Storia della ricerca sulla fusione termonucleare controllata mediante

Storia della ricerca sulla
Fusione Termonucleare Controllata
mediante confinamento magnetico
Franca MAGISTRELLI
Se la libertà significa qualcosa,
allora significa il diritto di
dire alle persone cose che esse
non vogliono sentire.
George ORWELL
Ottobre 2009
1. INTRODUZIONE
2. IL PROBLEMA DELLA FUSIONE TERMONUCLEARE CONTROLLATA
3. DISPOSITIVI PER LA RICERCA FUSIONISTICA BASATI SUL
CONFINAMENTO MAGNETICO
4. IL TOKAMAK
5. VERSO L’ENERGIA DA FUSIONE CON CONFINAMENTO MAGNETICO
6. LA RICERCA SUI PLASMI E SULLA FUSIONE IN ITALIA
7. CONCLUSIONI- “PARADISE LOST”
1-1
1 – INTRODUZIONE
Lo studio della fusione nucleare e della ricerca che in proposito si è svolta e si svolge è di
grande importanza; e ciò per due differenti motivi.
In primo luogo vi è l’interesse di carattere puramente scientifico. Basti in questo senso
pensare all’astrofisica; e basti pensare al fatto che a reazioni di fusione è dovuta l’energia
irradiata dalle stelle; in particolare dal nostro Sole.
C’è poi l’interesse applicativo, in quanto si può pensare di procedere con una ricerca che
porti in definitiva alla realizzazione di un reattore a fusione e quindi alla produzione di
questo tipo di energia (Fusione Termonucleare Controllata, FTC).
Ma proprio per quanto riguarda l’interesse applicativo si deve purtroppo constatare che,
malgrado i notevoli finanziamenti che nel mondo vengono destinati a questa ricerca, essa
viene condotta in massima parte in modo inadeguato e, a priori, fallimentare.
Ad aggravare la situazione c’è poi il fatto che l’informazione che in proposito viene
fornita sia da un buona parte degli addetti ai lavori che da varia stampa, anche qualificata, è
molto spesso carente, errata e fuorviante.
Ci si domanda allora: perché? Con una ragionevole conoscenza del problema ognuno è in
grado di fare le sue ipotesi. E ciò che si vuole fare con questo articolo è appunto rendere
disponibile una informazione veritiera e, anche se concisa, il più possibile completa circa
lo svolgimento della ricerca sulla FTC nel mondo, in Europa, in Italia. Lo si farà
limitandosi alla ricerca svolta impiegando dispositivi che usano il confinamento magnetico
del plasma. C’è da tenere presente che la ricerca sul confinamento inerziale comporta
delle implicazioni belliche, ed è quindi coperta in buona parte da segreto militare.
Buona parte di ciò che verrà detto è già stato scritto, da vari autori oltre che da me, in
diversi documenti: articoli, note, lettere. In particolare si vuole segnalare l’articolo
pubblicato sulla rivista ANALYSIS nel 2006 /1/. Si vuole anche suggerire la lettura degli
articoli di E.Pedretti apparsi sulla rivista VUOTO, Scienza e Tecnologia negli anni 1984,
1988, 1991 /2/, /3/, /4/.
Tuttavia, poiché il presente articolo, che ha un carattere essenzialmente storico, si rivolge
prevalentemente ad un pubblico costituito da non addetti ai lavori, mi è sembrato
opportuno premettere, nel prossimo paragrafo, alcuni cenni sul problema della fusione
termonucleare controllata, in una maniera il più possibile semplice e senza troppo entrare
nei dettagli della fisica che è alla base del funzionamento dei vari dispositivi.
Spero che questa ricostruzione storica possa in qualche modo risultare utile, anche se
certo non mi illudo che possa, almeno nell’immediato, servire a modificare le cose. Però si
può forse guardare con un pò di ottimismo e di speranza ad un futuro più lontano. In questo
senso mi pare appropriata una frase di Roberto Saviano presa dal suo recente libro La
bellezza e l’inferno: “Lasciare memoria, scrivere, è in qualche modo un attestato di fiducia
verso l’uomo, verso le nuove generazioni”.
2-1
2 – IL PROBLEMA DELLA FUSIONE TERMONUCLEARE CONTROLLATA
E’ noto che se si fornisce sufficiente energia a dei nuclei di elementi leggeri essi possono
“fondersi” e che in questo processo si libera energia che può quindi venire utilizzata. Le
reazioni di fusione che realisticamente vengono considerate ai fini pratici coinvolgono gli
isotopi dell’idrogeno (il deuterio e il trizio) e l’elio3. Fra queste reazioni quella che ha più
possibilità di essere innescata a temperature raggiungibili in un ipotetico reattore a fusione
è la reazione deuterio–trizio che genera neutroni con un’energia di circa 14 MeV e
particelle α con un’energia di circa 3,5 MeV. Fissiamo quindi per il momento la nostra
attenzione su questa reazione.
Per risolvere il problema della fusione termonucleare controllata si può quindi pensare di
realizzare in un primo tempo un plasma∗ di deuterio-trizio avente una densità di particelle n
elevata (≥ 1013cm-3) e una temperatura T sufficientemente alta (100-1000 milioni di gradi
centigradi) per dare ai nuclei di deuterio e trizio l’energia necessaria per vincere la
repulsione elettrostatica, e di confinarlo per un tempo τ sufficientemente lungo per dare
modo alle reazioni di fusione di verificarsi. In un reattore i neutroni generati nelle reazioni
di deuterio e trizio sfuggendo dal plasma verrebbero catturati in un mantello posto attorno
al plasma stesso, nel quale essi rigenererebbero il trizio per reazione con il litio contenuto
nel mantello. Questa rigenerazione si rende necessaria perché il trizio, essendo radioattivo
con un tempo di dimezzamento piuttosto breve (∼ 12 anni), non esiste in natura in quantità
significative. Il calore prodotto dai neutroni verrebbe prelevato e usato per produrre
elettricità con un convenzionale ciclo termico. Le particelle α, elettricamente cariche,
possono invece essere confinate all’interno del plasma e quindi cedergli la loro energia,
riscaldandolo ulteriormente. Se questa energia viene prodotta in quantità sufficiente, cioè
se il numero delle reazioni è abbastanza elevato, è possibile superare le perdite di energia
che il plasma subisce verso l’esterno. La situazione in cui la potenza di fusione prodotta
uguaglia quella che si deve iniettare per riscaldare e confinare il plasma viene detta
pareggio (breakeven). Naturalmente questa condizione va superata perché ciò che conta ai
fini pratici è la produzione netta di energia. La situazione da raggiungere in definitiva è
quella in cui la potenza fornita al plasma dalle particelle α (che è circa 1/5 della potenza
totale di reazione) è sufficiente per compensare le perdite di energia. In queste condizioni
di ignizione il plasma è in grado di autosostenersi. Per raggiungere questa situazione è
necessario, come è logico e come sopra accennato, che la temperatura, la densità e il tempo
di confinamento siano sufficientemente grandi, o lo sia una qualche loro combinazione.
Esiste a questo riguardo il ben noto criterio di Lawson che, in base a considerazioni di
bilancio energetico e tenendo conto delle perdite,stabilisce per il prodotto nτ un valore non
inferiore a circa 1014cm-3s, ferma restando l’esigenza di una temperatura elevata.
Si usa spesso dare graficamente i valori di nτ in funzione di T per il pareggio e per
l’ignizione con delle curve che sono del tipo di quelle indicate in Fig. 2-1. Sull’uso di
questo tipo di grafico avremo modo di parlare più avanti in tema di dispositivi di tipo
tokamak (par. 5.4.1).
Dimostrare la fattibilità scientifica della fusione termonucleare controllata significa
riuscire a portare il plasma in condizioni di ignizione in una esperienza di laboratorio. E ci
sembra importante chiarire il significato di questa terminologia, valida per ogni nuova idea
∗
Plasma (detto anche “quarto stato della materia”) è in pratica un gas completamente
ionizzato, cioè una miscela globalmente neutra di ioni ed elettroni.
2-2
tecnologica, perché molto spesso essa viene usata in modo improprio. Ed anche su questo
torneremo più avanti. Solo dopo avere raggiunto questo fondamentale traguardo si
potrebbe pensare al reattore prototipo e successivamente al reattore commerciale.
Fig. 2-1
Da anni nelle macchine a fusione esistenti nel mondo e operanti con solo deuterio si
producono reazioni di fusione alle quali è ovviamente associata una produzione di energia.
Però la fattibilità scientifica della fusione termonucleare controllata resta ancora da
dimostrare, nel senso che l’ignizione, come pure il pareggio, non è stata a tuttoggi
realizzata.
Il confinamento di un plasma, che ha luogo spontaneamente nelle stelle a causa della
rilevante forza di gravità connessa con le enormi masse in giuoco, può ottenersi in
laboratorio con due diversi sistemi:
a) Confinamento inerziale – In questo sistema si comprime a densità elevatissima
(maggiore di circa mille volte la densità del liquido) una pallina di deuterio-trizio per
mezzo di fasci laser o di particelle cariche. I tempi di compressione sono brevissimi, per
modo che il combustibile, vincolato dalla sua stessa inerzia, brucia prima di potersi
disperdere. Il criterio di Lawson viene soddisfatto con densità di plasma maggiori di
1024cm-3 e con tempi di confinamento minori 10-10s.
b) Confinamento magnetico - Qui il plasma, essendo una miscela di particelle cariche,
viene tenuto lontano dalle pareti del contenitore da opportuni campi magnetici. In questo
caso si può avere, tipicamente, un tempo di confinamento di 1s con una densità dell’ordine
di 1014cm-3.
Uno dei problemi più difficili da risolvere in entrambi i tipi di confinamento è quello
dell’instabilità. Nel caso del confinamento magnetico si suole dividere le instabilità in due
diverse categorie: macroscopiche e microscopiche. Le instabilità macroscopiche si
possono spiegare considerando il plasma come un fluido globalmente neutro e fortemente
conduttore; e in questo quadro va studiato il suo comportamento sotto l’azione di forze di
natura elettromagnetica. Queste instabilità consistono in movimenti globali e osservabili
del plasma, che ne alterano la configurazione fino a portarlo in tempi brevissimi, a contatto
con le pareti del contenitore. Instabilità macroscopiche sono ad esempio la così detta
2-3
“sausage instability” che si manifesta con rigonfiamenti e restringimenti della colonna di
plasma; oppure la “kink instability”.
Meno gravi delle macroscopiche, le instabilità microscopiche sono dovute a piccoli
scostamenti dalle condizioni di equilibrio termodinamico, i quali comportano il nascere e il
crescere di onde interagenti con altre onde e con particelle; il loro effetto dannoso è
rappresentato da minuscole fughe intermittenti che determinano una graduale perdita di
plasma attraverso le linee del campo magnetico. Proprio per la loro natura le instabilità
microscopiche non sono osservabili direttamente; esse vengono rilevate da perturbazioni
nei segnali degli strumenti usati per osservare il plasma.
Prima di chiudere questo paragrafo torniamo per un momento ad esaminare il problema
della scelta del combustibile da impiegare. Come si è detto, è ragionevole pensare di
utilizzare la reazione DT –che è più facile da innescare rispetto ad altre reazione
coinvolgenti elementi leggeri (deuterio-elio3, protone-litio6, protone-boro11, ecc.) – solo
per una fase sperimentale in una macchina progettata per l’ignizione. Ciò perché i neutroni
da 14 MeV prodotti nelle reazioni DT, essendo neutri, sfuggono dal plasma e arrivano sulle
strutture della macchina attivandole e dando così luogo a problemi di sicurezza ed
ambientali. Per cui non si può parlare di energia pulita (senza con questo voler fare
confronti con l’energia da fissione). E quanti più neutroni si producono, e quanto più essi
sono energetici, tanto meno pulita è l’energia che si produce.
Si può pensare però di raggiungere temperature più grandi, cioè sufficienti a portare
all’ignizione un plasma di deuterio-elio3 (plasma D3He). La reazione D3He, oltre a non
coinvolgere il trizio, non origina neutroni (se non quelli, in numero minore, generati in
reazioni collaterali e secondarie) ma solo particelle α e protoni. Non ci sono quindi
problemi connessi con l’attivazione dei materiali strutturali. Inoltre le particelle α e i
protoni, essendo particelle cariche potrebbero essere utilizzati direttamente per ricavare
energia elettrica (conversione diretta), senza passare per un ciclo termico con la
conseguente perdita di rendimento della macchina.
In questo tipo di reattore non occorrerebbe più quindi circondare il plasma con un
mantello e si otterrebbe così una riduzione notevole delle difficoltà tecnologiche. Inoltre,
poiché il processo di conversione diretta richiede di convogliare le particelle cariche verso
un qualche dispositivo apposito, il carico termico sulle pareti risulterebbe alleggerito.
L’ignizione di un plasma di D3He potrebbe essere facilitata usando un plasma DT come
innesco. Si tratterebbe cioè di sostituire il trizio con l’elio3 nel plasma ignito DT. La
difficoltà si trasferirebbe allora al fatto che l’elio3 è molto scarso in natura e bisogna
produrlo partendo da altri elementi. Per esempio, lo si può ottenere dal decadimento del
trizio presente nelle testate nucleari; e questo sarebbe sufficiente per sostenere un
programma sperimentale. Per quanto riguarda il lungo termine, può essere interessante
accennare al fatto che da tempo sono in corso in America, in particolare alla NASA, degli
studi per il prelievo dell’elio3 dalla superficie lunare. Negli anni più recenti anche la Cina e
l’India si sono impegnate in questo tipo di ricerche.
3-1
3 – DISPOSITIVI PER LA RICERCA FUSIONISTICA BASATI SUL
CONFINAMENTO MAGNETICO
3.1 Generalità
L’effetto di un campo magnetico sul moto delle particelle cariche può essere sfruttato ai
fini del confinamento di un plasma.
Uno dei primi sistemi per confinare un plasma portandolo ad elevati valori di densità e
temperatura, è stato quello basato sull’effetto di compressione (pinch effect). Si sfrutta qui
l’interazione tra la corrente che fluisce in un tubo di scarica e il campo magnetico generato
dalla corrente stessa. Questa interazione genera, come è noto, una forza che comprime il
plasma verso l’asse del tubo. Esistono due tipi di pinch. Nello Z-pinch (Fig. 3-1a) un
campo elettrico applicato lungo l’asse del tubo produce una corrente I che a sua volta dà
luogo ad un campo magnetico B. Nel θ-pinch invece (Fig. 3-1b) il campo magnetico B è
creato da una corrente che fluisce in direzione θ in una bobina posta al di fuori del tubo di
scarica.
Fig. 3-1
Imponendo l’equilibrio tra la pressione esercitata dal campo magnetico e quella esercitata
dal gas, si trovano per la corrente dei valori elevatissimi (dell’ordine dei milioni di
ampere). Una ulteriore difficoltà è poi dovuta all’insorgere di quelle instabilità che
caratterizzano una scarica soggetta a compressione. Nelle macchine più recenti si è allora
adottato un funzionamento pulsato. In questo modo si fa fluire una corrente molto elevata
per un tempo molto breve (una piccola frazione di secondo). Si può così riuscire ad
ottenere valori elevati della densità e della temperatura del plasma prima dell’insorgere
delle instabilità.
Per quanto riguarda invece le configurazioni, esse possono essere aperte o chiuse.
Vediamole un po’ più in dettaglio.
3.2 Configurazioni aperte
Fra i primi tentativi di realizzare il confinamento magnetico del plasma sono da ricordare
le configurazioni lineari a specchio e a cuspide (v. Figg. 3-2a e 3-2b). La differenza fra
3-2
queste due consiste nel fatto che mentre nella configurazione a specchio la corrente
elettrica circola nello stesso senso in entrambe le bobine, nella configurazione a cuspide
circola in sensi opposti. Di conseguenza le linee del campo magnetico B sono quelle
rappresentate nelle figure. Nella configurazione a specchio le particelle sono riflesse avanti
e indietro fra le due bobine e, se non è soddisfatta una opportuna relazione tra la velocità e
il campo magnetico, esse possono sfuggire dalle estremità lungo l’asse z. Nel caso della
cuspide le perdite si verificano anche lungo la cuspide anulare.
a)
b)
Fig. 3-2
Per limitare le perdite delle particelle agli estremi sono impiegati dei dispositivi molto
complessi, che non vogliamo qui descrivere in dettaglio, costituiti da “tappi terminali”
(end-plugs) in combinazione con iniettori di particelle e di onde elettromagnetiche. Il tutto
allo scopo di modificare opportunamente il campo magnetico e quello elettrostatico agli
estremi /5/.
Sono stati impiegati tre tipi di end-plugs, che sono rappresentati nelle Figg. 3-3a, 3-3b, 33c.
a)
b)
c)
Fig 3-3
In un primo dispositivo alle due bobine che realizzano lo specchio viene aggiunto un
sistema di conduttori lungo l’asse (barre di Ioffe) come mostrato in Fig. 3-3a. Oppure si
sostituisce alle bobine circolari un’unica bobina di forma simile a quella della saldatura di
una palla da tennis (bobina baseball) (Fig. 3-3b). O ancora un sistema di due bobine la cui
forma è mostrata in Fig. 3-3c (bobine Yin – Yang).
3-3
Su questo concetto sono basate le macchine Tandem Mirror che consistono in una serie di
bobine coassiali percorse da correnti concordi e corredate appunto di tappi terminali.
3.3 Configurazioni chiuse
Per limitare le perdite di plasma parallele al campo magnetico si è pensato di ricorrere a
delle configurazioni chiuse, per esempio ripiegando su se stesso un solenoide in modo da
ottenere una configurazione toroidale. Però in una tale configurazione il campo magnetico
è disuniforme, la sua intensità essendo inversamente proporzionale alla distanza dall’asse
di simmetria del toro. In questa situazione appaiono allora due moti di deriva, prodotti uno
dalla disuniformità del campo magnetico, e l’altro dalla forza centrifuga dovuta alla
curvatura delle linee di forza. Il moto di deriva risultante è verticale, in verso opposto per
cariche di diverso segno. La separazione di cariche che così si produce genera un campo
elettrico verticale, come indicato in Fig. 3-4; si produce quindi una velocità di deriva che
ha la stessa direzione per gli ioni e per gli elettroni per modo tale che tutto il plasma viene
spinto verso l’esterno.
Fig. 3-4
Per avere confinamento bisogna quindi fare ricorso ad un sistema più complesso. Ciò
viene fatto aggiungendo al campo magnetico toroidale BT un campo magnetico poloidale
Bp, per modo che le linee di forza risultanti sono delle eliche che si avvolgono su superfici
di forma toroidale dette superfici magnetiche (v. Fig. 3-5). Per ogni giro toroidale una linea
di forza ruota poloidalmente di un angolo ι (trasformata rotazionale); la grandezza q=2π/ι
(fattore di sicurezza) rappresenta il numero di giri toroidali che la linea di forza effettua per
ogni giro poloidale completo.
Fig. 3-5
3-4
In una configurazione magnetica così fatta la deriva verticale viene compensata dal fatto
che una particella carica, seguendo una linea di forza, si trova a passare per punti situati
sopra e sotto il piano equatoriale, punti nei quali l’effetto di deriva è contrario; quindi
globalmente la deriva viene annullata e così si può avere confinamento.
Una configurazione elicoidale del campo magnetico B può ottenersi con due diversi
metodi.
In un primo metodo si usano avvolgimenti elicoidali posti tra la camera da vuoto e le
bobine toroidali. La macchina che utilizza questo metodo è chiamata Stellarator.
Uno stellarator classico oltre alle bobine per il campo toroidale è dotato di l coppie di
avvolgimenti elicoidali, come è mostrato nella Fig. 3-6 per il caso l = 3 /6/.
Fig. 3-6
Fig. 3-7
Una variante è costituita dalla macchina Torsatron che ha solamente l avvolgimenti
elicoidali con correnti tutte nella stessa direzione, come rappresentato nella Fig. 3-7.
Il secondo metodo consiste nel creare una corrente elettrica toroidale in seno al plasma.
Su questo metodo è basato il dispositivo Tokamak sul quale ora non ci soffermiamo in
quanto sarà trattato al par.4, nonché lo Z-pinch toroidale stabilizzato (macchina Z che sarà
descritta più avanti), e il dispositivo Reversed Field Pinch (RFP).
Però, a seconda del valore della densità di corrente si possono avere tre diverse
configurazioni. Il parametro più utile per distinguerle è il fattore di sicurezza q , già
introdotto, che è funzione crescente del raggio r e che si può scrivere come q(r)=
(r/R0)(BT/Bp).
Per evitare che si inneschi una instabilità di kink bisogna che il fattore di sicurezza al
bordo del plasma, q(a), sia diverso da 1. Si possono allora presentare tre diverse situazioni.
Se q(a) è maggiore di 1 la configurazione che si ottiene è un tokamak. Se invece q(a) è,
fino ad un certo limite, minore di 1 si ottiene la configurazione che viene chiamata Z-pinch
toroidale stabilizzato (vedi macchina Z). Diminuendo ulteriormente il valore di q(a) si
ottiene poi la configurazione denominata Reversed Field Pinch.
L’idea base di RFP è quella di avere, a parità di campo magnetico toroidale, una densità
di corrente più elevata rispetto a quella dello Z-pinch toroidale stabilizzato; ciò allo scopo
di migliorare sia il riscaldamento ohmico che il confinamento. Come conseguenza di ciò le
condizioni di equilibrio impongono un rovesciamento del campo magnetico toroidale al
bordo del plasma, nel senso che esso ha direzioni opposte internamente ed esternamente al
plasma.
3-5
Nella Fig. 3-8 è rappresentato l’andamento temporale dei campi Bt e Bp al bordo del
plasma (r = a). Nella Fig 3-9 è invece mostrato l’andamento radiale di equilibrio dei due
campi. La Fig. 3-10 mostra le linee del campo elicoidale risultante.
Fig. 3-8
Fig. 3-9
Fig. 3-10
4-1
4 – IL TOKAMAK
4.1 Che cos’è un tokamak
Passiamo ora a descrivere brevemente il principio di funzionamento di un tokamak, che
fra i vari dispositivi di confinamento magnetico è quello che finora è sembrato più
promettente e che è stato maggiormente studiato. Lo schema di un tokamak è riportato in
Fig. 4-1.
Fig. 4-1
Il plasma, contenuto in una opportuna camera da vuoto, ha una configurazione toroidale,
che può essere a sezione circolare, con raggio minore a e raggio maggiore R0. Si
definisce a questo proposito un rapporto di aspetto
A = R0/a. Per migliorare alcune
caratteristiche di un tokamak però, spesso si fa in modo che la colonna di plasma abbia una
sezione elongata del tipo di quella rappresentata in Fig. 4-2.
Fig. 4-2
4-2
Attorno alla camera di scarica è posto un sistema di bobine che genera un campo magnetico
toroidale BT che può arrivare ad essere dell’ordine di 10 T. Il trasformatore centrale
induce nel plasma una corrente toroidale Ip che a sua volta produce il campo magnetico
poloidale Bp. Le bobine di controllo producono un campo magnetico con componente
verticale prevalente, che ha la funzione di centrare ed eventualmente stabilizzare l’anello di
plasma. In Fig. 4-3 sono rappresentati gli andamenti radiali dei campi BT e Bp.
Fig. 4-3
Il campo poloidale naturalmente è diverso da zero per il tempo limitato in cui varia la
corrente nel primario del trasformatore, quindi difficilmente per più di mezzo minuto. Ne
segue che il funzionamento di un tokamak è pulsato. Un impulso tipico è mostrato nella
Fig. 4-4 /7/ e corrisponde alla seguente sequenza di eventi. Si vuota la camera ad una
pressione di circa 10-10 torr. Si dà poi corrente (iTOR) al magnete toroidale fino a
raggiungere il valore di pianerottolo. A questo punto si introduce nella camera la miscela
DT a circa 10-3 torr e si dà corrente (iPRI) al primario del trasformatore. Quest’ultima
operazione deve avvenire in quattro stadi successivi:
AB – Preionizzazione del gas
BC – Eccitazione e salita della
Corrente di plasma
CD – Corrente di plasma costante
(flat top)
DE – Estinzione della corrente
di plasma
Il plasma viene confinato durante il flat top; in
questo periodo se sono soddisfatte le necessarie
condizioni, avvengono le reazioni di fusione.
Fig. 4-4
4-3
Come si è visto, bisogna poi, con un qualche sistema, poter portare il plasma a
temperature molto elevate, dell’ordine di 100- 1000 milioni.
Il sistema più naturale di riscaldamento del un plasma di un tokamak è quello che sfrutta
la corrente stessa del plasma (riscaldamento ohmico). Però, poiché la resistività del plasma
decresce all’aumentare della temperatura, al di là di un certo valore di T il meccanismo di
riscaldamento ohmico perde efficacia e può essere necessario ricorre a dei sistemi di
riscaldamento addizionale. Fra questi sistemi di riscaldamento citiamo: l’iniezione di
particelle neutre e il riscaldamento con onde elettromagnetiche. Esaminiamole
sommariamente.
Iniezione di neutri – Si fa passare un fascio di ioni ad alta energia in una camera di
neutralizzazione dove gli ioni vengono neutralizzati senza perdere molta energia. Le
particelle neutre così ottenute, non subendo l’azione del campo magnetico, possono
penetrare nel plasma dove vengono nuovamente ionizzate e si termalizzano riscaldando il
plasma. Esistono problemi tecnici relativi sia all’intensità e alla collimazione del fascio, che
al rendimento del trasferimento di energia dal fascio al plasma.
Riscaldamento con onde elettromagnetiche – Si lanciano nel plasma onde
elettromagnetiche a certe frequenze caratteristiche del plasma (frequenza di ciclotrone
ionica ed elettronica, frequenze ibride superiore e inferiore) che sono funzioni del campo
magnetico e anche della densità di plasma (nel caso delle frequenze ibride). Queste
frequenze possono cadere nel campo delle radiofrequenze o delle microonde. Il plasma sarà
in grado di assorbire energia mediante dei fenomeni di interazione con le onde
elettromagnetiche, fenomeni che sono molto complessi.
E’ importante che la potenza assorbita venga termalizzata, altrimenti possono avere luogo
instabilità. In effetti, il degrado del confinamento all’aumentare della potenza di
riscaldamento costituisce un serio problema.
Nel tokamak l’instabilità macroscopica più preoccupante è quella di kink alla quale si è
già fatto cenno al par. 2. Quando essa si innesca la colonna di plasma comincia a
contorcersi e finisce con il dare luogo ad una disrupzione. Per evitare questa instabilità è
necessario che il campo magnetico toroidale sia o al di sopra o al di sotto di una certa fascia
di valori. I ricercatori fusionisti hanno preferito fin dall’inizio orientarsi verso i campi
magnetici al di sotto di detta fascia. E su questo importante argomento torneremo tra breve.
Tanto l’iniezione di atomi neutri che l’iniezione di una radiofrequenza possono servire
per ottenere il funzionamento continuo di un tokamak (current drive). Si tratta cioè di
riuscire a far circolare la corrente di plasma anche dopo l’azione induttiva del
trasformatore. Nel caso di una radiofrequenza accade che, a certe frequenze, l’onda cede
parte della sua energia agli elettroni facendoli circolare, e quindi producendo una corrente
in direzione toroidale. Vediamo perché il funzionamento continuo è importante.
Riferendosi alla Fig. 4-4 ed indicando con TFT la durata del flat top e con TC la durata
dell’intero ciclo, si definisce un duty cycle come FDC = T FT /TC. Per evitare problemi
derivanti da sollecitazioni termomeccaniche dovute alle contrazioni ed espansioni
provocate dalle variazioni cicliche di temperatura, FDC dovrebbe essere circa il 100%. Ciò
può essere molto importante in un reattore.
4.2 Grandi tokamak e tokamak compatti
Non esiste in realtà un criterio preciso per stabilire se un tokamak debba considerarsi
grande o piccolo. Comunque, prendendo come parametro di riferimento R0, può essere
ragionevole la seguente suddivisione:
grandi tokamak R0≥2m ; tokamak medi 1,2<R0<2m ; piccoli tokamak R0≤1,2 m
4-4
Ciò premesso per ottenere le condizioni di ignizione di un plasma in un dispositivo
tokamak si può pensare di seguire due diverse linee; linee che corrispondono a due diversi
modi per ottenere valori elevati del prodotto nτ.
Si può infatti cercare di realizzare tempi di confinamento lunghi con densità basse. Ciò
richiede macchine di grandi dimensioni e conduce di conseguenza a tempi di costruzione e
a costi molto elevati. Inoltre le incognite a cui si va incontro in termini di comportamento
fisico del plasma e di probabilità di ignizione sono rilevanti.
La linea alternativa è quella di realizzare tempi di confinamento più brevi con densità
elevate. Le minori dimensioni del dispositivo rendono qui possibile l’applicazione di campi
magnetici più alti; si possono quindi sostenere maggiori densità della corrente che circola
nel plasma, da cui la possibilità di ottenere più elevate densità di plasma. Vengono così
prodotti “plasmi termonucleari”, nei quali il riscaldamento è dovuto essenzialmente alle
particelle α. Nelle macchine più grandi ed a più bassa densità, è necessario l’impiego di
fonti esterne di riscaldamento (fasci di neutri, radiofrequenze, etc.); e questo fa sì che il
plasma prodotto non sia effettivamente un plasma termonucleare.
Si può fra l’altro vedere che valori elevati del campo magnetico e dimensioni compatte
della macchina rendono possibile spingere la corrente di plasma a valori piuttosto elevati
senza incorrere in instabilità.
E’ poi di grandissima importanza il fatto, verificato sperimentalmente, che in macchine
ad elevata densità il grado di impurezza del plasma (cioè la percentuale di elementi pesanti
in esso presenti) è praticamente trascurabile. Poiché prevalentemente agli elementi pesanti
sono collegate le perdite di energia per irraggiamento, una presenza apprezzabile di questi
elementi può, da sola, pregiudicare il raggiungimento delle condizioni di ignizione.
Naturalmente la necessità di operare con campi magnetici e con correnti elevate comporta
problemi tecnologici che divengono importanti qualora si abbia a che fare con un reattore
anziché con una macchina sperimentale. D’altra parte è logico assumere come obiettivo
prioritario la dimostrazione della fattibilità scientifica della fusione nonché lo studio del
comportamento, attualmente incognito, di un plasma ignìto, rimandando ad una fase
successiva la trattazione dei problemi reattoristici. E in questa strategia è evidente il
vantaggio delle macchine compatte.
In base a quanto detto ci si sarebbe dovuti aspettare che la ricerca con i tokamak si fosse
orientata prevalentemente sui dispositivi compatti; e invece quello che è avvenuto è
esattamente il contrario. Nel prossimo paragrafo, dedicato allo svolgimento, in ambito
internazionale, della ricerca fusionistica con confinamento magnetico, si cercherà di capire
quali siano state le ragioni che hanno condotto a tale scelta.
5-1
5 – VERSO L’ENERGIA DA FUSIONE CON CONFINAMENTO MAGNETICO
5-1 Gli inizi
Nella storia della fisica la fusione nucleare fa il suo ingresso negli anni ’20. Nel 1920
infatti l’astronomo inglese Eddington avanzò l’ipotesi che l’energia emanata dal sole fosse
dovuta a reazioni di fusione. Successivamente, nel 1929, Atkinson e Houtermans /8/
pubblicarono un lavoro scientifico in proposito. La loro teoria fu successivamente
perfezionata da Weizsäker /9 /, da Gamov e Teller /10 / e da Bethe /11/.
Negli anni ’30 gli scienziati presero quindi in considerazione la possibilità di ottenere
anche sulla Terra energia da fusione nucleare. Però le reazioni di fusione che avvengono
nelle stelle hanno tempi caratteristici dell’ordine di miliardi di anni e la potenza liberata per
unità di massa è molto piccola. Se la potenza totale da esse liberata è enorme, ciò è dovuto
al fatto che anche la loro massa è enorme.
Per produrre sulla Terra energia da fusione devono quindi essere prese in considerazione
altre reazioni con tempi caratteristici molto più brevi. E poiché comunque bisogna poter
portare i nuclei interagenti ad energie elevatissime, la cosa sembrò impossibile.
Sono però stati i progressi successivamente ottenuti nello sviluppo di energia da fissione a
riportare l’interesse sulla possibilità di ottenere energia da processi di fusione nucleare.
Infatti, com’è ben noto, nel 1945 venne realizzata la prima bomba atomica (bomba A); e
successivamente, nel 1952, negli USA sotto la guida di Teller venne realizzata la prima
esplosione termonucleare (bomba H). In essa veniva utilizzata l’energia prodotta da una
esplosione atomica per innescare reazioni di fusione. Nel 1953 anche i russi realizzarono
una esplosione termonucleare.
Le prime ricerche sulla fusione furono quindi effettuate a scopo militare, ed erano coperte
di conseguenza da segreto. E in ogni caso si trattava di realizzare la produzione di energia
da fusione sotto forma esplosiva, cioè incontrollata. Ciò però fece sì che avessero inizio
anche ricerche riguardanti la fusione termonucleare controllata (FTC), che anche esse in un
primo tempo vennero condotte secondo programmi protetti da segreto. Queste ricerche
iniziarono negli anni ’50 in USA, URSS, Gran Bretagna, Francia. Però alla conferenza di
Ginevra del 1958 fu deciso di abolire ogni vincolo di segretezza sulla ricerca fusionistica
con confinamento magnetico.
Negli Stati Uniti la ricerca sulla FTC venne condotta fondamentalmente negli anni ’50 nel
contesto del “Progetto Sherwood” svolto dalla Commissione Americana per l’Energia
Atomica /12/.
Vogliamo qui appresso dare un cenno sui principali dispositivi che sono stati realizzati
nel mondo, elencandoli per quanto possibile nell’ordine secondo il quale nei paragrafi 3 e 4
sono stati descritti i loro principi di funzionamento.
5-2 Configurazioni aperte
Per quanto riguarda le configurazioni aperte o lineari, vogliamo iniziare con il citare la
macchina Scylla (a specchio) e la Picket Fence (a cuspide), entrambe realizzata a Los
Alamos negli anni 50 /13/. Per entrambe queste macchine la lunghezza della camera da
vuoto era di circa 1 m. Un pò più grande (270 cm di lunghezza e 45 cm di diametro) era la
camera da vuoto della macchina Pyrotron (a specchio) costruita a Livermore circa negli
stessi anni /14/.
A causa delle perdite dagli estremi, il plasma introdotto nella camera da vuoto restava
confinato nella regione centrale per un tempo troppo breve. Di conseguenza, queste
configurazioni molto semplici oggi non sono più usate. Esse, tuttavia, continuano ad essere
5-2
importanti perché costituiscono gli elementi fondamentali di numerose macchine di ricerca
fusionistica nelle quali la configurazione a specchio e quella a cuspide in una grande
varietà di combinazioni, anche non lineari.
Le macchine lineari più recenti sono caratterizzate dal funzionamento pulsato e
dall’ausilio di speciali iniettori di particelle; esse hanno fornito risultati incoraggianti ma
non ancora sufficienti. A Livermore, in una macchina a specchio denominata 2XII-B (in cui
le due bobine distavano 1,5 m l’una dall’altra) è stata raggiunta una temperatura ionica Ti ≅
10 keV ( oltre 100 milioni di gradi centigradi), con un parametro di confinamento nτ ≅ 5 x
1010 s/cm3 /15/. Anche se il parametro nτ ottenuto nell’esperienza 2XII-B è sensibilmente
inferiore a quello richiesto dal criterio di Lawson, le prestazioni della macchina hanno
indotto all’ottimismo gli sperimentatori di Livermore, che hanno cercato nuovi metodi per
aumentare il confinamento del plasma nella configurazione lineare.
Vogliamo infine concludere questa breve rassegna di macchine lineari dando una sia pur
rapida descrizione della macchina MFTF-B (Mirror Fusion Test Facility) che è stata
realizzata a Livermore negli anni dal 1982 al 1986, per un costo totale di 352 milioni di
dollari. Ci sembra importante parlarne perché si tratta del più grande dispositivo per fusione
a confinamento magnetico che sia mai stato costruito. La lunghezza della sua camera da
vuoto è di 58 m e il suo diametro varia da 8 m nella regione centrale a 10 m nelle celle
terminali. Il volume totale, che va vuotato ad una pressione di 2×10-8 torr, è di 4200 m3. Se
al peso della macchina, di più di 1250 tonnellate, si aggiunge il peso di tutte le varie
apparecchiature si arriva ad un peso totale di 2000 tonnellate. Tutta l’apparecchiatura deve
resistere non solo all’alto vuoto, ma anche agli sforzi di natura elettromagnetica; e deve
anche poter sopportare eventuali terremoti, non certo improbabili in California.
In Fig. 5-1 è data la rappresentazione schematica della versione finale di MFTF-B /16/.
Ma ci sembra anche interessante mostrare nelle Figg. 5-2 e 5-3 rispettivamente le foto delle
bobine centrali e delle bobine Yin-Yang che sono poste nelle zone terminali della
macchina.
Fig. 5-1
La macchina avrebbe dovuto operare con solo deuterio con impulsi di 30 s ogni 5 minuti
(duty cycle del 10%) ed era prevista per ottenere: ni ≅ 5x1013 cm -3, Ti ≅ 15 keV, nτ ≅ 1013 s
cm-3 /17/. Ma purtroppo, per mancanza di fondi, essa non è mai entrata in funzione.
5-3
Fig. 5-2
Fig. 5-3
5-4
5-3 Configurazioni chiuse (diverse dal tokamak)
Stellarator
Come già anticipato nel par.3, un primo metodo per ottenere una configurazione chiusa
consiste nell’uso di avvolgimenti elicoidali posti fra la camera da vuoto e le bobine
toroidali (v. Fig. 3-4). La macchina che utilizza questo metodo viene chiamata stellarator ed
è stata ideata e realizzata per la prima volta da L. Spitzer nel 1951 presso il PPPL di
Princeton. La foto di Fig. 5-4 mostra appunto L. Spitzer accanto al suo stellarator.
Fig. 5-4
Gli studi sugli stellarator sono andati avanti, con la realizzazione di diversi dispositivi,
fino alla fine degli anni ‘60, quando sembrò che i dispositivi tokamak offrissero superiori
prestazioni.
Più tardi però il lavoro sugli stellarator è ripreso in diverse nazioni: in Russia, in
Giappone, negli USA e, in particolare, in Germania. Nei laboratori di Garching, vicino
Monaco, nel 1980, G. Grieger realizzò uno stellarator che venne chiamato Wendelstein-AS.
Heppenheimer, nel suo libro “The man-made sun” /18/, riporta che, in una conferenza che
si tenne a Los Alamos nel settembre del 1980, egli dichiarò di aver ottenuto con esso un
confinamento cinque volte superiore a quello raggiunto in un tokamak di uguali
dimensioni. Heppenheimer prosegue il suo racconto dicendo che nella stessa conferenza
Grieger mostrò un cartello sul cui sfondo apparivano due persone che sorreggevano, una un
tubo chiuso che stava a rappresentare un tokamak, e l’altra un tubo rettilineo, di minor
sezione agli estremi, che stava a rappresentare un tandem-mirror. Dietro di loro, in alto
come un grande sole, appariva lo schema delle bobine a spirale di uno stellarator. Alla fine
della sua presentazione Grieger così si espresse: “So you see stellarators are not so bad after
all” /19/.
5-5
Attualmente in Germania, a Greifswald, è in costruzione per opera del Max- PlanckInstitut fur Plasmaphysik (IPP) lo stellarator Wendelstein 7-X /19/ che si prevede sarà
completato nel 2015. La sua pianificazione fu iniziata nel 1980; nel 1994 il progetto fu
sottoposto alla UE per approvazione. Il suo scopo è quello di studiare le componenti
principali di un futuro reattore a fusione che impieghi la tecnologia degli stellarator anche
se esso non è di per sè un impianto economicamente conveniente. Una volta realizzato esso
sarà il più grande dispositivo fusionistico di tipo stellarator. Si prevede che esso potrà
funzionare con scarica continua per un tempo fino a 30 minuti. La Fig. 5-5 mostra lo
schema delle bobine per il campo magnetico e del plasma.
Fig. 5-5
Dati caratteristici della macchina sono:
raggio maggiore
5,5 m
raggio minore
0,35 m
volume
30 m3
campo magnetico
3T
tempo di scarica
fino a 30 minuti
plasma
H/D
densità di plasma
fino a 3x1021 m-3
temperatura
fino a 106 K
E’ invece stato realizzato in Giappone, nei pressi di Nagoya, lo stellarator LHD (Large
Helical Device) che usa un campo magnetico superconduttore del tipo “heliotron”;
dispositivo che è appunto stato realizzato in Giappone /20/ (v. Fig. 5-6).
Fig. 5-6
5-6
Alcuni dati caratteristici di LHD sono:
diametro toroidale del plasma
~8m
diametro poloidale del plasma
1- 1,2 m
campo magnetico
3T
13,6 keV
massima temperatura ionica Ti
massima densità elettronica ne
1,1x 1021 m-3
Si tratta del più grande dispositivo superconduttore per confinamento magnetico
attualmente operante nel mondo. La Fig. 5-7 dà una veduta di insieme della macchina.
Fig. 5-7
ZETA
Passiamo ora a descrivere un altro tipo di configurazione chiusa che a suo tempo suscitò
notevole interesse. Nel 1954, infatti, nei laboratori inglesi di Harwell iniziarono gli
esperimenti con la macchina denominata ZETA (Zero Energy Thermonuclear Assembly).
Si trattava di uno Z-pinch toroidale stabilizzato che può essere considerato il precursore sia
del tokamak che del Reversed Field Pinch. Essa consisteva infatti in una camera da vuoto
toroidale contenente un gas a bassa pressione che veniva opportunamente ionizzato.
Impiegando un trasformatore si faceva poi passare una corrente toroidale che aveva la
doppia funzione di riscaldare il plasma e di confinarlo per azione del campo magnetico
poloidale creato dalla corrente stessa. Per la stabilità però, come si sa, era necessaria la
presenza di un campo magnetico toroidale che veniva fornito da bobine poste attorno alla
camera di scarica. Dopo una prima fase turbolenta il plasma nella camera raggiungeva la
cosiddetta “fase quiescente” in cui i campi torodidale e poloidale, variabili lungo il raggio
minore del toro, avevano valore massimo uguale e il campo toroidale si rovesciava alla
parete.
Dopo aver eseguito diverse osservazioni impiegando diversi gas, fra cui miscele
isotopiche atte a dare luogo a reazioni di fusione, nel 1958 i ricercatori di Harwell
rivelarono neutroni in quantità significative, che potevano quindi indicare un risultato di
grande importanza.
Dopo qualche incertezza i ricercatori inglesi decisero di annunciare alla comunità
scientifica internazionale il successo del loro esperimento, senza avere prima eseguito tutte
le necessarie verifiche, che avrebbero richiesto dei tempi piuttosto lunghi.
5-7
Alla fine risultò che i neutroni rivelati erano effettivamente generati da reazioni di
fusione nucleare, ma non erano termonucleari nel senso che non erano prodotti da una
distribuzione maxwelliana di velocità dei nuclei, ma solo da alcuni nuclei di alta energia
prodotti in seno al plasma per interazione tra particelle ed onde.
Le motivazioni di questo annuncio prematuro sono ben descritte nell’articolo di A.
Sestero /21/ pubblicato sul Nuovo Saggiatore, dove si attribuisce questa fretta al timore del
mondo occidentale, in particolare dell’Inghilterra, di essere superati dalla Russia anche in
questa campo, come era già capitato in altri campi (ordigni termonucleari, primo satellite
artificiale, primo uomo nello spazio).
Timore basato sul fatto che, malgrado la declassificazione delle ricerche sulla fusione
nucleare, esisteva sempre da parte degli scienziati russi una notevole riservatezza a riguardo
dei risultati ottenuti. Si trattò in effetti di una scelta infelice da parte dei ricercatori inglesi;
scelta che ha senz’altro influito negativamente sull’opinione pubblica nei confronti della
ricerca sulla fusione termonucleare controllata.
Reversed Field Pinch
E diamo ora un cenno sulla ricerca relativa ai dispositivi Reversed Field Pinch (RFP). La
Fig. 5-8 riporta le caratteristiche geometriche di alcuni dispositivi del tipo RFP attualmente
presenti. Di questi il più grande è l’RFX di Padova del quale , unitamente alla macchina
ETA-BETA II, parleremo nel prossimo paragrafo in tema di ricerca fusionistica svolta in
Italia.
Fig. 5-8
5-8
5-4 Sviluppo della ricerca fusionistica con i tokamak
Come si è visto, fra i vari dispositivi per fusione impieganti il confinamento magnetico, il
tokamak è quello che è stato maggiormente studiato. Vediamone la storia iniziando dai
tokamak che sono già stati realizzati.
Il tokamak è stato ideato da Sakharov e Tamm nel 1951. Nel 1968 Artsimovich
dell’Istituto Kurchatov di Mosca nonché direttore del programma russo della fusione,
durante la 4a Conferenza Internazionale sulla Fisica del Plasma e della Fusione
Termonucleare Controllata a Novosibirsk, presentò i risultati raggiunti con il tokamak T-3,
suscitando un grande interesse. Da allora moltissimi tokamak sono stati realizzati nel
mondo e alcuni di essi hanno fornito risultati interessanti riguardanti la fisica del plasma e
della fusione.
Nella Tabelle che seguono ne vengono riportati alcuni dei più “importanti”. Intendendo,
si badi bene, con “importanti” non solo quelli che hanno fornito risultati significativi, ma
anche quelli che, indipendentemente dal loro valore scientifico, hanno richiesto notevoli
sforzi sia in termini lavorativi che economici.
Le Tabelle sono tre e riguardano: i grandi e medi tokamak, i tokamak compatti ad alto
campo magnetico, i tokamak sferici. Per ognuno di essi vengono date le principali
caratteristiche.
Parlando di tokamak realizzati, ci sembra opportuno spendere qualche parola di
commento su di un tipo di grafico che spesso viene usato appunto per rappresentare i
progressi conseguiti nel tempo con le varie macchine, in termini di avvicinamento al
traguardo dell’ignizione, o quanto meno del pareggio (breakeven). A titolo di esempio
riportiamo in Fig. 5-9 uno di questi grafici preso da un testo liceale /22 /.
Fig. 5-9
In un grafico di questo tipo vengono riportati i punti sperimentali relativi ai diversi
tokamak unitamente alle curve teoriche corrispondenti al pareggio e all’ignizione così come
ricavate in base al criterio di Lawson e che sono state trattate al par. 2. Osservando un
grafico di questo genere si può avere l’impressione che le macchine cui corrispondono i
punti sperimentali con valori più elevati di nτ e di T abbiano prodotto plasmi molto vicini
alle condizione di ignizione, o almeno di pareggio. Ma non è così; e un grafico così
concepito è in realtà fuorviante. Infatti le curve di pareggi e di ignizione sono quelle
5-9
Tabella I – GRANDI E MEDI TOKAMAK A CAMPO MAGNETICO MODERATO
Nazione
Città
UE - Culham
UE - Culham
USA-Princeton
USA-San Diego
Giappone
Giappone
Giappone
Germania-Garching
Francia-Cadarache
Russia
Periodo
R0 (m)
JET
1983-1992
3
JET
1992
2,96
TFTR
1982-1997 2,40
DIII-D
1980
1,66
JT-60
1984-1989
3
JT-60U
1991
3,40
JTF-2M
1983-2004
1,3
ASDEX-UP
1991
1,65
Tore Supra
1988
2,25
T-15
1989-1995 2,43
∗La sperimentazione prevede vari valori per la b del plasma
a (m)
a; b (m;m)
1,26 ; 2,1
0,96 ; 2,1
0,80
0,67;∗
0,95
1,60
0,36
0,5 ; 0,8
0,70
0,70
Ip (MA)
BT (T)
7
6
3
3
2,7
5
0,5
1,4
2
2
3,45
4
6
2,2
4,5
4,2
2,2
3,9
4,5
4,5
Tabella II – TOKAMAK COMPATTI AD ALTO CAMPO MAGNETICO
ALCATOR A
FT
FTU
ALCATOR C
USA
Italia - Frascati
Italia - Frascati
USA
1969-1982
1977-1989
1990
1978
0,54
0,83
0,93
0,64
0,10
0,20
0,30
0,165
0,4
0,6
1,6
0,8
10
10
8
12
1991-1998
1999
1999
1,25
1,4
1,4
0,3
0,85
0,85
0,31
1,4
1,4
0,5
0,5
0,6
Tabella III –TOKAMAK SFERICI
START
MAST
NSTX
Inghilterra - Culham
Inghilterra – Culham
USA-Princeton
5 – 10
calcolate per gli isotopi dell’idrogeno, quindi per un numero atomico Z = 1. Dette curve
derivano però da un bilancio energetico in cui ovviamente compaiono le perdite di energia
che sono in un tokamak fondamentalmente quelle dovute all’irraggiamento
(bremsstrahlung) che come è noto sono proporzionali a Z2. Ma in un tokamak reale, anche
se funzionante con deuterio o deuterio- trizio è impossibile, malgrado ogni precauzione,
evitare la presenza di impurezze pesanti. Per cui nelle equazioni relative, al posto di Z va
introdotta la grandezza Zeff =
∑i ni Zi2/ ne, in cui ne è la densità elettronica e ni e Zi sono la densità ed il numero atomico
della i-esima specie ionica presente. Se non si riesce, con tutti i possibili accorgimenti, ad
ottenere un valore di Zeff abbastanza prossimo a 1, le curve teoriche, che sono comunque
diverse per ogni macchina, si pongono molto più in alto nel grafico in questione. Detto in
altre parole, per Zeff anche di poco superiore a 1 le condizioni di ignizione non sono in
pratica raggiungibili.
Vogliamo ora completare la descrizione della ricerca svolta con i tokamak dando alcune
informazioni su quelli che non sono stati realizzati, o perché abbandonati, o perché ancora
in studio o in costruzione. Lo si farà dando particolare attenzione alla ricerca condotta in
ambito europeo (EURATOM). Dei programmi italiani però si darà solo un breve cenno
perché alla ricerca sulla fisica del plasma e della fusione svolta in Italia verrà dedicato tutto
il prossimo paragrafo.
Prima però, è opportuno descrivere brevemente i fatti che hanno portato alla definizione
del progetto JET. Lo si farà riportando qui di seguito testualmente un passo preso dal già
citato articolo di Sestero /21/, e che è il seguente.
“L’esperimento JET, costruito a Cullham in Inghilterra, rappresentò uno sforzo comune
dell’area europea. L’iniziativa fu preparata con cura. Fu nominata una commissione cui fu
affidato l’incarico di indicare la combinazione di parametri di macchina che poteva
consentire l’impiego più proficuo delle risorse a disposizione. Per il campo toroidale fu
raccomandato il valore di 5T. Completata l’indagine preparatoria, fu costituito il gruppo di
progetto, incaricato di elaborare i disegni costruttivi dell’esperimento. Questo gruppo si
trovò da subito in disaccordo con quanto raccomandato in precedenza dalla commissione di
studio. L’opinione che vi prevalse fu che il nuovo dispositivo avrebbe dovuto essere
soprattutto molto grande e con un campo magnetico toroidale piuttosto ridotto (così da non
debordare troppo nei costi, vista la scelta alquanto liberale fatta con le dimensioni). Iniziò a
questo punto un braccio di ferro al termine del quale il gruppo di progetto riuscì di fatto ad
imporsi. Fu così dato il via alla progettazione e quindi alla costruzione del JET, con il
campo magnetico toroidale stabilito al valore di 2,8 T. Quando giunse il momento
dell’avvio delle attività operative sull’esperimento, tuttavia, si dovette quasi subito
ammettere che, forse, si era un po’ esagerato nel tenere basso il campo. Il nuovo dispositivo
infatti non si comportava in modo sufficientemente muscolare. A malincuore, e con un
certo imbarazzo, si dovettero richiamare gli ingegneri ai loro tavoli da disegno, e
commissionare una riedizione potenziata del magnete toroidale. Naturalmente, coi vincoli
che derivavano dall’essere le altre componenti di macchina già costruite, il valore di 5T
inizialmente raccomandato dalla commissione di studio era a questo punto irraggiungibile.
Gli ingegneri riuscirono comunque a portare il campo toroidale al valore 3,5T. Il JET a 3,5
T ha prodotto nella sua lunga vita un’interessante messe di risultati. Alla luce delle vicende
sopra ricordate, tuttavia, non possiamo evitare di chiederci quali risultati avrebbe potuto
produrre se si fosse rispettata l’indicazione iniziale”.
Alla realizzazione del JET dei laboratori di Culham (vedi Tabella I) avrebbe dovuto
seguire quella della macchina NET, il cui studio ebbe inizio nel 1978. Però essa fu
accantonata per passare allo studio di INTOR, a sua volta abbandonato per passare al
5 - 11
progetto ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). Questo progetto,
scaturito da un incontro tra Reagan e Gorbachev nel 1985, considerava la costruzione di
una macchina gigantesca (raggio maggiore uguale a circa 6 metri) con costo dichiarato di
10 miliardi di dollari, ed era stata presentata dai proponenti come un dispositivo con
spiccate caratteristiche reattoristiche ed inoltre capace di raggiungere l’ignizione. Venne
però dimostrato che ciò sarebbe stato impedito dall’insorgere di instabilità /23/, /24/. Gli
studi successivi si sono allora spostati su un nuovo dispositivo chiamato ITER-FEAT,
versione ridimensionata dell’originale ITER che però non era concepito per l’ottenimento
dell’ignizione; il che naturalmente trasformava a priori questa impresa in un grosso spreco
di tempo e di denaro.
Nell’estate del 2002 fu tenuto a Snowmass (Colorado) il “Burning Plasma Physics Panel”
nel quale furono esaminate le proposte di tre tokamak, e precisamente: ITER-FEAT, FIRE,
Ignitor. Di ITER si è già parlato ed ancora si parlerà. FIRE avrebbe dovuto essere un
tokamak caratterizzato dai seguenti parametri: R0=2,14 m; a=0,595 m; B=10 T; Ip=7,7
MA. Ignitor è un tokamak compatto ad alto campo magnetico del quale, data la sua
importanza, si parlerà ampiamente nel prossimo paragrafo. Ma vogliamo dire fin da subito
che, fra i vari tokamak progettati o esistenti nel mondo, esso è l’unico previsto per il
conseguimento dell’ignizione del plasma.
Nei documenti preparatori del Panel di Snowmass /25/, però, non si parla di ignizione ma
piuttosto di “burning plasma”, introducendo a questo proposito la frazione fα=Pα/ (Pext+
Pα), dove Pα è la potenza associata alle particelle α e Pext è la potenza fornita al plasma
dall’esterno, stabilendo che per avere un burning plasma questa frazione deve superare il
valore 2/3 (per l’ignizione deve essere fα=1).
E veniamo ora ai tempi più recenti. In data 29/6/05 il giornale francese Le Monde /26/
annunciava la decisione di costruire un ITER (ormai con questo acronimo si indica un
qualunque tokamak purchè abbastanza grande ed abbastanza costoso) in Francia nel centro
nucleare di Cadarache. Questo ITER, avente un raggio maggiore di 6,2 m, e raggio minore
a= 2,0 m, una corrente di plasma Ip=15 MA e un campo magnetico toroidale BT=5,3 T, con
un riscaldamento ausiliario di circa 50 Mwatt dovrebbe, a detta dei progettisti, produrre una
potenza di circa 500 Mwatt. Quindi il rapporto tra potenza rilasciata e quella fornitagli
dall’esterno è Q=10 (per l’ignizione si dovrebbe avere Q=∞). Il tempo di bruciamento
previsto è di 300-500 s.
Attualmente all’impresa concorrono 7 partner: UE (che si accolla più del 45% della
spesa), Giappone, Cina, Russia, Corea del Sud, India (ultima ad entrare), USA. Gli USA
però si ritirarono nel 1998 durante la presidenza Clinton per rientrare con G.W. Bush nel
2008, poco prima della guerra in Iraq; ma di recente il Congresso americano ha azzerato il
contributo previsto per il 2008.
Il costo dell’impresa era stato stimato inizialmente a 5 miliardi di euro per la costruzione
e altrettanto per la sua operazione per venti anni. Ma le variazioni di progetto e l’aumento
dei costi dovuto all’inflazione fanno attualmente prevedere circa un raddoppio del costo di
produzione /27/, /28/.
La decisione di costruire ITER a Cadarache fu accolta in Francia con notevole entusiasmo
da parte di varia stampa filo-governativa, e lo stesso presidente Chirac la definì un enorme
successo. Molto meno entusiasta è stata però la reazione in ambito scientifico, anche nella
stessa Francia /29/, /30/, /31/, /32/, /33/. In particolare C. Allègre, già ministro per la
scienza e la tecnologia, ha definito questa impresa “just another prestige project with very
few chances of success”.
5 - 12
E tuttavia è purtroppo da notare che anche in tutta questa letteratura la possibilità di
procedere per la strada dei tokamak compatti ad alto campo magnetico viene
completamente ignorata.
Di ITER tuttavia non esiste a tuttoggi un progetto definitivo.
Attualmente, connesso a ITER vi è il programma cosiddetto “Broader Approach”, con il
Giappone. Tra le attività incluse nel Broader Approach ci sono quelle di convalida e di
progettazione (EVEDA), intese a produrre un progetto completo per l’impianto
internazionale di irraggiamento dei materiali per la fusione (IFMIF); quella del Centro
Internazione di Ricerca sull’Energia da Fusione (IFERC), al fine di contribuire al progetto
ITER ed alla rapida realizzazione del futuro reattore dimostrativo DEMO, che prevede
l’utilizzo di un supercomputer che permetterà di comprendere come verrà svolta questa
ricerca; quella relativa al programma “Tokamak Satellite” ( JT-60SA), una macchina
satellite di ITER per l’avanzamento del progetto. Questi progetti sono coordinati
dall’impresa comune europea istituita per il programma ITER denominata F4E, con la
contribuzione volontaria di 5 paesi: Italia, Francia, Spagna, Germania e Belgio che, insieme
alla Svizzera, partecipano tutti con contributi volontari. L’agenzia F4E, con sede a
Barcellona, ha autonomia finanziari dal 16 marzo 2008, conta circa 100 funzionari ed ha un
budget di 240 milioni di euro per il 2008, 40 destinati a contratti di ricerca e 115 a contratti
industriali. Le prime gare di appalto di ricerca e sviluppo per i componenti di ITER sono
state già indette e per quanto riguarda il Broader Approach è stato siglato un primo accordo
per la costruzione degli edifici per l’acceleratore IFMIF a Rokkasho in Giappone. Sono in
corso negoziati con i contributori volontari per stabilire la contribuzione in natura.
6-1
6 – LA RICERCA SUI PLASMI E SULLA FUSIONE IN ITALIA
6.1 Operatori italiani nella ricerca fusionistica
La ricerca in Italia è stata ed è condotta con il contributo scientifico, tecnico ed
economico di università, industrie, ed enti nazionali di ricerca (ENEA, CNR, INFN).
Sembra opportuno a questo proposito precisare quale è stato in particolare il ruolo svolto
dall’ENEA in questa impresa dal momento che esso è stato ed è oggetto di una notevole
confusione. Confusione generata dallo stesso ENEA che da tempo ha fatto insistentemente
credere di essere stato incaricato, con delibera CIPE del 19/10/1983, di gestire tutti i
programmi italiani riguardanti la fusione nucleare. Per confutare questa affermazione basta
andarsi a leggere il testo di questa delibera. I fatti in realtà si sono svolti in ben altro modo;
un’analisi attenta della documentazione esistente in proposito porta infatti alla
ricostruzione di una sequenza di eventi che viene riassunta qui appresso:
- Delibera CIPE del 22/12/82
Questa Delibera, citata nella successiva Delibera CIPE del 19/10/1983, non demanda
all’ENEA la gestione dei programmi fusionistici italiani. Solo vi si raccomanda di
“effettuare una valutazione aggiornata dei progetti nel campo della fusione termonucleare
al fine di ridefinire una strategia nazionale di intervento nel settore e di predisporre le
opportune iniziative con particolare riferimento agli aspetti finanziari del problema e
tenendo conto delle possibili cooperazioni europee come quella già assicurata per RFX”.
- Nota del Ministero della Ricerca Scientifica del 7/10/83
Prendendo le mosse dalla suddetta Raccomandazione, questa Nota riferisce su un’intesa
raggiunta fra ENEA e CNR circa il coordinamento delle ricerche sulla fusione. La gestione
ENEA di tali ricerche appare solo come risultato di questi accordi.
- Nota del Ministero dell’Industria del 12/10/83
In particolare dai primi due capoversi si deduce la seguente sequenza di eventi:
1) L’ENEA ha chiesto al Ministero Industria di sollecitare il CIPE ad emettere una delibera
su RFX, in attuazione degli accordi ENEA-CNR sui ruoli dei due enti.
2) Il Ministero Industria trasmette al CIPE la delibera e gli accordi esprimendo parere
positivo, in particolare sulle responsabilità dell’ENEA circa i programmi fusionistici
italiani.
- Delibera CIPE del 19/10/83
In questo documento il CIPE ha deliberato solo su RFX, senza affatto demandare
all’ENEA la ricerca fusionistica italiana.
Solo successivamente nella Delibera CIPE del 26/7/90 viene indicato quanto segue: “Nel
settore della fusione nucleare è confermata la responsabilità primaria dell’ENEA sia per
l’effettuazione delle ricerche svolte in Italia, dall’ENEA stesso, dal CNR e da altri
organismi pubblici di ricerca, sia per la gestione della partecipazione italiana ai programmi
europei ed internazionali”.
Si direbbe quindi che, solo a partire da questa data e sulla base di non chiari precedenti,
venga attribuito all’ENEA un certo potere decisionale sui programmi fusionistici italiani
svolti in ambito pubblico. A parte le perplessità che inevitabilmente insorgono a causa del
significato alquanto oscuro della terminologia “responsabilità primaria”.
Attualmente esiste una Associazione Italiana per la Fusione, rappresentata dall’ENEA,
comprendente il Consorzio RFX di Padova, l’Istituto di Fisica del Plasma del CNR di
Milano, il Consorzio Universitario CREATE del Politecnico di Torino, e le Università di
Catania e di Roma Tor Vergata. Qui di seguito vogliamo dare una sia pur breve storia della
ricerca che in queste sedi è stata svolta.
6-2
6.2 Il Laboratorio Gas Ionizzati di Frascati – Le origini – La ricerca sui plasmi
Partiamo quindi dagli inizi. Parliamo cioè della formazione, nel 1957, del Laboratorio
Gas Ionizzati dell’allora CNRN (Comitato Nazionale per le Ricerche Nucleari, divenuto
successivamente CNEN e poi ancora ENEA), che si è poi evoluto nel tempo fino a
diventare l’attuale Dipartimento Fusione di ENEA-EURATOM. Ci sembra importante
parlarne non solo perché si tratta del primo e più grande complesso italiano di ricerca
fusionistica, ma anche perché la sua è una storia assai complessa, fatta di luci e di ombre,
di un succedersi di eventi positivi e negativi. Ed è importante darne un resoconto
dettagliato e veritiero anche perché la storia di questi Laboratori viene purtroppo spesso
riferita in modo distorto e non corrispondente alla realtà.
In una sequenza temporale si possono distinguere due fasi evolutive: una prima fase
dagli inizi fino a verso la fine degli anni ‘60, riguardante ricerca sulla fisica del plasma; e
una seconda fase riguardante la ricerca sulla fusione termonucleare controllata.
La storia ha inizio nel 1956 all’Istituto di Fisica dell’Università di Roma. La cattedra di
Fisica Superiore era tenuta all’epoca dal professor Enrico Persico. Annesso a questa
cattedra era un laboratorio dove operavano due ricercatori: Bruno Brunelli e Franca
Magistrelli. In particolare era stata realizzata in questo laboratorio una sorgente di ioni a
radiofrequenza, nel contesto di studi di ottica elettronica ai quali in quel periodo il
professor Persico era interessato. Il plasma contenuto nella sorgente era quindi solo un
mezzo per poter estrarne un fascetto di ioni con convenienti caratteristiche. E tuttavia c’era
un plasma in laboratorio. E fu per questo che Persico, anche avendo letto della macchina
ZETA inglese, suggerì che l’attività del laboratorio si spostasse sullo studio dei plasmi.
Egli intendeva con questo iniziare a riempire il vuoto culturale esistente in Italia a questo
riguardo. Ben sappiamo infatti che per anni ed anni la ricerca italiana si è
fondamentalmente orientata verso la fisica delle particelle elementari e delle alte energie,
penalizzando così altri importanti settori della fisica che invece venivano investigati in
altre parti del mondo.
Non essendovi quindi in Italia alcuna competenza in proposito, Brunelli, che era il
ricercatore più anziano, andò per il mondo in cerca di esperti, invitandone alcuni a tenere
seminari e corsi presso l’Istituto di Fisica, e altri (sono da ricordare in quei primi anni J.
Allen, J. Linhart, F. Rasetti) a venire a lavorare presso il Laboratorio di Fisica Superiore.
Però nel frattempo Persico era passato alla cattedra di Fisica Teorica, il che comportò
purtroppo la chiusura del laboratorio di Fisica Superiore. Per proseguire su questa ricerca
bisognava quindi trovare un altro “sponsor”; e Brunelli, attivandosi in proposito, trovò,
nella persona del professor F. Ippolito, la disponibilità del CNRN ad inserire l’attività sui
plasmi nei programmi del Comitato.
Si formò inizialmente un piccolo gruppo di ricercatori con programmi sperimentali
contenibili in un laboratorio universitario. Però nel 1959 furono presi contatti con
EURATOM e di conseguenza quello che nell’estate del 1960 si spostò da Roma a Frascati
era il Laboratorio Gas Ionizzati dell’EURATOM-CNEN, composto da alcune decine di
persone, con programmi di ricerca ben definiti ed articolati in gruppi, con efficienti servizi
tecnici ed amministrativi, completamente autonomo (a parte i servizi di Centro come
mensa, guardiania, riscaldamento, etc.) rispetto ai preesistenti Laboratori di Frascati
dell’INFN. Direttore di questo Laboratorio era Bruno Brunelli, suo fondatore; e questa
situazione rimase immutata fino all’estate del 1970.
In realtà la sede definita inizialmente prevista per il Laboratorio era il Centro CNEN
della Casaccia. Lo spostamento di questa sede da Casaccia a Frascati altro non avrebbe
dovuto essere che il presupposto per poi inglobare il Laboratorio Gas Ionizzati nei
Laboratori di Frascati dell’INFN. Questa operazione però non andò in porto anche —ma
6-3
non solo— per il fatto che, come si è detto, il Laboratorio Gas Ionizzati era sotto contratto
con EURATOM.
A questo punto del discorso è però opportuno fare un salto in avanti nel tempo per
riferire su un evento recente che si riallaccia strettamente con quanto appena detto. Il
giorno 7 dicembre 2007 si è svolta, organizzata dall’INFN, una commemorazione della
nascita dei Laboratori di Frascati. Questa manifestazione è stata annunciata ufficialmente
con un avviso /34/ nel quale si parlava della ricerca sui plasmi e sulla fusione come se
fosse stata parte dei programmi dell’INFN. Di più, nel programma dettagliato sono stati
inseriti interventi riguardanti la ricerca nel Laboratorio Gas Ionizzati, anche qui facendola
apparire come attività dell’INFN.
Si è ritenuta necessaria questa precisazione perché, essendo trascorso più di mezzo
secolo, chi oggi si trovasse a leggere questi documenti potrebbe credere alla loro veridicità.
E si vuole a questo proposito far rilevare che chi scrive questo articolo è attualmente
l’unica persona ancora in vita che quegli eventi ha fin dall’inizio non solo visti, ma vissuti
da protagonista.
Riprendiamo a questo punto il filo del nostro discorso raccontando per sommi capi quale
è stata la ricerca svolta nel Laboratorio Gas Ionizzati durante tutti gli anni ‘60.
C’era la ricerca portata avanti dai dipendenti EURATOM che consisteva essenzialmente
in due esperimenti. In uno di essi (Plasma Focus) venivano prodotti, in scariche in un
plasma di deuterio, neutroni fino alla 1011 n/shot. In un altro esperimento (MAFIN) elevati
campi magnetici venivano prodotti con l’impiego di esplosivi. Questo esperimento
naturalmente non veniva condotto nei locali dei laboratori di Frascati, ma in un apposito
bunker costruito a Colleferro.
E veniamo poi agli esperimenti condotti dai ricercatori CNEN. Vi erano delle attività
riguardanti la conversione diretta di energia, sia per via termoionica che per via
magnetoidrodinamica. Alla fine solo quest’ultimo metodo fu tirato avanti e costituì
l’attività di un Laboratorio a sè stante; per cui il Laboratorio Gas Ionizzati si trasformò nei
Laboratori Gas Ionizzati. A seguito di questo i ricercatori che costituivano il gruppo
conversione termoionica abbandonarono i Laboratori Gas Ionizzati.
Esisteva poi fin dai primi tempi un altro esperimento, chiamato CARIDDI, consistente in
un θ-pinch in cui veniva studiata la propagazione di onde d’urto senza collisioni in un
campo magnetico.
Alcuni esperimenti avevano poi riguardato fin dall’inizio le condizioni al contorno di un
plasma (guaine) in presenza di campo magnetico; studi che venivano condotti
prevalentemente in archi a vapori di mercurio. Successivamente il lavoro di questo gruppo
di ricerca si orientò su esperimenti riguardanti le onde nei plasmi, eseguiti su plasmi
quiescenti.
Di notevole importanza era poi la ricerca condotta in quello che era nato nel 1958 come
il Gruppo di Ottica e Spettroscopia, nel quale per diverso tempo era venuto a lavorare il
professor Franco Rasetti. In questo gruppo fu realizzato un esperimento “Hot-Ice”, nel
quale si studiava l’interazione con la materia costituita da un cilindretto di deuterio solido
con un fascio laser di potenza. Questa ricerca si pone nel filone degli studi sulla produzione
di energia da fusione mediante confinamento inerziale; studi che sono proseguiti negli anni
a Frascati.
In realtà, verso la fine degli anni ‘60 tutta l’attività del Laboratorio Gas Ionizzati
cominciò a spostarsi verso lo studio della Fusione Termonucleare Controllata, in
particolare orientandosi sulla progettazione di un tokamak. Di ciò vale la pena di parlare
con un certo dettaglio; cosa che sarà fatta nel paragrafo che segue.
6-4
6-3 La ricerca sulla fusione con confinamento magnetico a Frascati
FT- Nel 1968 era apparso chiaro dalla ricerca che si svolgeva nel mondo che, nell’ambito
del confinamento magnetico, le configurazioni toroidali, in particolare i tokamak, avevano
superiori qualità e permettevano di studiare importanti aspetti della fisica dei plasmi
termonucleari. In questo anno il prof. Brunelli unitamente al prof. Carlo Salvetti, allora
vice-presidente del CNEN (data la dipendenza del CNEN dal Ministero dell’Industria,
presidente ne era automaticamente il Ministro dell’Industria in carica) cominciò a prendere
contatti con il prof. Bruno Coppi del MIT di Boston, il quale propose di realizzare a
Frascati una macchina avanzata compatta ad alto campo magnetico per il confinamento di
plasmi di interesse termonucleare. Questa proposta venne anche presentata dal prof. Coppi,
appunto nel ’68, in un seminario tenuto all’Istituto di Fisica dell’Università di Roma;
seminario nel quale egli scherzosamente chiamò “Frascamak” il tokamak che sarebbe poi
divenuto l’FT (Frascati Torus).
Coppi aveva già realizzato, al MIT, la progettazione e la costruzione del dispositivo
ALCATOR A, capostipite del filone delle macchine termonucleari compatte ad alto campo
magnetico; e ad esso è complementare l’FT.
La decisione di costruire un tokamak comportava naturalmente una modifica
dell’organizzazione del Laboratorio. Rimanendo inalterata l’organizzazione del laboratorio
Hot-Ice, si trattava infatti di passare da una struttura comprendente alcuni esperimenti
relativamente piccoli ad un’altra concentrata su un’unica macchina piuttosto grande, sulla
quale le attività dei ricercatori e dei tecnici dovevano convergere. Purtroppo però, ciò che
di per sé avrebbe dovuto costituire una svolta positiva si andò a scontrare con un ambiente
lavorativo che da un po’ di tempo si stava deteriorando, per normale crisi di crescita, per
alcuni malumori, per ambizioni insoddisfatte.
E c’è poi da tener presente—fatto importantissimo— che era intanto arrivato il ’68, con
tutto il suo carico di ben noti eventi politici e sociali, che investirono tutta la nazione, e
quindi anche le università e i laboratori di ricerca, con effetti destabilizzanti. Per dirne una,
quelle che erano le Commissioni Interne (apolitiche) furono sostituite dapprima dai
Comitati di Base (politicizzati) e successivamente dai sindacati. E fu partitocrazia; fu cioè
l’inizio di un’epoca oscura, che a tutt’oggi permane e che, salvo rarissime eccezioni, non
consente più a chi lavora di affermarsi sulla base, soltanto, dei propri valori personali.
E Brunelli non era uomo per questi tempi; e non riuscì a procedere per un cammino irto
di ostacoli assurdi, estranei alla logica scientifica, e su un terreno che gli veniva
sistematicamente scavato sotto i piedi. Di fatto, nel 1970, egli cadde in un serio
esaurimento nervoso che lo costrinse ad allontanarsi dal Laboratorio; il che fu buona
occasione per estrometterlo dalla sua carica di Direttore.
In questo contesto fu compiuta questa volta, ma in ambito CNEN, l’operazione che nel
1960 l’INFN aveva tentato senza successo. In conseguenza di ciò andò purtroppo in buona
parte distrutto quanto di valido e di pulito era stato realizzato in tanti anni di lavoro onesto
ed intelligente.
Ebbero inizio comunque nei primi anni ‘70 i lavori per la realizzazione del tokamak FT.
Nell’estate del ‘71 Coppi ebbe una permanenza di circa due mesi a Frascati alla fine della
quale si arrivò alla definizione di tutti i parametri essenziali della macchina. Principale
collaboratore di Coppi in questo lavoro fu G.B. Righetti.
Questi sono i fatti. Tuttavia la paternità di Coppi relativamente ad FT, nonché la sua
opera di guida nella definizione del progetto /35/, /36/, /37/ vengono in genere taciute o
addirittura negate. E qui vale la pena di riportare due fatti a dir poco sconcertanti. Un
primo fatto è che i rapporti di attività dei primi anni del Laboratorio Gas Ionizzati, che fin
6-5
dall’inizio erano stati redatti anche su richiesta della Sede, e che esistevano in copia nel
Laboratorio, sono scomparsi; e quindi con essi è scomparsa sia la documentazione delle
origini del Laboratorio Gas Ionizzati che la storia della progettazione della macchina FT.
Un secondo fatto, che in parte si riallaccia al primo, è che nelle pubblicazioni riguardanti il
progetto FT, che esistono attualmente, non appaiono i nomi degli autori.
E allora sembra opportuno precisare che a Frascati all’epoca non esisteva alcuna
competenza su argomenti essenziali per la progettazione della macchina; argomenti che
sono descritti con molta chiarezza nella lettera scritta da Coppi al prof. Paganetto,
Presidente dell’ENEA, in data 14/04/08. E quindi, al di là di ogni ricostruzione storica e di
ogni possibile documentazione, è evidente che solo a Coppi sono attribuibili sia
l’impostazione che la conduzione di questi lavori.
La macchina FT è entrata in funzione nel 1977 (v. Tabella II). Dal 1981 al 1983 FT ha
detenuto il record di parametro di confinamento più elevato: circa 4x1013 s/cm3 con una
temperatura ionica un po’ superiore ad 1 keV.
FTU- Alla fine degli anni ‘80 venne varato il progetto FTU (FT Upgrade) avente lo scopo
di studiare il riscaldamento del plasma con sistemi a microonde. FTU è entrato in funzione
nel 1990 ed è tuttora operante (vedi Tabella II).
Omitron- Per quanto riguarda la realizzazione di un plasma in condizioni di ignizione, al
momento esiste solo, anche in ambito mondiale, il progetto Ignitor, sul quale ci
soffermeremo qui di seguito un pò diffusamente. Prima però, sempre nell’ambito dei
tokamak compatti ad alto campo magnetico, si vuole ancora accennare alla proposta da
parte di A. Sestero /38/ di un tokamak compatto con campo magnetico particolarmente
elevato denominato Omitron.
Ignitor- E veniamo quindi a parlare di Ignitor. Come già detto al par. 5, in tema di
svolgimento della ricerca con i tokamak, nel 1976 Coppi concepì l’idea di proseguire sulla
sua linea dei dispositivi compatti ad alto campo magnetico, andando oltre la realizzazione
della macchina ALCATOR A del MIT, con la realizzazione di una macchina, da lui
chiamata Ignitor, il cui scopo è quello, importantissimo, di realizzare e studiare un plasma
in condizioni di ignizione. Per una ricostruzione storica può essere interessante leggere
alcune pagine del Cap. 7 (“The entrepreneurs”) del libro “The man-made sun” di T. A.
Heppenheimer /18/. In queste pagine, con la piacevole vivacità che caratterizza tutto il
libro, Heppenheimer racconta appunto quando e come Coppi concepì l’idea di Ignitor. E’
interessante in particolare riportare testualmente un passo preso dalla pagina 167, e che è il
seguente: “ Coppi was a man who could easily bubble over with ideas, and right then he
was particularly ebullient. He wanted to follow up his Alcator success by building a new
tokamak, which he called the Ignitor”.
Coppi, nel 1976, propose la realizzazione di questa macchina in Italia, e per la sua
progettazione mise insieme un gruppo di individui di diverse affiliazioni (enti scientifici,
università, industrie) sia italiane che estere. Questo gruppo, di cui egli era il “principal
investigator” e del quale dirigeva quindi tutto il lavoro scientifico-tecnico, faceva capo sul
piano gestionale all’allora CNEN (attualmente ENEA). Questa situazione è rimasta
immutata nel tempo anche se, naturalmente, la composizione del gruppo è cambiata con il
passare degli anni. A questo proposito si riporta una tabella che dà la composizione del
gruppo Ignitor alla data del 19/01/1981.
Passiamo ora ad una breve descrizione della macchina riportando le sue caratteristiche
principali e il suo stato di avanzamento.
Ignitor è concepito per produrre plasmi ad alta densità. Quello delle macchine ad alta
densità è uno dei maggiori filoni di ricerca negli Stati Uniti ed il maggiore in Italia. Ora
questa linea è stata riscoperta sperimentalmente in Giappone ed è intensamente seguita per
6-6
6-7
lo studio di reattori di potenza funzionanti in questi regimi. Attualmente Ignitor è l’unico
dispositivo in grado di raggiungere e studiare sperimentalmente le condizioni di ignizione
in un plasma deuterio-trizio con l’impiego di tecnologie oggi disponibili e sulla base di
attuali conoscenze di fisica del plasma. Un successo di questo esperimento equivarrebbe
quindi alla dimostrazione della fattibilità scientifica della Fusione Termonucleare
Controllata. E vogliamo ancora insistere sul significato della terminologia “fattibilità
scientifica” ―terminologia valida per una qualunque nuova idea― dal momento che essa
viene spesso usata erroneamente nel campo della fusione, applicandola a dispositivi che
non sono in grado di produrre un plasma ignìto.
Un esperimento inteso a produrre un plasma ignìto, quale appunto è Ignitor, deve
necessariamente precedere la progettazione di un reattore a fusione.
In macchine compatte ad alta densità ed alto campo magnetico, quali ALCATOR ed
Ignitor, vengono prodotti “plasmi termonucleari”, nei quali il riscaldamento è dovuto
essenzialmente alle particelle α. Nelle macchine più grandi a più bassa densità si devono
invece usare fonti di riscaldamento esterne (fasci di neutri, radiofrequenze, etc.); e questo
fa sì che il plasma non sia effettivamente termonucleare.
Una critica che spesso viene fatta, erroneamente, a Ignitor è che in esso il tempo di
bruciamento è troppo breve per essere di interesse reattoristico. E qui sta appunto
l’equivoco. In una critica di questo tipo si ignora il fatto che Ignitor non è un reattore, bensì
un esperimento concepito in modo che il suo tempo di bruciamento superi tutti gli
intrinseci tempi fisici /39/.
I parametri principali di Ignitor sono:
R0= 1,32 m
a= o,47 m
b= o,86 m
BT=13 T
Ip=11 MA
La Fig. 6.1 ne mostra una veduta di insieme.
Fig. 6-1
6-8
Attualmente di Ignitor esiste un progetto e sono stati costruiti, in scala 1:1, i prototipi dei
suoi principali componenti.
E veniamo ora ad accennare ad altre possibilità che verrebbero offerte dall’esperimento
Ignitor.
Vi sarebbe intanto un interesse puramente scientifico riguardante studi di astrofisica.
Infatti dagli esperimenti di accensione di cui Ignitor è il prototipo, ci si può attendere, sulla
base di passate esperienze, anche importanti contributi alla comprensione di fenomeni di
rilievo in astrofisica, per esempio nell’ambito dei brillamenti solari e della dinamica dei
plasmi con alte energie che costituiscono la principale componente di materia luminosa
negli ammassi di galassie.
Nella prospettiva, poi, di identificare e costruire un reattore che produca energia è
evidente che la “Fisica del Reattore”(usando una terminologia ben nota nel campo dei
reattori a fissione) che emergerà dagli esperimenti con Ignitor sarà direttamente applicabile
al reattore di potenza. Una prospettiva simile esiste per le soluzioni tecnologiche trovate
ed adottate per Ignitor nel suo insieme (per esempio il sistema di riscaldamento applicato
dall’esterno). Basti pensare al sistema per la produzione dei campi magnetici poloidali (
noto come “air core transformer”) inventato e costruito per ALCATOR ed ora adottato su
tutte le macchine per esperimenti avanzati di confinamento magnetico dei plasmi.
Infine, una possibile utilizzazione a termine relativamente breve di un reattore a fusione
può essere la produzione di neutroni al fine di generare materiale fissile. Un’analisi
riguardante gli sviluppi dei reattori a fissione condotta da V. Rees, un alto funzionario del
DOE degli Stati Uniti, indica un sistema di tipo Ignitor come uno dei tre dispositivi a
fusione considerati per questo scopo.
Dove poter costruire Ignitor in Italia e qual’è il suo costo? Esistono in realtà diversi siti
dotati di nodi di potenza a cui poter allacciare una macchina come Ignitor che ha bisogno
di potenze elevate. Uno dei siti privilegiati è Caorso, nei pressi di Piacenza, dove c’è un
reattore smontato nonché un edificio dove, con opportune modifiche, si potrebbe alloggiare
la macchina. Quindi Caorso si presenta come il sito naturale per realizzare un tokamak
capace di accendere. Quanto poi al costo di Ignitor, quello previsto dall’industria italiana
per la costruzione del nocciolo della macchina è di 65 M€.
Non esiste al momento un approccio meno costoso e più rapido capace di arrivare a
studiare plasmi in condizione di accensione. Infatti, i costi dichiarati di ITER sono circa
due ordini di grandezza maggiori di quelli previsti per la costruzione di Ignitor in un sito
come Caorso.
La filiera delle macchine con alti campi magnetici rappresentata da Ignitor offre, al
momento, l’unica possibilità di svilupparsi in una linea di reattori che minimizzano l’uso
del trizio (cosiddetti “tritium poor”). Infatti le difficoltà associate a miscele combustibili al
50/50 deuterio-trizio sono ben note (80% dell’energia fornita attraverso neutroni veloci,
incertezza sulla fattibilità di un metodo affidabile per la produzione di trizio, ecc.). Inoltre
rimane attraente anche l’idea di sviluppare reattori a deuterio-elio3, come dimostrato dalle
recenti dichiarazioni di interesse dei gruppi cinesi ed indiani responsabili per le due
rispettive missioni di esplorazioni del suolo lunare. Uno degli scopi dichiarati è infatti
l’estrazione di elio3, il combustibile più “appetibile” per la fusione nucleare.
Si noti a questo riguardo che Coppi ha dedicato molto tempo allo studio del dispositivo
da lui chiamato Candor, tokamak compatto ad alto campo magnetico funzionante con
deuterio-elio3.
Partecipazione a JET ed ITER- Non si vuole in queste note entrare nei dettagli del
contributo italiano a questi due programmi; contributo che è stato ed è notevole,
impegnando laboratori, enti di ricerca, industrie, sia in termini di mezzi che di persone.
6-9
Negli ultimi anni il contributo italiano ha riguardato: a) la fisica del plasma; b) la
superconduttività; c) lo studio dei materiali; d) la telemanipolazione; e) la neutronica; f) il
riscaldamento e i controlli; g) la sicurezza; h) le attività di sviluppo per DEMO.
I laboratori ENEA di Frascati in particolare, oltre alla sperimentazione portata avanti su
FTU, sono attualmente impegnati in attività riguardanti ITER.
Altre proposte (FT3 – FAST)- Dopo una prima proposta, nel 2006, del tokamak FT3 /40/,
nel 2008 l’ENEA propose la realizzazione di un tokamak, simile ad FT3 denominato FAST
(Fusion
Advanced Studies Torus) /41/. Questo tokamak dovrebbe funzionare con solo deuterio ed
avrebbe lo scopo di simulare la dinamica delle particelle α usando deuteroni veloci
accelerati con riscaldamento ausiliario o con sistemi current drive. I parametri che
caratterizzano questa macchina dovrebbero essere: R0= 1,82 m a= 0,64 m BT=7,5 T
Ip=6,5 MA
Si tratterebbe, secondo i proponenti, di una facility satellite di ITER, da realizzarsi prima
di questo e quindi entro il 2019, che dovrebbe poi funzionare in parallelo con esso. Sempre
secondo i proponenti, FAST dovrebbe abbreviare il tempo necessario ad ITER per
effettuare il suo programma scientifico.
Il costo di FAST sarebbe di 326 M€; ma è probabile che un’analisi dei costi aggiornata
che tenga anche conto di tutto quanto è necessario per questo impianto (p. es. il
potenziamento della rete elettrica di connessione del Centro di Frascati con la rete elettrica
nazionale) porti a cifre ben maggiori di questa.
Il progetto è attualmente all’esame presso la Commissione Europea. Si tratta di valutare
se i vantaggi ottenibili dalla sperimentazione su FAST giustifichino un tale onere
economico solo parzialmente (25%) sostenuto da EURATOM.
Comunque, a parte ogni considerazione di carattere economico, sulla proposta di questa
macchina si possono fare diverse obiezioni. A questo proposito si vuole riportare, nella
pagina che segue, una scheda che il professor Bruno Coppi mostrò al Senato il 19/06/08
durante lo svolgimento di un’indagine conoscitiva sulle ricerche italiane relative alla
fusione nucleare.
Sono anche interessanti due lettere scritte a proposito di FAST da E. Mazzucato, una in
data 16/05/06 riguardante il rapporto prodotto su FT3 nel 2006; l’altra spedita a R.
Conversano in data 9/11/08.
6.4 Istituto di Fisica del Plasma “Piero Caldirola”, Milano
L’Istituto venne costituito nel 1970 come Laboratorio di Fisica del Plasma ed Elettronica
Quantistica sotto la direzione del professor Piero Caldirola, con due sezioni distinte, una
dedicata al plasma presso l’Università di Milano, e una all’elettronica quantistica presso il
Politecnico di Milano. Nel 1975 le due sezioni divennero autonome e quella dei plasmi
mantenne la denominazione di Laboratorio di Fisica del Plasma. Nel 1976 iniziò la
collaborazione europea nell’ambito della associazione EURATOM-CNR, costituita
insieme all’Istituto Gas Ionizzati di Padova. Nell’ambito di questa associazione fu
realizzato il tokamak THOR /41 / che operò fino al 1989, e che era caratterizzato dai
Ip=0,05 MA. Nel 1985 si
seguenti parametri: R0= 0,52 m a= 0,16 m BT=1,1 T
costituì l’associazione EURATOM-ENEA-CNR.
Nell’ottobre 2001 l’Istituto venne confermato nella denominazione attuale di Istituto di
Fisica del Plasma “Piero Caldirola” (IFP). L’Istituto comprende attualmente venti
ricercatori/tecnici,
dieci
collaboratori
tecnici,
cinque
amministrativi,
8
assegnisti/contrattisti e 7 collaboratori esterni.
6 - 10
6 - 11
L’esperienza acquisita su THOR ha consentito di progettare, realizzare e gestire
scientificamente e tecnologicamente l’esperimento di riscaldamento addizionale del
tokamak FTU, con finanziamento prioritario EURATOM.
Oltre allo studio, teorico e sperimentale, dell’interazione di onde millimetriche di grande
potenza con il plasma, l’IFP si è dedicato allo studio dell’aspetto fisico-chimico
dell’interazione plasma-materia per processi di trattamento dei materiali.
Per quanto attiene alla ricerca fusionistica con dispositivi tokamak è stata consistente
l’attività riguardante la progettazione di Ignitor nell’ambito del gruppo di lavoro, guidato
da Coppi, del quale si è già parlato a proposito di Ignitor; in particolare richiamiamo
l’attenzione sulla tabella riportata a pag. 6-6.
6.5 Consorzio RFX, Padova
Il Consorzio RFX di Padova, /42/, è stato costituito alla fine degli anni ’70 dall’ENEA, dal
CNR (in particolare dall’Istituto Gas Ionizzati, IGI), dall’Università di Padova e dalle
Acciaierie Venete S.p.A., nel quadro dell’associazione con EURATOM. Attualmente
operano nel Consorzio 150 persone (80 ricercatori). Nel 2006 sono entrate nel Consorzio
20 persone dell’INFN.
Scopo di questo Consorzio era quello di sperimentare su un dispositivo del tipo RFP.
Negli anni dal 1974 al 1984 erano state realizzate le macchine ETA-BETA I e ETA-BETA
II. In questa seconda in particolare si è studiata la cosiddetta “fase quiescente”,
precedentemente apparsa nella macchina ZETA inglese.
I risultati ottenuti hanno incoraggiato la costruzione della macchina RFX (Reversed Field
eXperiment), più grande. Nel 1984 la realizzazione di RFX fu approvata con il supporto di
EURATOM; i finanziamenti furono assicurati per il 45% da EURATOM e per il 55% da
ENEA. La costruzione è durata dal 1985 al 1991 ed ha comportato una spesa di 100
miliardi di lire. Parametri caratteristici sono: raggio maggiore del toro 2m;
raggio
minore del toro 0,5 m; massima corrente di plasma 1MA; massimo campo magnetico
toroidale 0,7 T. RFX è la prima macchina di tipo RFP di grandi dimensioni che raggiunge
una corrente di plasma di 1 MA e la sostiene per qualche decimo di secondo.
Nel 1999 un incendio distrusse buona parte degli impianti elettrici di alimentazione. Nel
2004, dopo la ricostruzione, si è realizzato l’RFX mod. Con questa macchina è stata
acquisita una notevole esperienza nella tecnologia del controllo attivo della instabilità
magnetoidrodinamica del plasma; controllo realizzato mediante opportuno sistema di
bobine magnetiche disposte sulla camera toroidale.
Il Consorzio contribuisce poi al programma ITER con lo studio del Neutral Beam Test
Facility (NBTF) riguardante il riscaldamento del plasma; un progetto di circa 200 milioni
di euro per i prossimi 8/10 anni, con un impiego di 50/70 esperti per anno.
7-1
7 – CONCLUSIONI – “PARADISE LOST” ∗
In questo lavoro si è ripercorsa la storia della ricerca sulla fusione termonucleare
controllata con confinamento magnetico, in modo sommario e semplice, accennando solo
alle principali macchine costruite, in corso di costruzione o non realizzate.
Nel corso di questa esposizione sono già state fatte alcune considerazioni ed altre
possono venire spontanee al lettore. E’comunque opportuno concludere questo lavoro con
un’analisi critica relativa sia allo svolgimento dei programmi che all’informazione che su
di essi viene di solito fornita; anche se ciò comporta necessariamente la ripetizione di cose
già dette.
Partiamo dallo svolgimento dei programmi. Da tutto ciò che è già stato detto risulta
evidente la preferenza che è sempre stata data alla linea dei grandi tokamak. Però questa
linea si presta a varie critiche fondamentali. Infatti il programma ITER con annesso
Broader Approach, non consentendo la realizzazione dell’ignizione, non permette di
proseguire per una strada che porti in definitiva alla produzione di energia da fusione. Fra
l’altro in questo programma viene del tutto trascurata l’opportunità di passare all’impiego
di combustibili avanzati; in particolare deuterio-elio3.
Inoltre, i costi e i tempi associati con l’impresa ITER sono inaccettabilmente smisurati.
E viene allora spontanea l’amara considerazione che, una volta trascorsi i citati decenni,
nessuno potrà più chiamare gli operatori di questa impresa a rendere conto dell’inevitabile
fallimento. Essi saranno ormai tutti o pensionati o, per la maggior parte, passati a miglior
vita.
I programmi FTU e RFX, d’altra parte, pur avendo senz’altro una loro validità, non
producendo un plasma ignìto, hanno in pratica costituito un ostacolo allo svolgimento di un
programma interessante da un punto di vista energetico oltre che scientifico.
La giusta procedura dovrebbe essere quella di riuscire ad ottenere l’ignizione, così
dimostrando la fattibilità scientifica della fusione nucleare, dapprima in un plasma
deuterio-trizio (Ignitor) per passare successivamente alla più difficile realizzazione di un
plasma ignìto di deuterio-elio3 (Candor).
Ignitor quindi non è un reattore. Un ipotetico futuro reattore a fusione potrebbe anche
essere assai diverso; magari non essere neppure un tokamak. Potrebbe per esempio essere
del tipo stellarator; dispositivo questo che è tornato alla ribalta da alcuni anni (si pensi agli
Stellarator W7-X tedesco e LHD giapponese già descritti).
E’ pur vero che di Ignitor, anche se non ancora realizzato, esiste un progetto. Però
l’enorme tempo trascorso dalla proposta e dall’inizio dei lavori di progettazione ad oggi fa
nascere non poche perplessità circa l’efficacia della gestione dei lavori da parte
dell’ENEA.
E passiamo ora a qualche commento sul problema dell’informazione. L’informazione
che viene fornita ai non addetti ai lavori, anche da stampa qualificata e dagli stessi
operatori nel settore, è spesso carente o addirittura fuorviante. L’ottenimento di energia da
fusione viene infatti in genere collegato strettamente alla realizzazione di macchine
gigantesche del tipo di ITER, anche qui ignorando la possibilità di procedere sulla linea dei
tokamak compatti. Per modo che i tanti che, con ragione, sono scettici circa la riuscita di
ITER sono portati a credere, erroneamente, che non sia possibile di conseguenza giungere
alla produzione di energia da fusione.
Viene poi completamente ignorata l’opportunità di passare, una volta ottenuta l’ignizione
di un plasma di deuterio-trizio, all’impiego di combustibili avanzati (come ad esempio il
∗
John MILTON, “Paradise Lost”, 1667
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deuterio-elio3). La qual cosa, come si è visto, renderebbe l’energia prodotta
decisamente più pulita.
L’avere idee chiare sulla possibilità di un cammino verso la realizzazione di energia da
fusione sarebbe importante in un momento in cui è forte il dibattito circa la possibilità di
un ritorno all’energia nucleare da fissione. E invece nelle discussioni, piuttosto frequenti in
questi ultimi tempi, riguardanti il problema del futuro energetico nel mondo, o non si parla
affatto di fusione, oppure se ne parla come di una cosa che riguarda un futuro troppo
lontano e che non può quindi essere presa in considerazione per delle scelte immediate. E
in effetti, se si seguiterà a procedere in questo modo, l’energia da fusione rimarrà un
obiettivo non lontano ma addirittura irraggiungibile.
E’ evidente che i motivi per questa condotta devono essere di natura politico-economica,
non certo scientifica; come se a livello di “decisori” esistesse la precisa volontà di non
procedere verso l’ottenimento di energia da fusione.
Purtroppo questa situazione viene accettata da molti in modo acritico. In parte
inconsapevolmente, per mancanza appunto di una corretta informazione; ma in parte
coscientemente, o per condizionamenti di natura politica o per il comprensibile timore di
compromettere la propria carriera. A questo proposito vogliamo citare un passo
dell’articolo di Glanz e Lawler su Science; “Planning a future without ITER” /24/, dove
gli autori riportano una osservazione fatta da Navratil della Columbia University e che
riportiamo testualmente “We can have frank discussions in private with people in Europe;
but it’s almost impossible to get them to talk about it even with few others present. They
can get into serious difficulty if they take positions out of line with the official policy”.
Possedendo una ragionevole conoscenza del problema ed avendo la mente sgombra da
ogni suggestione e da qualsiasi tipo di condizionamento, non si può fare a meno di
chiedersi dove saremmo al momento attuale se si fosse fin dall’inizio intrapreso un
percorso tendente in definitiva alla realizzazione di un reattore adottando la linea delle
macchine compatte e dando assoluta priorità all’ottenimento dell’ignizione. Questa scelta
programmatica avrebbe fra l’altro posto l’Italia in una posizione di leadership mondiale in
tema di fusione nucleare.
In un futuro, che però non sembra purtroppo essere molto vicino, il vento potrebbe anche
cambiare. La comunità scientifico-tecnica mondiale potrebbe cioè decidere finalmente di
orientarsi verso la produzione di energia da fusione. Per cui tutto il lavoro svolto sulla linea
dei tokamak compatti potrebbe non essere stato vano.
Ma anche così come porre rimedio al danno prodotto dal tanto tempo perduto, dallo
spreco di denaro e di energia in programmi insensati, dal conseguente deterioramento o
fuga di cervelli?
E si viene assaliti da un senso misto di malinconia e di rabbia se si pensa a come sarebbe
stato bello quello che invece si è ormai trasformato in una sorta di “Paradiso Perduto”.
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