Jak daleko jsme pokročili k jaderné fúzi? - 2. část

V současné době byla dokončena budova, ve které bude termojaderný reaktor ITER, a bude možné přistoupit k instalování samotného tokamaku. Začne se tak sestavovat vakuová nádoba pro plazma, supravodivé magnety a další konstrukce tohoto zařízení. Využijme tento klíčový zlom ke shrnutí našich znalostí o možnosti využití termojaderné fúze.

Toto je druhá část článku. První je dostupná pod tímto odkazem.

Tokamaky

Ve světě bylo v posledních letech postaveno několik nových velice moderních tokamaků. Některé z nich už mají supravodivé všechny magnety. Do čela se postupně dostává hlavně Asie. Velmi moderní tokamak KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Reactor) byl vybudován v Jižní Koreji. Jeho hlavní poloměr je 1,8 m a vedlejší 0,5 m. Dosažená intenzita magnetického pole je 3,5 T a doba výboje až stovky sekund. Na začátku roku 2019 se mu podařilo udržet plazma na teplotě 100 milionů kelvinů po dobu jeden a půl sekundy.

Od roku 2006 pracuje v Číně tokamak EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak), jehož hlavní poloměr je 1,85 m a vedlejší 0,45 m. Intenzita magnetického pole dosahuje 3,5 T a jeho výkon ohřevu je 7,5 MW. Do konce roku 2018 se mu podařilo dosáhnout doby udržení 100 s a teploty 100 milionů kelvinů. V budoucnu by měl mít intenzitu magnetického pole až 5 T a dosáhnout doby udržení i 1000 s. Čína zároveň v roce 2019 rozhodla o vybudování národního centra pro studium termojaderné fúze. V něm by se měl do roku 2030 vybudovat i nový tokamak. Ten sice bude menší, než je ITER, ale využití pokročilejších technologií a specifická konstrukce umožní dosáhnout vyšších teplot plazmatu. Čína tak využije synergii z účasti na projektu ITER pro rozvoj i své cesty k termojaderné energetice.

Japonci navázali na zkušenosti s tokamakem JT-60U (Japan Torus s objemem 60 m3) a na přelomu roku dokončili plně supravodivý tokamak JT-60SA. První plazma by se v něm mělo vyprodukovat na podzim roku 2020. Je to jeden z největších a nejmodernějších tokamaků, který připravuje půdu pro dokončení a provozování tokamaku ITER.

Největším tokamakem v Evropě je JET (Joint European Torus) ve vesničce Culham nedaleko Oxfordu ve Velké Británii. Ten byl uveden do provozu v roce 1983. Jeho hlavní poloměr je 2,98 m a vedlejší horizontální 1,25 m a vertikální 2,10 m. Objem plazmatu je okolo 100 m3 a intenzita magnetického pole 3,45 T. Na svém kontě má řadu fúzních rekordů. Pracoval i s tritiem a v kampani v letech 1991 až 1997 uskutečnil první masivnější produkci fúzní energie. Dosáhl při něm výkonu 1,7 MW při dosažené teplotě paliva 200 milionů kelvinů. Po úpravách a instalaci nového divertoru dokázal vyprodukovat 22 MJ fúzní energie, špičkový výkon 16 MW a podíl celkového fúzního výkonu ku dodávanému tepelnému příkonu 0,65. Dokonce se mu podařilo udržet plazma 4 sekundy při stabilním fúzním výkonu 4 MW. Poté se vrátil do režimu experimentování bez využívání tritia. V roce 2011 došlo k přestavbě jeho vnitřní stěny tak, aby odpovídala konstrukci, která bude využita v případě tokamaku ITER. Ta by měla být z beryllia a v oblasti divertoru z wolframu. Po náročné rekonstrukci by se v tomto roce 2020 měl opět věnovat experimentování s fúzí deuteria a tritia. Cílem je dosáhnout udržení plazmatu 5 s a stabilní výkon produkovaný fúzními reakcemi 15 MW. Podmínky, které se při tom dosáhnou, budou velmi podobné očekávaným na zařízení ITER.

Druhý největší mezinárodní vědecký projekt – tokamak ITER

Zařízení, které by mělo produkovat pomocí fúze více energie, než je potřeba na ohřev plazmatu, bude mezinárodní tokamak ITER, který se buduje ve francouzském Cadarache. Do projektu je oficiálně zapojeno 35 států. V této lokalitě je v provozu od roku 1988 i francouzský tokamak Tore Supra. Ten má hlavní poloměr 2,25 m a vedlejší 0,7 m, intenzita magnetického pole je 4,5 T. V roce 2003 zde proběhl výboj, při kterém udržení plazmatu trvalo 390 s při teplotě v řádu sto milionů kelvinů. V letech 2013 až 2016 proběhla jeho rekonstrukce, kdy se přebudovalo chlazení, vnitřní stěna a přidal se divertor z wolframu. Tokamak také dostal nový název WEST (W Environment in Steady-state Tokamak). V tomto případě W na začátku názvu znamená chemickou značku wolframu. Stal se tak dalším tokamakem, který testuje budoucí podmínky na tokamaku ITER.

Samotný ITER se začal budovat v roce 2007. Jeho hlavní poloměr by měl být 6,2 m a vedlejší 2 m. Objem plazmatu bude 840 m3. Intenzita magnetického pole bude 5,3 T. Produkovaný výkon by měl být 500 MW. Poměr mezi získaným výkonem z fúze a tím, který se dodal na ohřev by měl dosáhnout až hodnoty 10. Doba udržení plazmatu by měla být i 300 s a jeho teplota 150 milionů kelvinů. Celková hmotnost zařízení bude 23 000 t.

A právě nyní začíná po dokončení budovy, která má výšku 80 m, délku 120 m a šířku 73 m, sestavování hlavních komponent samotného tokamaku. Ty jsou dodávány z Evropy, Jižní Koreje, Číny a Japonska. Postupně by tak měl být tokamak dokončen a instalováno i potřebné vybavení. Ze začátku se objevila řada problémů v organizaci, což při zahájení tak komplexního projektu se spoustou dodavatelů z různých koutů světa není nic neobvyklého. Zde se však nejspíše projevila i nekompatibilita japonského řízení a francouzských zaměstnanců, protože ředitelem byl zpočátku Japonec. Nyní se už situace stabilizovala a pod vedením nového ředitele Bernarda Bigota se daří plnit termíny, takže i současné odhady dokončení zařízení se zdají být realistické.

První plazma by v tokamaku ITER mělo vzniknout na přelomu let 2025 a 2026. Jak už bylo zmíněno, většina tokamaků zkoumá vlastnosti plazmatu, a ne fúzní reakce. Proto se v nich nevyužívá tritium. Využívání tohoto radioaktivního materiálu přináší značné problémy. Navíc fúzní reakce deuteria a tritia s produkcí vyššího toku neutronů, které interagují s materiály tokamaku, indukuje radioaktivitu v konstrukčních komponentách. Využití tritia zároveň nevede k výhodám při studiu chování plazmatu. To je i důvod, proč se i několik prvních let na tokamaku ITER nebude tritium používat. Do plného provozu by se tokamak měl dostat a experimentování s fúzí deuteria a tritia by mělo být zahájeno v roce 2035. Je třeba říci, že ze zkušeností získaných u jeho předchůdců víme, že konstrukce tokamaku ITER je velkou výzvou, ale zařízení bude fungovat. Právě jeho velikost mu umožní ukázat, že lze jadernou fúzí produkovat dostatek energie a udělat ten klíčový krok k termojaderné energetice.

České zapojení do využívání tokamaků

Česká republika je zapojena to termojaderného výzkumu pomocí tokamaků už od jeho raných dob. Hlavním centrem je u nás Ústav fyziky plazmatu AV ČR. Už roku 1977 zde začal pracovat tokamak TM-1-MH. Ten byl právě na základě předchozího zapojení našich vědců do tohoto výzkumu předán z tehdejšího Sovětského svazu. Po přivezení do Prahy dostal název CASTOR (Czech Academy of Sciences TORus). V Ústavu fyziky plazmatu fungoval až do roku 2006 a posléze byl přemístěn na Fakultu jadernou a fyzikálně inženýrskou ČVUT, kde od roku 2009 slouží studentům pod jménem GOLEM.

Náhradou Ústav fyziky plazmatu dostal z Velké Británie tokamak COMPASS. Jeho obrovskou výhodou je, že jeho tvar vakuové nádoby i další parametry jsou podobné tokamaku ITER. Jen je daleko menší, objem plazmatu je u něj řádově méně rozměrný. Jeho hlavní poloměr je 0,56 m, vedlejší 0,35 m a intenzita magnetického pole 2,1 T. Proto lze na něm zkoumat podmínky fungování zařízení ITER. Že to dělají kolegové z „Plazmaťáku“ dobře, svědčí i to, že byl kolega Radomír Pánek jmenován jedním ze tří hlavních představitelů organizace Fusion for Energy (F4E), která realizuje evropskou část projektu ITER. V současné době se připravuje nový větší tokamak s označením COMPASS-Upgrade. Zase půjde o zařízení podobné tokamaku ITER. Intenzita magnetického pole by v tomto případě měla být 5 T. Dokončení nového tokamaku bude dalším skokem v zapojení našich fyziků do fúzního výzkumu.

Zaměření termojaderná fúze se studuje i na zmíněné FJFI ČVUT, kde studenti mohou využít zmíněný tokamak GOLEM. Protože se účastním na státnicích, vím že řada jejich bakalářských i diplomových prací je spojena s tokamaky a chováním plazmatu, které v nich vzniká. Mezi nimi je určitě řada, kteří budou pracovat i na zařízení ITER.

V Česku je ještě jedno zařízení pro výzkum plazmatu a fúze, jde o tzv. Z-pinč. Toto zařízení je na Fakultě elektrotechnické ČVUT. Stlačení plazmatu se dociluje magnetickým polem vznikajícím při výboji. Podrobněji jsou Z-pinče popsány ve zmíněném starším článku o fúzi.

Stellarátory

Současným nevětším a nejmodernějším stellarátorem je německé zařízení Wendelstein 7-X v Greifswaldu. Plně se využil pokrok v matematické simulaci potřebného tvaru magnetických polí, projektování odpovídajících magnetů a vývoji nových materiálů.

Předchůdcem tohoto stellarátoru byl japonský LHD (Large Helical Device) v laboratoři Toki, které pracuje od roku 1998. u kterého se v roce 2005 podařilo udržení plazmatu, i když s omezenou hustotou, až po dobu 3900 s. Stellarátory umožňují zajistit dlouhodobou stabilitu plazmatu. I zmíněný výsledek ukazuje na možnost stabilního udržení plazmatu v takových zařízeních. Druhým takovým zařízením je HSX (Helically Symmetric Experiment) na Wisconsin-Madisonské univerzitě ve Spojených státech. V Evropě je kromě zmíněného německého zařízení v provozu od roku 1998 stellarátor TJ-II s magnetickým polem 1 T ve Španělsku.

Stellarátor Wendelstein 7-X má hlavní poloměr 5,5 m, vedlejší pak 0,65 m. Objem plazmatu je 30 m3, hustota by měla být až 3ˑ10^20 iontů/m3 a teplota až přes sto milionů kelvinů. Jeho magnetické pole umožňuje docílit intenzitu 3,0 T a doba výboje, a tedy udržení plazmatu, by měla být 30 minut. Této hodnoty by mohl dosáhnout v příštím roce. Dosažitelný výkon ohřevu je 14 MW. Dokončit se jej podařilo v roce 2015. V roce 2018 se podařilo dosáhnout hustoty plazmatu 2ˑ10^20 iontů/m3 při jeho teplotě 20 milionů kelvinů a délce udržení plazmatu 100 s. V minulém roce probíhalo vylepšování tohoto zařízení. Šlo hlavně o dokončení instalace a vylepšení divertorů, které umožní odstraňovat nečistoty z plazmatu. Ty dostanou vodní chlazení. V současné době probíhá i instalace chlazení vnitřního pokrytí vakuové nádoby. To umožní zvýšit teplotu plazmatu a délku jeho udržení, takže by se mělo zařízení dostat na plánované parametry. Obnovení činnosti by mělo po vylepšení nastat koncem roku 2021.

Jak bylo zmíněno, jsou stellarátory velmi dobré při zajištění dlouhodobého udržení plazmatu. Mohou tak přinášet velmi důležité poznatky při cestě ke stabilnímu udržení plazmatu i pro ITER. Stellarátory jsou sice hlavně co se týká velikosti za tokamakem ITER, ale je dobré mít paralelní cestu. V budoucnu se ukáže, které zařízení bude na cestě k termojaderné energetice efektivnější. Zatím lze využít synergií při práci na obou možnostech.

Termojaderné elektrárny

Tokamak ITER a tím více stellarátor mají ještě velmi daleko k termojaderné elektrárně. Vůbec neřeší dvě zásadní komponenty, které bude budoucí elektrárna muset obsahovat. Prvním z nich je produkce paliva, tedy tritia. To by mělo být produkováno reakcemi neutronu s lithiem, které bude umístěno v blanketu za přední stěnou vakuové nádoby tokamaku. Musí se vyřešit produkce, sběr i doplňování tritia do tokamaku. Druhou klíčovou částí je konverze tepla produkovaného reaktorem na elektrickou energii. Teplo se produkuje ve stěně vakuové nádoby a jeho zdrojem jsou dominantně neutrální neutrony, které vyletují ven z plazmatu. Heliová jádra ohřívají samotné plazma. To už by nemusel být takový problém, protože lze převzít zkušenosti z jaderné energetiky nebo jiných tepelných elektráren. Na druhé straně optimální vyladění i této části úplně jednoduché nebude.

Prvním prototypovým termojaderným reaktorem by se tak měl stát teprve projekt DEMO. Na jeho plánování se sice pracuje, ale čeká se na klíčové poznatky, které by měl zajistit teprve ITER. Začátek jeho výstavby tak bude patrně po roce 2040.

Je však třeba připomenout, že půjde o prototypové zařízení, které ještě s největší pravděpodobností nebude ekonomicky konkurenceschopné. Teprve na základě zkušeností s ním přikročí konkrétní firmy k přípravě svých konkurenceschopných modelů termojaderných reaktorů.

Synergie mezi fúzní a štěpnou energetikou

Fúzní a štěpná energetika mají řadu společných problémů a technologií. Jak už bylo zmíněno, v obou případech jde o tepelné elektrárny s podobným systémem konverze tepelné energie na elektrickou. U štěpných technologií i fúzních zařízení se setkáváme s velmi intenzivními toky neutronů, které vyžadují použití materiálů odolných proti radiačnímu poškození. Zároveň jsou velmi namáhané i velmi vysokými teplotami. Například i při inspekcích tokamaku, stejně jako u reaktorů, je třeba počítat s vysokou nabuzenou radioaktivitou.

Velmi důležitou oblastí je tak studium materiálů odolných vůči radiaci a vysokým teplotám. Ke zkoumání hlavně povrchových vrstev materiálů se dají využít jaderné metody. I v našem Ústavu jaderné fyziky AV ČR se studují různé pokročilé materiály s využitím svazků iontů z urychlovačů nebo neutronů z reaktoru.

Nutné je studovat pravděpodobnosti reakcí neutronů s různými materiály, které jsou součástí tokamaků nebo štěpných systémů. Ve fúzních reakcích i rychlých štěpných reaktorech nebo urychlovačem řízených transmutorech vznikají neutrony s daleko vyšší energií, než je tomu u klasických termálních reaktorů. A pro tyto energie často chybí experimentální data o reakcích neutronů s různými materiály. Pro jejich studium je potřeba mít neutronový zdroj s přesně definovanou energii neutronů. Takový zdroj neutronů založený na urychlovači a lithiovém terči máme u nás v ústavu. Nejen zde, ale i na neutronových zdrojích v zahraničí, realizují měření naši studenti, jak jsem psal i v článku na Oslovi.

Výzkum elektronických součástek, celých přístrojů i robotů, kteří jsou schopni pracovat v radiačním prostředí, je také nezbytný pro oba směry jaderné energetiky. I k tomu se dají využít reaktory, urychlovače nebo zdroje neutronů nebo záření gama. S tím souvisí i vývoj a využití prostředků dozimetrické kontroly.

Radiační odolnost materiálů potřebných pro ITER a DEMO i produkce tritia v reakcích neutronů s lithiem se bude studovat na speciálním zařízení, které projekt ITER doplňuje. Buduje se v Japonsku pod zkratkou IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility). Zde budou dva urychlovače deuteronů, které na lithiovém terči vytvoří velmi intenzivní svazky neutronů s energií okolo 14 MeV, což je energie neutronů, které se produkují při slučování deuteria a tritia. V současné době se pracuje hlavně na prototypu lineárního urychlovače, který bude toto zařízení využívat. Výsledky budou zajímavé jak pro fúzní, tak i štěpnou komunitu.

Pro popis termodynamiky i interakce částic s prostředím se využívají obdobné simulační programy. Jejich rozvoj a benchmark je také důležitou společnou činností.

Hybridní systémy

Zajímavým příkladem vyústění synergií mezi štěpnou a fúzní energetikou by se mohly stát hybridní systémy. Jak už bylo několikrát zmíněno, je termojaderný reaktor intenzivním zdrojem neutronů. Ty se využijí k produkci tritia z lithia. Mohou se však využít jinak. Pokud by se do blanketu okolo vakuové nádoby umístily kromě tritia i transurany z vyhořelého jaderného paliva, získáme podkritický štěpný systém, který je řízen vnějším zdrojem neutronů. Ten by přispěl i ke zvýšení produkce energie. Jeho hlavní výhodou by však bylo, že by umožnil energeticky využít a spálit jaderný odpad. Zmenšil by se tak jeho objem, který by musel do trvalého podzemního úložiště. Z tohoto pohledu by doplnil štěpné reaktory čtvrté generace a urychlovačem řízené transmutory. Urychlovačem řízené štěpné technologie jsou popsány v již poměrně starém článku na Oslovi a podrobněji se k současné situaci v této oblasti vrátíme někdy příště.

První návrh takového hybridního systému uvažoval Andrej Sacharov, i když u něj šlo dominantně o úvahy zlepšit produkci energie a využít uran. V současné době je spíše atraktivní možnost vyřešení problémů s vyhořelým jaderným palivem. I když ani energetický přínos by z pohledu ekonomiky termojaderné elektrárny nemusel být k zahození. Samotná termojaderná část by nemusela být tak efektivní a produkovat tolik energie, dohnalo by se to energií ze štěpení. Otázkou však je, jak by se na takovou kombinaci fúzního a štěpného systému dívali protijaderní aktivisté.

Závěr

V současné době se realizují kroky, které by mohly znamenat průlom v oblasti realizace termojaderné fúze. Po dokončení budovy začala montáž tokamaku ITER. Je velmi pravděpodobné, že již v roce 2025 začne intenzivně zkoumat vlastnosti plazmatu potřebného k zapálení fúzní reakce. Od roku 2035 pak bude fungovat s tritiem jako fúzní reaktor. K tomu, aby jeho uvedení do provozu proběhlo co nejrychleji, nejefektivněji a plynule, slouží výzkumy na současných tokamacích. Mezi ně patří i COMPASS v Ústavu fyziky plazmatu. Na těch nejmodernějších, a hlavně těch, které se teprve projektují, se zkoušejí i pokročilejší technologie, než se využily pro ITER. Jde například o elektromagnety využívající vysokoteplotní supravodivost. Ty by mohly přispět k tomu, aby byl budoucí termojaderný reaktor kompaktnější a méně náročný na energie. Kromě tokamaků se podařilo dosáhnout značného pokroku u stellarátoru.

Do snahy vybudovat menší fúzní zařízení se zapojují i soukromé firmy. Je tak možné, že se podaří uskutečnit technologický průlom a ITER jinou cestou předběhnout. Nelze však na to spoléhat. Pokud půjde cesta k termojaderné elektrárně přes ITER, je třeba počítat s tím, že první reálná prototypová fúzní elektrárna DEMO nebude nejspíše před rokem 2050. Komerční termojaderné elektrárny tak nelze čekat před polovinou století a bude se jednat o zařízení s velkým výkonem. Doplní tak energetický mix a pomohou s náhradou fosilních paliv. Předpokládám však, že štěpné reaktory nevytlačí.

Psáno pro servery oEnergetice a Osel.

Přednáška o potřebnosti a budoucnosti štěpné energetiky, kterou jsme měli s kolegou Janem Horáčkem : https://slideslive.com/38916074/co-prinese-nova-era-jaderne-energie

Úvodní fotografie: Nový japonský plně supravodivý tokamak JT-60SA (zdroj JT-60SA)