Diskussion kostnadsbedömning

Det som först kan sägas om avsnitt 5 är att det har varit svårt att få specifika siffror för vad de båda fusionskoncepten kostar årligen. Det är i viss mån begripligt med tanke på att det inte finns fullt utvecklade fusionsreaktorer av det ena eller det andra konceptet. Däremot finns det enskilda bedömningar av till exempel kostnader för bränsle och maskiner. Det ITER redovisar är kostnader för forskning och utveckling. Dessa kostnader anses inte vara relevanta i bedömningen för denna rapport. Syftet i avsnittet har varit att redovisa en bedömning av vad en fullgod och opererande reaktor kan kosta och vilka fördelar respektive nackdelar som finns i de olika fallen. Enkelt sett kan kostnaderna för reaktor 1 i form av brytning och transport av 3_{He, ställas mot reaktor} 2:s kostnader för tritiumframställning. Men även andra

faktorer finns att ta hänsyn till. Först och främst finns faktumet att D-3_{He har en effektivitet på ca 70 % jämfört} med D-T som har en effektivitet på ca 40 %.

Frågan är även om lagret av tritium verkligen räcker för att starta ITER. Tritium har en halveringstid på 12 år, vilket innebär att produktionen av D-T fusion måste påbörjas innan reserverna är slut. ITER är ännu inte färdigkonstruerad och kommer att använda tritium, men finns det tillräckligt med tritium när ITER startas? Det är en förutsättning för att kunna producera fusionskraften där.

7. SLUTSATS

Meningen med den här rapporten har varit att belysa D- 3_{He som fusionsbränsle. Tanken med utredningen har} varit att visa vilka begränsningar som kan stötas på, samt vilka fördelar som finns med D-3_{He. Syftet har även varit} att göra bedömningen, om D-3_{He fusion är att föredra} framför D-T fusion. Det som i grunden framkommer är att D-3_{He är ett rimligt alternativ till D-T fusion. De} begränsningar som finns för D-3_{He som fusionsbränsle är} rimligtvis lösta om 20 år.

Sammanfattningsvis kan projektrapporten konstatera att det kan vara lönsamt med D-3_{He under förutsättningen att} det finns en reaktor som kan hantera de plasma- temperaturer som uppnås under fusionsreaktionen. I rapporten anses, att Mark II, den mobila enhet som utför hela brytningsprocessen av 3_{He är att föredra. Den utgör} en anpassad lösning på hela brytningsprocessen. Beroende på hur stort behovet av helium-3 kommer att vara, är det aktuellt att använda ett flertal likadana mobila enheter. Ett flertal Mark II som jobbar parallellt med varandra, säkerställer brytningsprocessen även om en enhet skulle haverera.

Rapporten pekar även på att den kombinerade transport- metoden med VASIMR raket med Shuttleliknande lastutrymme är den bästa lösningen i en nära framtid. Ponera att NASA etablerar sin månbas 2024, då skulle nuvarande raketer som Shuttles kunna användas eftersom lastutrymmet gör det möjligt att transportera tillräckliga mängder 3_{He från månen.}

Vidare anses, att kostnaden för 3_{He kommer att vara} konkurrenskraftig. Det kan bland annat stödjas av att ambitionen i världen är att hitta effektivare energikällor vilket blir allt viktigare. D-T fusion är en temporär lösning på fusionskraft, enligt rapportens mening. Det finns givetvis fördelar med D-T fusion, men i en nära framtid då en lösning kan finnas för begränsningarna gällande reaktormaterial, samt det faktum att 3_{He är} tillgängligt, finns det ingen anledning att använda tritium. Tritium är som nämnts tidigare i rapporten en radioaktiv isotop och orsakar primära skador på reaktorstrukturen. Detta medför ytterligare kostnader i underhåll och utbyte av reaktorkomponenter. Men även det faktum att det radioaktiva materialet måste slutförvaras. Det innebär att skador samt kostnader är markant mycket mindre med D- 3_{He fusion.}

Bedömningen görs att D-3_{He fusion är fullständigt} konkurrenskraftigt jämfört med D-T fusion, men med reservation för att det först kan vara genomförbart om 20 år.

REFERENSER

[1] G. L. Kulcinski, and J. F. Santarius, “New opportunities for fusion in the 21st century - Advanced fuels,” Fusion Technology, vol. 39, no. 2, pp. 480-485, Mar, 2001.

[2] J. Pamela, and E. R. Solano, From JET to ITER:

preparing the next step in fusion research, vol.

EFDA-JET-PR(01)16, JET Joint Undertaking, Abingdon, UK, UK, 2001.

[3] G. H. Miley, H. L. Berk, D. C. Cartwright et al.,

Advanced Fusion Power; a Preliminary Assessment, United States, 1987.

[4] G. L. Kulcinski, G. A. Emmert, J. P. Blanchard

et al., "apollo-L3, an advanced fuel fusion

power reactor utilizing direct and thermal energy conversion," 19, Fusion Technology, 1991, pp. 1-10.

[5] P. E. Stott, “The feasibility of using D– 3 He and D–D fusion fuels,” Plasma Physics and

Controlled Fusion, vol. 47, no. 8, pp. 1305,

2005.

[6] Y. Tomita, L. Y. Shu, and H. Momota, "Direct energy conversion system for D-3He fusion,"

Seventh International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems, ICENES '93. pp. 522-

6.

[7] G. L. Kulcinski, E. N. Cameron, J. F. Santarius

et al., Fusion Energy from the Moon for the Twenty-First Century, United States, 1992.

[8] A. Iiyoshi, H. Momota, O. Motojima et al., "Innovative energy production in fusion reactors," Seventh International Conference on

Emerging Nuclear Energy Systems, ICENES '93.

pp. 495-501.

[9] M. E. Sawan, and I. N. Sviatoslavsky, "Assessment of first wall lifetime in D-3He and D-T reactors with impact on reactor availability," Fusion Technol. (USA). pp. 1141- 5.

[10] A. E. Dabiri, “An overview of D-3He fusion reactors,” Nuclear Instruments and Methods in

Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, vol. 271, no. 1, pp. 71-78, 1988.

[11] D. G. Schrunk, B. L. Sharpe, B. L. Cooper et al., "Resources, Future Development, and

Settlement," The Moon, Springer Praxis Books, pp. 1-561: Praxis, 2007.

[12] Y. T. Li, and L. J. Wittenberg, Lunar Surface

Mining for Automated Acquisition of Helium-3: Methods, Processes, and Equipment, United

States, 1992.

[13] L. J. Wittenberg, G. L. Kulcinski, E. N. Cameron et al., “A review of helium-3 resources and acquisition for use as fusion fuel,” Fusion

Technology, vol. 24, pp. 2230-2253, 1991.

[14] G. L. Kulcinski, and H. H. Schmitt, “Fusion power from lunar resources,” Fusion Technology, vol. 21, no. Copyright 1992, IEE,

pp. 2221-9, 1992.

[15] I. N. Sviatoslavsky, The challenge of mining He-

3 on the lunar surface: How all the parts fit together, 1993.

[16] L. J. Wittenberg, J. F. Santarius, and G. L. Kulcinski, “LUNAR SOURCE OF HE-3 FOR COMMERCIAL FUSION POWER,” Fusion

Technology, vol. 10, no. 2, pp. 167-178, Sep,

1986.

[17] L. D. Cassady, W. J. Chancery, B. W. Longmier

et al., "VASIMR® technological advances and

first stage performance results."

[18] F. R. C. Diaz, “An overview of the VASIMR engine: High power space propulsion with RF plasma generation and heating,” AIP Conference

Proceedings, vol. 595, no. 1, pp. 3-15, 2001.

[19] M. Aherne, P. Davis, M. England et al., "PARTS: (Plasma Accelerated Reusable Transport System)," Embry-Riddle Aeronautical University, 2002, pp. 1-16.

[20] S. Enmalm, A. Andersson, and S. Lundgren, "El-,gas- och fjärrvärmeförsörjning 2009," Energimyndigheten and S. Centralbyrån, eds., Statistiska Centralbyrån, SCB, 2011, pp. 1-80. [21] D. Maisonnier, I. Cook, S. Pierre et al., “The

European power plant conceptual study,” Fusion

Engineering and Design, vol. 75-79, pp. 1173-

1179, 2005.

[22] L. J. Wittenberg, “THE COST OF TRITIUM PRODUCTION IN A FUSION-REACTOR,”

Fusion Technology, vol. 21, no. 2, pp. 886-890,