turbulens (örvénylo) állapotban van. Az örvények méretét és mozgását a plazma hőmérséklete, sűrűsége és más paraméterei szabják meg. A kialakuló turbulencia viszont visszahat a plazmaparaméterek térbeli előszlására, és így bezárul a kör: a plazma önszabályozó rendszer, sok tekintetben hasonlít például az ökológiai rendszerekre is. Más tudományterületekrol is ismert, hogy az ilyen rendszerben lehetségesek spontán átmenetek, és a rendszer a külso zavarokra egészen furcsa válaszokat is adhat.

A számítástechnika fejlődése végül az elméleti fronton is meghozta eredményét, és az utóbbi 5-7 évben megjelentek olyan numerikus modellek, amelyek háromdimenziós geometriában számolják a mikroturbulencia jelenségeit (1. ábra). A mai számítások, amelyeket a világ leggyorsabb számítógépein fűttatnak, a kísérletekkel legalább nagyságrendileg egyezo ho- és részecskeáramlást adnak, így remény van arra, hogy rövidesen ki tudjuk számítani egy tokamakplazma viselkedését. Ez a helyzet természetesen nagyon hasonlít például a hidrodinamikára, ahol a használható számítások ellenére a kísérleteknek (pl. szélcsatorna) alapvető szerepük van.
 

Hol tartunk ma?

Ma tehát egy fúziós erőmu megépítéséhez szükséges paraméteru (hőmérsékletű, sűrűségű stb.) plazmát ipari méretű berendezésekben rutinszeruen tudunk előállítani, mérni és szabályozni. Hála a számítástechnika és a plazmadiagnosztika együttes fejlődésének, a plazma alakja és globális paraméterei (pl. átlagos sűrűség, hőmérséklet) tervezhetők és szabályozhatók. Az utóbbi években találunk már példákat a paraméterek térbeli előszlásának szabályzására, instabilitások kísérlet közbeni automatikus felismerésére és elkerülésére is. A mai berendezéseken alkalmazott fűtési teljesítmények több tíz megawattra rúgnak, néhány berendezés képes deutérium-trícium-plazmával is üzemelni és ezek optimális tríciumtartalommal annyi fúziós teljesítményt tudnának leadni, amely megegyezik a fűtési teljesítménnyel. (Kísérletileg – sugárvédelmi okokból – csak a fűtési teljesítmény 50%-ának megfelelő energiafelszabadítást valósítottak meg.)

Bár a hetvenes évektol a tokamakberendezések jutottak túlsúlyba a mágnesesen összetartott fúziós plazmák kutatásában, a sztellarátor típusú és más alternatív konfigurációkat továbbra is fejlesztették. A számítástechnika fejlődésével lehetőség nyílt a részecskék mozgásának részletes tanulmányozására. Egymás után születtek olyan berendezések, amelyek elméleti megfontolások alapján optimalizált, esetleg igen bonyolult geometriát alkalmaznak. A 2. ábra erre mutat egy példát. A mérések szerint a sztellarátorok turbulencia szempontjából nagyon hasonlóan viselkednek, mint a tokamakok (többek között az L–H átmenetet is mutatják). Mivel a sztellarátorok muködtetéséhez nem szükséges plazmaáram, a diszrupciós instabilitás sem jelentkezik, és a plazma állandóan fenntartható bennük. A sztellarátorok lassan ismét a tokamakberendezések vetélytársává válnak.

A mai berendezések – méretük miatt – nem alkalmasak arra, hogy a deutérium-trícium magreakcióban keletkező héliumatommagok (a-részecskék) plazmára gyakorolt hatását tanulmányozzuk. Emlékezzünk vissza, hogy a deutérium-trícium fúziós reakcióban egy a-részecske és egy neutron keletkezik. A neutron – semleges részecske lévén – elhagyja a plazmát, de az a-részecskét a mágneses tér nem engedi távozni. A reaktorplazmában ezek adnák a plazma fűtését, így alapvető szerepük lenne. Mivel a mai berendezések még csak nagyon korlátozott fúziós teljesítménnyel üzemeltethetők, nem alkalmasak arra sem, hogy a trícium lítiumból való előállítására szolgáló cellákat kipróbálják.

Hogyan tovább?

A reaktorteljesítményu plazmák és a fenti nyitott kérdések tanulmányozására a mostani legnagyobb berendezésnél (JET) körülbelül kétszer nagyobbat kellene építeni. Ez lenne a fent már említett ITER (3. ábra). Miután az Egyesült Államok kilépett a projektbol, a megmaradt három partner áttervezte a berendezést úgy, hogy a költségek kb. 4 milliárd dollárra csökkenjenek. Ekkor a plazma a-részecskék fűtésével fenntartott égését nem lehet biztosra venni, de a fűtési teljesítményhez képest 10-szeres energiasokszorozást igen. Az ITER ennek megfelelő újabb tervei 2000-re készültek el, és ma egyre nagyobb esély látszik arra, hogy ez a berendezés megépüljön. Jelenleg négy színteret javasolnak hivatalosan (Franciaország, Spanyolország, Japán és Kanada területén), s  2003 januárjában az Egyesült Államok, Kína és Dél-Korea is bejelentette csatlakozási szándékát. A tervek szerint a berendezés építése 2006–2007 táján kezdodhetne és kb. 8 évig tartana.

 Az ITER plazmaparamétereit a mostani berendezések alapján felállított skálatörvényekkel határozták meg, és elméleti alapokon nyugvó numerikus szimulációkkal is alátámasztották. Jelenleg a fúziós szakmai körök egyetértenek abban, hogy az ITER impulzusüzemben 10-szeres, állandó muködésben 3-szoros energiasokszorozásra képes, de az önfenntartó muködés sem zárható ki. Erre az ad reményt, hogy az utóbbi években fedeztek fel több olyan módszert, amellyel a plazma belsejében is létre lehet hozni szigetelőrétegeket, és ezzel a központi mag hőmérsékletetét és sűrűségét jóval az ITER-tervek alapjául szolgáló értékek fölé emelhetik.

Az ITER muködésével kapcsolatos legtöbb vitás kérdés nem is a plazmafizika oldaláról merül fel, hanem anyagtudományi és technológiai oldalról. Az ITER divertortartományában, ahol a plazma érintkezik szilárd felületekkel, a mai számítások szerint akár 10 MW/m2 állandó hoterhelés is előfordulhat. Ez grafitburkolattal még éppen kezelhető, de sajnos a grafit elnyeli a plazmából kikerülo tríciumatomokat. Ezért egy ido után a berendezésben túl sok radioaktív anyag szaporodna fel. (A plazmában tizedgramm trícium van csak, sugárvédelmi okokból a berendezésben nem lehet néhány 100 grammnál több. Ez olyan csekély mennyiség, hogy ha teljes egészében kikerül a környezetbe, akkor sem kell a környezo lakosságot kitelepíteni.)  Felmerült a grafit helyettesítése volfrámmal, de ehhez előbb meg kell ismerni a pontos hoterhelési adatokat.

A másik probléma ma még a legalkalmasabb reaktorszerkezeti anyagok kiválasztása. Az utóbbi évtizedekben Európában kifejlesztettek egy speciális acélötvözetet, amely a neutronbesugárzás hatására csak kevéssé válik radioaktívvá, ezért a fúziós reaktor anyaga a leállítás után néhány évtizeddel újrafelhasználható lenne. Más anyagok még ennél is jobbak lehetnek, de egyik ötvözet viselkedését sem ismerjük még kelloen olyan extrém neutronbesugárzás mellett, ami egy fúziós reaktorban, a plazma közelében levo felületeken fellép. Ezt csak az ITER-en végzett kísérletek segítségével ismerhetjük meg.

A szabályozott magfúziós kutatásokban ma az Európai Unió vezető helyet foglal el a világon. Mind az Európai Parlament, mind az Európai Bizottság támogatja, hogy az ITER berendezés az egyik európai helyszínen épüljön meg. Az Egyesült Államokban a fúziós kutatóközösség jelezte, hogy ismét csatlakozni kíván az ITER-programhoz. Ázsiában a hagyományosan erős japán kutatások mellett az utóbbi években Dél-Korea jelentos erőfeszítéseket tesz, hogy – saját iparvállalataira támaszkodva – maga építsen egy nagy szupravazető tokamakberendezést, és csatlakozni kíván az ITER-programhoz is.
Magyarországon a 80-as évektol 1998-ig folytattak kutatásokat egy kisméretű tokamakberendezésen, Csillebércen, a KFKI Részecske- és Magfizikai Kutató Intézetben. 2000 óta Magyarország is tagja az EU fúziós kutatási programjának, bár csak körülbelül ötödannyi kutatóval, mint egy hasonló lakosságú EU-ország. A magyar kutatók öt európai nagyberendezésen folytatnak kísérleteket, a JET tokamakon egy plazmadiagnosztikai mérés továbbfejlesztéséért felelősek, és részt vesznek az ITER tervezésében is.

 A fúziós plazmafizika kutatóinak mind technikai, mind fizikai ismeretei biztos alapot szolgáltatnak egy reaktorméretű és tulajdonságú plazmaberendezés megépítésére, ami megnyitná az utat az első áramtermelő fúziós reaktor előtt. Az óriási méretű berendezések miatt a tervezés-építés-kísérletek ciklusa évtizedeket vesz igénybe, de a hatalmas szellemi és anyagi befektetés eredménye kimeríthetetlen, biztos energiaforrás lehet az egész emberiség számára.
Végezetül a téma iránt mélyebben érdeklődőknek fel szeretnénk hívni a figyelmét néhány internetes címre, ahol további információ áll rendelkezésre.
 

www.rmki.kfki.hu/plasma/fusion/:    A Magyar Euratom Fúziós Szövetség honlapja. Különbözo szintu és terjedelmu magyar nyelvu anyagok a témáról
www.efda.org:  European Fusion Develőpment Agreement (EFDA)
www.ofe.er.doe.gov:  Az amerikai fúziós program
www.jet.efda.org:  a JET tokamak
www.iter.org:  az ITER-projekt