Fusjonsreaktor, innretning hvor kjerneenergi frigjøres ved en kontrollert fusjonsprosess og overføres til en annen energi for videre anvendelse. I en fusjonsreaktor skal det kunne utnyttes mer av den frigjorte energien enn det som trengs for å holde prosessen i gang. Det finnes flere metoder for å få i gang fusjon under kontrollerte betingelser, men hittil har det ikke latt seg gjøre å opprettholde prosessen og frigjøre mer energi enn det forbrukes. De mest optimistiske planleggerne regner med at en fusjonsreaktor tidligst kan være ferdig utprøvd omkring år 2030, og at det deretter vil ta minst 20 år før fusjonsenergi får praktisk betydning.

Forskning omkring fusjonsreaktorer har pågått i begrenset omfang siden slutten av den annen verdenskrig, men har økt siden 1970, da fisjonsreaktoren var kommet i alminnelig bruk. Interessen for fusjonsreaktorene skyldes at tilgangen på fissilt brensel (uran, thorium), sett i et større tidsperspektiv, er begrenset, mens tilgangen på deuterium som brensel i fusjonsreaktorer praktisk talt er ubegrenset. Dessuten har det vært antatt, om enn noe omdiskutert, at fusjonsreaktorer gir mindre radioaktive forurensninger og blir mindre farlige miljømessig enn fisjonsreaktorene.

Fusjonsreaktorer kan enten benytte rent deuterium eller en blanding av deuterium og tritium som brensel. Fordelen med rent deuterium er de ubegrensede ressursene i havvann. Men en slik reaktor er teknisk sett vanskeligere å bygge.

For å opprettholde en fusjonsprosess må to betingelser være oppfylt. Plasmaet må varmes opp til en kritisk temperatur, «break even»-temperaturen eller antennelsestemperaturen. Ved lavere temperatur stråler plasmaet ut mer energi enn det produseres ved fusjon. Den kritiske temperaturen er for D–T-plasma ca. 100 mill. K, og for D–D-plasma 1000 mill. K. Den andre betingelsen som må være oppfylt, er det såkalte Lawson-kriteriet, som sier at produktet av plasmaets densitet (tetthet) og den tid det holdes samlet må overskride en bestemt verdi. For D–T-plasma er denne verdien ca. 1020 partikler · s/m3, for D-D-plasma 100 ganger høyere. Forskningen som pågår er derfor basert på D–T-prosessen, hvor deuterium og tritium forbrenner og det dannes helium og nøytroner.

Forskning innen fusjonsteknologi går i første rekke ut på å finne metoder til å varme opp brenselet til den kritiske «break even»-temperatur. Ved denne temperaturen er stoffet for lengst fordampet, og atomene er fullstendig ionisert. Det er dannet et plasma av atomkjerner og elektroner, og det må foretas et kunstgrep for å holde det innesperret. I innesperringstiden må det ikke komme i kontakt med vegger som øyeblikkelig vil fordampe. Man kan benytte to metoder for å holde plasmaet samlet: treghetsinnesperring, hvor små dråper av brensel presses sammen til stor densitet i et lite tidsrom, og magnetisk innesperring, hvor et plasma med lav densitet holdes sammen i lengre tid. Begge metoder vurderes for benyttelse i fusjonsreaktorer.

Treghetsinnesperring. Ved treghetsinnesperring sprøytes dråper av en blanding av flytende deuterium og tritium, omtrent 1 mm i diameter og dekket med et skall av glass eller plast, inn i et vakuumkammer, der de utsettes for en kraftig laserstråle. Skallet oppvarmes, og det oppstår en trykkbølge som ved implosjon presser væskedråpen sammen til en diameter på under 0,1 mm før den i løpet av 50–100 nanosekunder vil være fullstendig fordampet. Trykket i sjokkbølgen kan være opptil 1012 bar (1017 Pa), og partikkeltettheten øker med en faktor 104. Derved blir Lawson-kriteriet oppfylt i et kortere tidsrom. Samtidig tilfører laserstrålen dråpen så mye energi at den kritiske temperaturen for fusjon overskrides. I løpet av noen få nanosekunder frigjøres betydelige energimengder gjennom fusjonsproduktene, α-partikler og nøytroner, som absorberes i kammerveggene. En enkelt dråpe fungerer som en liten hydrogenbombe. Dråpestørrelsen må tilpasses, slik at eksplosjonen ikke blir for voldsom og ødelegger kammeret. Den frigjorte energien overføres til veggene i vakuumkammeret og fjernes derfra med kjølevæske (flytende metall) for videre anvendelse, f.eks. for å produsere damp til drift av elektriske generatorer.

Eksperimentene har hittil i stor grad vært konsentrert om utviklingen av hensiktsmessige lasere og av innsprøytingsmekanismer og innkapsling. Selv om man ennå ikke har fått noen eksperimentelle resultater som viser at denne reaktortypen vil fungere, tyder modellberegninger på at lasertyper som er under utvikling, vil gi brukbare resultater. Istedenfor laserstråle vurderes det også å bruke partikkelstråler for å varme opp plasmaet, men forsøkene på dette har vært mindre vellykkede.

Magnetisk innesperring er den metoden for plasmainnesperring som hittil er ansett som mest lovende, og hvor det er investert mest forskningsmidler. Ved magnetisk innesperring skal plasmaets densitet være omkring 1020 partikler/m3 eller under 1/100 000 av partikkeltettheten i atmosfærisk luft. Ved en temperatur på 100 mill. K blir likevel trykket omkring 1 atm, og det trengs sterke krefter for å holde plasmaet samlet i over ett sekund, som det etter Lawson-kriteriet kreves for å få i gang fusjonsprosessen.

En rekke forskjellige utforminger av magnetfeltet har vært forsøkt. De fleste går ut på å bruke et smultringformet vakuumkammer, en torus, omgitt av strømførende spoler. En tidlig amerikansk utforming, stellarator, ble i begynnelsen av 1970-årene forlatt til fordel for den sovjetiske tokamak. Karakteristisk for denne er at magnetfeltet delvis frembringes av induserte strømmer i plasmaet og at disse strømmene også bidrar til den videre oppvarmingen av plasmaet. Etter lovende forsøk med mindre tokamaker i 1970-årene ble det besluttet å bygge forsøksreaktorer hvor betingelsen for energiproduksjon skulle være oppfylt. Den første av dem, TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) ved Princeton, USA, var ferdig i 1982. Den neste, JET (Joint European Torus) ved Culham-laboratoriet utenfor Oxford var ferdig i 1983. Den ble bygd som et fellestiltak av EU-landene og med deltakelse fra Sverige og Sveits. I 1984 var også en japansk tokamak, FER, av omtrent samme størrelse og utforming ferdig. Det er inngått en samarbeidsavtale om det amerikanske, europeiske og japanske prosjektet.

Disse tokamakene har et ringformet vakuumkammer med en storradius på ca. 3 m og en tverrsnittsradius på 1,5 m. Reaktorene skal gjennomløpe et eksperimentprogram som bl.a. omfatter kontroll av magnetfeltet, innsprøyting og oppvarming av deuterium, fjerning av aske, dvs. helium, skjerming mot kjøling og stråling, varmeoverføring og produksjon av tritium. Forsøkene har hittil gått ut på å prøve å oppnå betingelsene for D–T-fusjon i et D–D-plasma. Ved TFTR oppnådde man i 1986 en temperatur på 120 mill. K, som er over antennelsestemperaturen for D–T-plasma. Den tidligere rekorden, fra 1980, var på 80 mill. K. I andre eksperimenter har man oppnådd å holde plasmaet samlet i opptil 10 sekunder, men med en partikkeltetthet på omtrent halvparten av det som kreves for fusjon.

Reelle prøver med D–T-plasma ble foretatt i JET-maskinen 1991. Man benyttet da et plasma som bestod av deuterium og 10 % tritium. Strømmen gjennom plasmaet var 3,1 MA (megaampere) og det toroidale magnetiske feltet hadde en styrke på 2,8 Tesla. For det generaliserte Lawson-kriteriet oppnådde man verdien η TiτE = 9·1020 m–3keVs, der η er plasmatettheten, Ti er ionetemperaturen og τE er innesperringstiden. Dette produktet må være ca. 5·1021 m–3keVs for at man skal få like mye energi ut av maskinen som det som forbrukes. Det er derfor et stykke igjen til målet, men eksperimentet var vellykket og viser riktig vei.

JET-maskinen i Culham brukes nå til å teste ut metoder og komponenter for fremtidige maskiner. Man konsentrerer seg om nye prinsipper for oppvarming av plasmaet basert på ohmsk motstand, radiofrekvensbølger og injeksjon av energetiske hydrogenatomer.

Forskningsresultatene fra JET vil bli anvendt i det neste prosjektet, ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). Dette er et stort internasjonalt samarbeid med deltakere fra Kina, Europa, Japan, Korea, Russland og USA. Et av målene for ITER er å oppnå en stasjonær tilstand for plasmaet i et tidsintervall som er typisk for slike prosesser. Videre vil man forsøke å oppnå et energioverskudd på 5–10 ganger det som tilføres maskinen. Det forhandles for tiden (2005) om hvor ITER maskinen skal plasseres, i Europa, USA eller Japan. ITER er tenkt å være den siste testreaktor før man bygger demonstrasjons-reaktoren DEMO om ca. 10–20 år.

Selv om tokamaken regnes som det mest lovende prosjektet, er man ikke sikker på at det blir den endelige typen, eller om den i det hele tatt vil fungere. En rekke andre metoder er derfor under vurdering. Stellarator, torsatron, heliotron, kompakt toroide og sfæromak er betegnelser på forskjellige typer som er karakterisert ved at plasmaet holdes samlet i en ring. I speilmaskiner eller magnetiske flasker sperres plasmaet inne i en sylinder der ionene beveger seg frem og tilbake i spiralbaner og reflekteres ved endene av sylinderen.

Uansett om tokamakprosjektene blir vellykkede eller ikke, vil forskningen omkring alternative metoder for magnetisk innesperring og metoder for oppvarming av brenselet fortsette med henblikk på en gang også å kunne lage D–D-fusjonsreaktorer.

Foreslå endringer i tekst

Foreslå bilder til artikkelen

Kommentarer

Har du spørsmål til artikkelen? Skriv her, så får du svar fra fagansvarlig eller redaktør.

Du må være logget inn for å kommentere.