Kdy se bude jaderná fúze využívat pro výrobu energie?  
„Odvážím se předpovědět, že metoda pro uvolnění fuzní energie kontrolovaným způsobem bude nalezena v průběhu příštích dvou desetiletí.“ <br />
H.J. Bhabha: zahajovací řeč první konference o mírovém využití atomové energie v roce 1955<br />
„Avšak technické problémy, které je potřeba vyřešit, se zdají obrovské. S ohledem na ně řada fyziků neváhá označit problém za neřešitelný.“ R.F. Post: Rev. Mod. Phys 28, strana 338 z roku 1956


V předchozích částech cyklu o využití jaderné energie jsme se věnovali využití štěpení těžkých jader. Popsali jsme na jakých principech jsou jaderné reaktory využívající štěpení postaveny a jak by mohla v budoucnu jaderná energetika vypadat. Ukázali jsme si nejnovější typy reaktorů generace III, které by mohly být případně využity pro dostavbu jaderné elektrárny Temelín. Seznámili jsme se s reaktory generace IV, jejichž vývoj byl zahájen v nedávné době a měly by za pár desetiletí umožnit efektivní využití jaderného paliva a stabilní využívání jaderné energetiky na řadu staletí. V další části byly popsány urychlovačem řízené transmutační systémy, které by mohly v budoucnu reaktory generace IV doplnit a přispět k výraznému snížení objemu jaderného odpadu. V zatím poslední části pak byly rozebrány zásoby uranu a thoria na Zemi, tedy paliva, které by se mělo ve všech zmíněných systémech využívat. V poslední části tohoto cyklu se blíže podíváme na stav a možnou budoucnost využití slučování lehkých prvků pro produkci energie.
O možnosti uskutečnění řízené termojaderné reakce se hovoří již od poloviny čtyřicátých let. A stále se názor na její průmyslové využití k výrobě energie pohybuje v celém rozsahu od extrémního optimismu až k úplné skepsi. Že tomu bylo již na počátku studia této oblasti, dokládají i citáty na počátku článku, které byly použity ve velmi pěkném přehledu „50 Years of Controlled Nuclear Fusion in the Europien Union“ Paula Vandenplase a Gerda H. Wolfa v časopise Europhysicsnews. Do značné míry je to dáno tím, že fyzikální principy, které jsou s řízenou termojadernou fúzí spojeny, jsou průzračně jednoduché, ovšem technické potíže, na které jsme během cesty za ní narazili se ukázaly být extrémně složitými. Cesta k využití jaderné fúze je tak potvrzením toho, že ďábel se skrývá právě v technických detailech. Podívejme se tedy nejdříve na ty základní „jednoduché“ fyzikální principy.

Termojaderné reakce

Zvětšit obrázek
Přehled principiálně využitelných slučovacích reakcí lehkých prvků. Připomeňme si, že izotopy vodíku mají i své názvy 2H je deuterium a 3H je tritium. Jádra izotopů vodíku a helia se pak označují jako proton (1H), deuteron (2H), triton (3H) a částice alfa (4He).

Pro získávání energie pomocí termojaderných reakcí se uvažuje slučování těch nejlehčích prvků, tedy izotopů vodíku případně helia. Energii může produkovat i fúze těžších prvků v principu až po železo. Takové reakce probíhají například ve velmi hmotných hvězdách. Ovšem pro průběh těchto reakcí je potřeba dosáhnout ještě extrémněji vysokých teplot. Proto se úvahy o pozemském využití jaderné fúze omezují na nejlehčí jádra. Přehled možných reakcí je uveden v tabulce.

I pro uvedené reakce je třeba dosáhnout velmi vysokých teplot v řádu stovek milionů stupňů. Problém je, že kladně nabitá jádra se vzájemně odpuzují. A to tím více, čím jsou jejich náboje vyšší (odpuzování roste s kvadrátem náboje) a čím jsou blíže (odpuzování závisí nepřímo úměrně na vzdálenosti). Jádra se k sobě musí přiblížit natolik, aby mezi nimi začala působit silná jaderná síla, která je přitažlivá a proběhla fuzní reakce. Elektrické pole však vytváří barieru, která přiblížení brání. Pokud by měla být střední kinetická energie jader vyšší než tato bariéra, musela by být teplota plazmatu zhruba miliarda stupňů. Pro průběh termojaderné fúze však stačí i nižší energie. V plazmě s danou teplotou jsou i jádra s mnohem vyšší kinetickou energií než je střední kvadratická. I když jejich počet s růstem této energie jádra rychle klesá. Ještě důležitější však je, že jádro nemusí mít větší energii než je výška bariéry vytvořené elektrickým polem, ale může díky kvantové fyzice tuto bariéru protunelovat. I v tomto případě však platí, že pravděpodobnost tunelování roste s teplotou plazmatu. Dostatečnou pravděpodobnost fuzních reakcí tak dostaneme pro zmíněné teploty v řádu stovek milionů stupňů.
Z hlediska teplot, které je potřeba dosáhnout, je z těchto reakcí nejperspektivnější reakce deuteria s tritiem. V tomto případě je požadovaná teplota plazmatu zhruba 150 milionů stupňů. Jistou její nevýhodou je, že tritium je radioaktivní. Zároveň při využití této reakce vzniká intenzivní tok neutronů, který může poškozovat stěny reaktorové nádoby. Je nutno také řešit metodu získávání tritia. V tom nám však zmiňované neutrony naopak mohou pomoci. Tritium lze produkovat pomocí ozařování lithia neutrony. A zásoby lithia lze využít jako zdroje pro produkci tritia.

Zvětšit obrázek
Dvě z perspektivních reakcí použitelných v budoucích termojaderných reaktorech. Reakce deuteronu d s tritonem t za vzniku alfa částice a neutronu se uplatní u prvních termojaderných reaktorů. Reakce deuteronu s heliem 3 za vzniku protonu a alfa částice by se případně mohla uplatnit ve vesmírných projektech.

Další velice perspektivní reakce je reakce deuteria s izotopem helia 3. V tomto případě už je však potřebná teplota vyšší, protože vzájemné odpuzování jader je díky dvojnásobnému náboji jádra helia vyšší. U této reakce je značnou výhodou stabilita izotopu helia tři. To by bylo výhodné při využití ve vesmíru (podrobněji už byl tento problém na Oslovi rozebrán) Problémem je minimální výskyt helia na Zemi. Velké množství by se ho však mohlo vyskytovat v měsíčním regolitu.
Z hlediska dostupnosti by ideální bylo využití reakce deuteria s deuteriem. V tomto případě jsou pro dostatečné pravděpodobnosti uskutečnění reakce potřebné vyšší teploty plazmatu, takže s využitím této reakce se počítá až v pozdějších typech fuzních reaktorů.

Možnosti řízené termojaderné reakce

Pro dosažení řízené termojaderné reakce musíme splnit dvě podmínky. Jednou z nich je již zmíněné dosažení dostatečně vysoké teploty, která se musí pohybovat v oblasti mezi 100 a 200 miliony stupňů. Druhou podmínkou je splnění tzv. Lawsonova kriteria. To říká, že součin hustoty plazmatu a doby jeho udržení musí být zhruba 1020 s.m-3. Existují dvě zcela odlišné cesty ke splnění Lawsonova kriteria a k uskutečnění řízené termojaderné reakce.
První je cesta inerciálního udržení, kdy se dosahuje velmi vysoké hustoty plazmatu. Musí být větší než 1026 m-3 (případně dokonce 1031 m-3 v případě rychlého stlačení). Současně také velmi krátké doby jeho udržení. Větší než 10-6 s ( v případě zmíněných vysokých hustot stačí okolo 10-11 s). V tomto případě se malá kapsle obsahující několik miligramů směsi deuteria a tritia ozáří z několika směrů velice výkonnými svazky záření (například z laseru).

Zvětšit obrázek
Laser Nova v LLNL laboratoři se pokoušel zapálit jadernou fúzi (zdroj Wikipedia)

Tím se povrchové vrstvy kapsle velmi silně ohřejí. Vysoce ohřátá plazma expanduje a zároveň silně stlačí vnitřní část kapsle. Ta se tak zahřeje na velmi vysokou teplotu a dojde k zapálení termojaderných reakcí. Tato cesta je velmi atraktivní hlavně z hlediska případného využití řízené termojaderné reakce pro pohon kosmických lodí.
Druhý způsob je magnetické udržení. Spočívá v uzavření vysokoteplotní plazmy pomocí magnetického pole. V tomto případě je snaha udržet plazmu o hustotě zhruba 1020 m-3 po dobu v řádu sekund. Dosahuje se toho pomocí různých typů magnetických pastí.

Inerciální udržení

Zvětšit obrázek
Laser Nova v LLNL laboratoři se pokoušel zapálit jadernou fúzi (zdroj Wikipedia)

V případě inerciálního udržení se předpokládá stlačení tablet složených ze zmrzlého deuteria z tritia pomocí laserových nebo částicových svazků. Potřeba jsou velmi výkonné lasery. První vážnější testy byly provedeny pomocí laseru Shiva, který začal pracovat v roce 1978 v LLNL (Lawrence Livermore National Laboratory) v USA se dvaceti laserovými svazky. Podařilo se stlačit tablety na hustotu stonásobně větší než je hustota kapalného deuteria. Ovšem zapálit jadernou reakci se nezdařilo. Stejně dopadl i pokročilejší laser NOVA, který měl desetkrát více energie než Shiva. Ukázalo se, že perspektivní je cesta přes drastické zrychlení průběhu stlačování.

V současnosti se v LLNL na základě předchozích zkušeností buduje NIF (National Ignition Facility). Jedná se největší laserový systém na světě. O zapálení jaderné reakce se pokusí 192 laserových svazků s výkonem 8 TW. Mělo by to pomoci vytvořit hustotu rovnou 1500 násobku hustoty kapalného deuteria. V současnosti je laserový systém z 99 % a spuštění zařízení se očekává v roce 2009.


Zvětšit obrázek
Komora zařízení NIF (zdroj LLNL)

Toto zařízení by mělo být prvním, které prokáže možnost uskutečnění termojaderné fúze iniciované pomocí laserového stlačení. Dalším, které se plánují, je například evropský HiPER (High Power laser Energy Research facility). Jeho budování by mohlo začít v roce 2011. I když se však zažehnutí miniaturní termojaderné bomby podaří, bude to pouze první krok. Zůstane stále obrovská spousta problémů. Je nutná vysoká homogenita ozáření, je nízká opakovací frekvence laserů, kapsle z deuteria a tritia jsou velmi drahé. Navíc je třeba vyřešit otázku, jak konvertovat uvolněnou energii do formy vhodné k produkci elektřiny a jak řešit celkovou konstrukci reakční komory.

kapsle

Kapsle s deuteriem a tritiem má průměr 2 mm.

V současnosti také zaznamenávají obrovské úspěchy při dosahování velmi vysokých teplot plazmatu tzv. Z-pinče. V tomto zařízení se využívá toho, že proud vytváří magnetické pole a to pak tzv. Lorentzovou silou působí na nabité částice plazmatu. Dochází v něm k výboji, při kterém plazmovým vláknem protéká extrémně intenzivní proud a kolem něho se vytvoří velmi intenzivní magnetické pole, které plazmu extrémně stlačí a tím i zahřeje. Z-pinče jsou nositeli teplotních rekordů. Na největším zařízení tohoto typu v SNL (Sandia National Laboratory) v Albuquerku v Novém Mexiku (USA) se podařilo v roce 2005 dosáhnout teploty až několik miliard stupňů. Problémem je velmi krátké trvání výboje a velmi malý objem plazmatu. I když se v poslední době objevuje relativně velký pokrok v této oblasti, zdá se cesta směrem k řízené termojaderné fúzi v tomto směru ještě hodně dlouhá.

Zvětšit obrázek
Výboj v Z pinch v SNL (Sandia National Laboratory) v Albuquerku v Novém Mexiku (USA) (zdroj Wikipedia).

Studium možností uskutečnění inerciálního udržení jaderné fúze dost pokročilo, ovládnutí magnetického udržení je však mnohem dále a blíže ke konečném cíli postavení termojaderné elektrárny. Proto se v dalších částech budeme věnovat podrobně této možnosti.

Magnetické udržení

V tomto případě je horká plazma uvězněna pomocí intenzivního magnetické pole. Magnetické pasti mohou mít ineární nebo toroidní uspořádání.

Zvětšit obrázek
Definice toroidu pomocí hlavního (R) a vedlejšího (a) poloměru (zdroj Tora Supra).

Jednoduché lineární zařízení je složeno ze dvou magnetických zrcadel, mezi kterými jsou nabité částice plazmatu zachyceny. Zrcadla jsou vytvořena pomocí dvojice Helmholtzových cívek. Ačkoliv se pomocí takových systémů podařilo dosáhnout relativně vysokých teplot plazmatu, hlavním problémem jsou stále koncové části a ztráty, které v nich nastávají.

Dalším takovým systémem je lineární pinč. Se zařízením, které využívá toho, že intenzivní elektrický proud vytvoří velmi intenzivní magnetické pole a to stlačí vzniklou plazmu a také ji ohřeje na velmi vysokou teplotu, jsme se už setkali. V tomto případě se však tato vlastnost využívá k udržení horkého a hustého plazmatu delší dobu, bez tak extrémního stlačení. Většina typů těchto zařízení trpí nestabilitami. Velkých úspěchů při dosahování velmi vysokých teplot se hlavně v šedesátých letech podařilo dosáhnout pomocí konfigurace theta. I dnes existuje řada různých modelů pinčů, které se používají hlavně ke studiu chování nestabilního plazmatu. I když i v tomto případě se přechází spíše k toroidním konfiguracím.
V současnosti jsou tak nejperspektivnějšími zařízeními systémy s toroidním uspořádáním. O toroidním pinči, který je vhodný pro studium chování nestabilního plazmatu třeba pro astrofyzikální účely, už jsme se zmínili. Teď se blíže seznámíme se dvěma dalšími, které jsou v současnosti nejdále v cestě k dosažení řízené jaderné fúze a budeme se jim proto i dále věnovat podrobněji.

Zvětšit obrázek
Vyznačení směrů běžně užívané v fyzice termojaderné fúze. Toroidní je vyznačen modrou šipkou a poloidní červenou (zdroj Wikipedie).

Tokamak (toroidalnaja kamera s magnitnymi katuškami) je zařízení, ve kterém je plazma ohříváno v nádobě prstencového (toroidního) tvaru. Byl navržeo ruskými fyziky Igorem Jevgeněvičem Tammem a Andrejem Sacharovem.
Toroid (torus) je charakterizován dvěma poloměry. První, kterému se říká hlavní, udává velikost kružnice vedoucí osou „trubice“ a druhý, označovaný jako vedlejší, udává poloměr této „trubice“.

Zvětšit obrázek
Zobrazení toroidního pole (podél prstence) a poloidního pole (v příčném směru obtáčí prstenec).

Plazma je držena pomocí magnetických polí, které jsou v zásadě dvojího typu. Základní komponenty magnetického pole jsou toroidní pole a poloidní pole. Toroidní pole vytváří pole s magnetickou intenzitou ve směru podél obvodu prstence. Je vytvářeno magnetickými cívkami okolo prstence komory. Je to primární proces, který udržuje nabité částice uvnitř prstence. Poloidní pole je magnetické pole vytvářené podél průřezu trubice. Drží plazma v dostatečné vzdálenosti od stěn, formuje jeho tvar a pomáhá udržet jeho stabilitu. Je produkováno jednak vnějšími cívkami elektromagnetů rozmístěných podél obvodu prstence a vnitřně pak proudem v samotném plazmatu. V případě tokamaku tak magnetického pole, které je potřebné pro vytvoření požadovaných spirálovitých siločar, kromě vnějších elektromagnetů vytváří z velké části i samotný elektrický proud, který v plazmatu vzniká.

Pohyb nabitých částic v případě bez magnetického pole a v magnetickém poli.

Zmíněný elektrický proud prstencem plazmatu je vytvářen induktivně. Proces lze přirovnat k velkému transformátoru. Změna proudu v primárním vinutí nebo solenoidu indukuje intenzivní proud v plazmě (až megaampéry). Plazma v tomto případě funguje jako sekundární obvod transformátoru.
Typický průběh činnosti tokamaku lze rozdělit do tří fází. Nejdříve je fáze vytváření plazmatu. V ní se napouští plyn, vytvoří magnetické pole, dochází k průrazu plynu a vzniká výboj. Proud plazmatem začíná lavinovitě narůstat a je potřeba tvarovat sloupec plazmatu. V druhé fázi dochází k regulaci a udržování kvazistacionárních podmínek výboje s dodatečným ohřevem a kontrolou hustoty plazmatu. V třetí fázi po skončení pulsu transformátoru proud zaniká a plazma se rozpadá – docházi ke konci výboje.
Koncept stellarátoru byl navržen Lymanem Spitzerem a první zařízení bylo postaveno v roce 1951. Fuzní výzkum stellarátory ovládaly do druhé poloviny šedesátých let, kdy je vystřídaly už popsané tokamaky. Vlajkovou lodí byl v té době C-stellarátor v Princetonu. V tomto zařízení je na rozdíl od tokamaku plazma udržována magnetickým polem vytvářeným pouze vnějšími magnety. Nevyužívá se proud v plazmatu a není potřeba transformátor pro jeho vytváření. Udržení se dosahuje využitím segmentů spirálových cívek. Ty tak musí mít relativně velmi komplikovanou strukturu a jistou nevýhodou stellarátoru jsou pak extrémní požadavky na přesnost konstrukce. Výhodou naopak je, že je daleko lépe zajištěn dlouhodobý stacionární provoz. Souvisí to s tím, že se nemusí vytvářet proud v plazmatu. Při neexistenci proudu v plazmatu se tento nemůže přetrhnout, jak k tomu dochází v tokamacích.

Zvětšit obrázek
Složitá struktura magnetických cívek, vytvářejících spirálové pole pro udržení plazmatu u stellarátoru.


Existuje několik typů stellarátoru podle magnetů využívaných pro vytváření magnetického pole. Konfigurace torsatron obsahuje spirálovité cívky magnetů uvězňující plazma, heliotron kromě nich obsahuje i magnety pro vytváření toroidního a poloidního pole a helias, který je nejvyspělejším současným systémem, obsahuje opět několik systémů různých elektromagnetů.


V modernějších typech stellarátorů jsou kromě modulárních cívek pro vytváření spirálového pole se využívají i magnety pro vytvoření toroidního a poloidního pole jako u tokamaku.

Základní problémy

A teď se pomalu dostáváme k těm detailům, které nám zatím v praktickém využití jaderné fúze brání. Velkým problémem je udržení plazmatu ve stabilním režimu. S tím souvisí i nutnost co největší potlačení ztrát částic i energie v plazmatu a nestabilit v jeho chování. Je třeba zajistit ohřev plazmatu a doplňování částic (paliva). Velkým problémem je potlačení interakce plazmatu se stěnou komory.
Obrovským technologickým problémem a výzvou je kolosální teplotní gradient, který je 200 000 000o/m a patří k největším, které ve vesmíru známe. Vnitřní stěny reaktoru budou vystaveny obrovské tepelné zátěži. Navíc v případě využití reakcí deuteria s tritiem dochází u vnitřních stěn i k intenzivní neutronové zátěži. Velkým problémem je odvod energie vzniklé v termojaderných reakcích a její konverze do podoby vhodné pro výrobu elektrické energie.
Problémem je také udržení velmi vysokého vakua, i když vnitřní stěny komory a velké množství zařízení uvnitř ní je z velmi různorodého materiálu.



Klíčové je pochopení chování plazmatu

Nejdůležitější jsou znalosti o chování plazmatu ve velmi širokém rozmezí teplot a hustot. Je třeba poznat průběh difuse a vznik i vývoj turbulencí v horkém plazmatu, přenos tepla, který díky těmto procesům probíhá. To je totiž klíčové pro zvýšení doby udržení plazmatu. Je třeba také znát způsoby, kterými můžeme plazma ohřívat. Efektivnost různých procesů ohřevu se může s teplotou i velmi výrazně měnit.

Jak zvýšit dobu udržení plazmatu?

Dobu udržení tepelné energie uvnitř plasmy lze zvýšit v zásadě dvěma způsoby. Prvním je vytvoření silnější "magnetické pasti", ve které bude plazma lépe uvězněno. Intenzitou magnetického pole je rovněž dána dosažitelná hustota plazmatu při dané teplotě. V současné době jsou reálně dosažitelná magnetická pole o magnetické indukci až 5 T.
Druhým je zvětšení objemu plazmatu. Doba difuse částic je totiž úměrná druhé mocnině překonané vzdálenosti. Navíc se nelze úplně zbavit turbulencí, které ve velmi horkém plazmatu vznikají. A přenos tepla v plazmatu probíhá intenzivně i tímto způsobem. I dopad turbulencí lze snížit zvětšením objemu plazmatu. Větší dobu udržení tak můžeme dosáhnout i zvětšováním velikosti nádoby reaktoru.
Zatímco v šedesátých letech byly jednoduché pinče schopny udržet plazma po dobu řádově mikrosekundy, v současné době se na moderních zařízeních daří udržovat plazma po dobu vyjádřenou v sekundách až minutách a v některých parametrech se blížíme ke stavu, který lze označit jako stacionární udržování plazmatu.

Způsoby ohřevu horkého plazmatu

Podívejme se jak vypadá ohřev plazmatu v případě magnetického udržení. Existují dva hlavní způsoby ohřevu plazmatu. Při nižších teplotách plazmatu se dominantně uplatňuje ohmický ohřev plazmatu, při velmi vysokých teplotách pak už začne dominovat vlastní ohřev plazmatu pomocí kinetické energie vznikajících nabitých produktů slučovacích reakcí. Pro překlenutí oblasti mezi poklesem ohmického ohřevu a nárůstem ohřevu produkty se využívají dodatečné způsoby ohřevu pomocí svazků neutrálních atomů a radiofrekvenčního pole. Můžeme také využít i již několikrát zmíněný jev stlačení a ohřátí plazmatu pomocí magnetického pole.

Zvětšit obrázek
Antény pro dodatečný ohřev tokamaku JET (zdroj JET)

Až do sedmdesátých let se u tokamaků využíval pouze ohmický ohřev plazmatu využívající Ohmův odpor vznikající při průchodu proudu v plazmatu.

Průchodem proudu se dá dodávat plazmatu až několik MW tepelné energie. S rostoucí teplotou Ohmův odpor klesá. Tato metoda tak umožňuje dosáhnout pouze teploty do 20 až 30 milionů stupňů. Na velkých tokamacích, kde se dosahuje vysokých teplot, je vliv ohmického ohřevu zanedbatelný (několik procent).

Ohřev pomocí nabitých jader helia, které jsou produkty fuzních reakcí. Kinetická energie heliových jader vznikajících při termojaderných reakcích ohřívá plazma. Přínos tohoto způsobu ohřevu roste s počtem těchto reakcí a tedy i s teplotou plazmatu. Vysokého podílu se dosahuje až u velkých tokamaků pracujících s reakcemi deuteria a tritia za velmi vysokých teplot.
V případě ohřevu pomocí svazků neutrálních atomů se atomy vodíku, deuteria či tritia vstřikují do plazmatu a svou kinetickou energii předávají iontům plazmatu. Urychlené nabité částice musí být napřed neutralizovány, aby pronikly přes magnetické pole udržující plazma. Tento způsob už patří mezi dodatečné způsoby ohřevu stejně jako ten další.
Tím je vysokofrekvenční ohřev. Při něm se elektromagnetické vlny vysílají do plazmatu speciálními anténními systémy. Frekvence vlnění se vybírá taková, aby byla v rezonanci s vlastními frekvencemi plazmatu. Ty jsou pochopitelně jiné pro elektrony a různé ionty. Může se využívat elektronová cyklotronní frekvence 20 – 200 GHz (označovaná zkratkou ECRH), iontová cykoltronní frekvence 20 – 200 MHz (označovaná zkratkou ICHR) nebo hybridní frekvence 1 – 10 GHz (zkratka LH). Při nastavení správné frekvence se pak může energie vysokofrekvenčního pole transformovat do pohybu příslušných částic plazmatu a tak jej ohřívat.

Zvětšit obrázek
Vnitřek tokamaku COMPAS, který byl nyní nainstalován v Ústavu fyziky plazmatu AVČR (zdroj ÚFP AVČR)

Jinou možností je ohřev plazmatu pomocí jeho stlačení magnetickým polem. V tomto případě se často využívá magnetické pole vytvořené elektrickým proudem procházejícím plazmatem.


Velmi důležité je co nejvíce snížit ztráty energie i částic a to i z těch důvodů že energie a částice, které se dostanou z plazmatu pryč, zároveň ohřívají a poškozují stěny nádoby. Z toho ohledu jsou významným faktorem turbulence, které za vysokých teplot v tokamacích vznikají a zrychlují přenos částic i tepelné energie k okraji. Turbulence existují na všech tokamacích a nelze se ji úplně zbavit. Je to dáno tím, že máme velký přebytek energie v omezeném objemu. Ztráty energie vznikají tepelnou vodivostí i vyzařováním. Energii mohou také odnášet částice, které z plazmatu uniknou. Neutrální (neutrony) magnetické pole neovlivňuje a hned po zrodu plazma opouštějí. Nabité mohou uniknout difúzí i už zmíněnými turbulencemi. Detailní popis ztrát energie i částic je velmi komplikovaný a jejich průběh se výrazně mění se změnou teploty plazmatu.
Energii i částice je tak třeba doplňovat. Energie se doplňuje už zmíněnými metodami ohřevu. Částice pak různými formami doplňování paliva. O jedné jsme se zmínili v rámci popisu metod ohřevu plazmatu. Kromě zmíněného využití neutrálních svazků, mohou být částice doplňovány napouštěním plynu, plazmovou tryskou nebo vstřikováním shluků a tablet mraženého deuteria nebo směsi deuteria a tritia. V posledním případě je průměr tablet v řádu milimetrů a zlomku milimetru.
Na druhé straně je třeba z plazmatu vyvést vznikající heliová jádra, ale až poté, když odevzdají svojí kinetickou energii při ohřívání plazmatu. Kdyby se nevyváděla docházelo by ke změně složení plazmatu a zhoršování podmínek v něm.

Jak se parametry plazmatu měří?

Zvětšit obrázek
Robot na opravu vnitřních částí tokamaku JET.

Abychom chování plazmatu pochopit, musíme být schopni měřit v průběhu fuzních experimentů řadu jeho parametrů: koncentraci různých částic, teplotu, hustotu a řadu dalších. Diagnostika plazmatu je široký obor a uvedeme si jen několik příkladů použivaných metod. První z nich je sondová metoda. V tomto případě v ložíme do plazmatu jednu nebo více elektrod. Měříme pak elektrické charakteristiky po přivedení napětí na tyto elektrody. Vysokofrekvenční (mikrovlnné) metody mohou být aktivní nebo pasivní. V aktivních vystavíme plazma vysokofrekvenčnímu poli a pozorujeme vzájemnou interakci. Plazma je vodivé prostředí, které vysokofrekvenční signál vede. Existují však frekvence, pro které jej odrazí. Tyto frekvence závisí na vlastnostech plazmatu. Na nich závisí i změny signálu při průchodu plazmatem. Pasivní metody zachycují vysokofrekvenční signály produkované samotným plazmatem. Z jejich vlastností lze usuzovat na jeho vlastnosti. Optické metody jsou založeny na detekci a analýze záření emitovaného excitovanými částicemi v plazmatu.


Aktivace stěn a poškozování tritiem a neutrony

I při využití termojaderné fúze se musíme vypořádat s riziky radioaktivity. Jako palivo se využívá radioaktivní tritium. Tento radioizotop dobu života 12,6 let a představuje nebezpečí pro lidský organismus. Předpokládá se, že tritium se v budoucí termojaderné elektrárně bude jak produkovat, tak spotřebovávat. Odpadnou tak jeho přepravy. Což riziko značně snižuje, navíc ho zde bude omezené množství. Druhým vážným problémem je vznik neutronů s energií 14,1 MeV v termojaderné reakci tritia a deuteria. V elektrárně bude značná část absorbována v plášti z lithia, který bude sloužit k produkci tritia v reakcích neutronů s lithiem. Zbytek neutronů pak zachytí ochranný štít, který zabraňuje poškození supravodivých cívek. Trvalým intenzivním tokem neutronů se štít i další komponenty aktivují i poškozují. Vyřazené části tak musí být během doby, než jejich aktivita poklesne, bezpečně uskladněny. Nutná doba uskladnění nepřesáhne sto let a i míra aktivity je nesrovnatelně menší než u vyhořelého jaderného paliva z klasických reaktorů. Počítá se také, že se použitím vhodných speciálních materiálů míra aktivity i neutronové poškození dají výrazně snížit.

Zvětšit obrázek
Na tokamaku ASDEX v Garchingu (SRN) se poprvé testoval jako materiál stěn wolfram. Výsledky jsou povzbudivé (zdroj IPP)

Právě v této oblasti studia reakcí neutronů s vyššími energiemi a odolnosti různých materiálů vůči intenzivnímu toku takových neutronů se propojují studia prováděná při vývoji termojaderných reaktorů, štěpných jaderných reaktorů generace IV a urychlovačem řízených transmutorů.

Produkce tepla

Tepelné ztráty na stěnách (zhruba 1 – 10 MW/m2) je třeba kontrolovaným způsobem uchladit a případně je využít i jako teplo pro výrobu elektrické energie. Předpokládá se však, že pro výrobu elektrické energie by sloužila převážně kinetická energie neutronů. Ty odnáší daleko největší část energie uvolněné při termojaderné reakci deuteria s tritiem. Energie, kterou získají jádra helia, by měla sloužit převážně k ohřevu plazmatu. Konstrukce stěn tokamaku i další jeho komponenty musí počítat s vysokým tepelným zatížením. Jejich teplota by měla být nižší než 1200 oC. Musí tak být vyřešeno jak chlazení, tak i efektivní odvod tepla z místa vzniku do místa, kde se bude produkovat elektrická energie. Za vhodné materiály stěn se považují těžko tavitelné - grafit, uhlíkové kompozity (CFC), berylium nebo wolfram. Je nutné také zabránit průniku atomů ze stěn do plazmatu. To lze pomocí vhodné konfigurace magnetického pole na okraji.

Zvětšit obrázek
Vnitřek tokamaku TFTR (zdroj stránky TFTR)

Historie výzkumů jaderné fúze

Ve vývoji studia jaderné fúze nastalo několik etap a zlomových období. V průběhu padesátých let se testovaly různé systémy, hledaly se mezi nimi ty nejperspektivnější a zkoumaly se základní vlastnosti chování vysokoteplotního plazmatu v magnetickém poli za stále vzrůstající teploty. Už zmíněný důležitý zlom nastal v druhé polovině šedesátých let, kdy se prosadily tokamaky. Výzkum pomocí stelarátorů pokračoval ve formě menších zařízení a u velkých se začaly využívat výhody tokamaků. V sedmdesátých letech se rozhodlo o postavení trojice velkých tokamaků. Jednalo se o TFTR (the Tokamak Fusion Test Reactor) v Princetonu (1974), JET (Joint European Torus) v Culham-Oxford 1977 a JT-60 (JAERI Tokamak – 60) v Tokiu (1977). Uvedení do provozu pak proběhlo postupně v letech 1982, 1983 a 1985. Jejich činnost znamenala další zlom ve výzkumu jaderné fúze. Jednalo se o zařízení, která už měla mít poměr mezi energií produkovanou fuzními reakcemi a spotřebovanou na ohřev plazmatu roven jedničce nebo se ji měla aspoň výrazně přiblížit. Dosažení hodnoty tohoto poměru rovného jedné lze obecně považovat za test uskutečnitelnosti kontrolované fúze z vědeckého hlediska.

Zvětšit obrázek
Tokamak TFTR se po úspěšné činnosti připravuje k likvidaci

Popišme si tato klíčová zařízení podrobněji. Prvním z nich byl TFTR, který měl hlavní poloměr 2,5 m a vedlejší poloměr 0,9 m. Objem jeho komory byl 250 m3. V konečném stadiu byla maximální hodnota magnetického pole 5,6 T a elektrický proud v plazmě 2,7 MA. Velmi intenzivně využíval ohřev proudem neutrálních atomů, který nahrazoval s teplotou klesající ohmický ohřev. Byl prvním zařízením, které dosáhlo teploty plazmatu sto milionů stupňů (v roce 1985). V roce 1995 pak dosáhl nejvyšší teploty dosažené na tokamaku 510 milionů stupňů, což je třicetkrát více než ve středu Slunce.

Zvětšit obrázek
Fotografie plazmatu vzniklého po vstřelení tablet ze zmraženého deuteria

Byl také jedním ze dvou zařízení, která doposud pracovala i s deuteriem a tritiem (poprvé v roce 1993). Druhým, které začalo pracovat s touto směsí již v roce 1991 se stal tokamak JET. Do té doby i tyto tokamaky používaly pouze reakce deuteria s deuteriem. Pomocí TFTR se tak testoval vliv složení plazmatu z různých izotopů na jeho chování. Ukázalo se, že se plazma složené z deuteria a tritia chová ještě lépe než plazma z čistého deuteria. Dalo se dosáhnout vyšší teploty (viz předchozí zmínka o teplotním rekordu) a i čas udržení plazmatu byl o dvacet procent delší. Byly detekovány vznikající částice alfa a ukázalo se, že jsou v plazmatu uvězněny dostatečně dlouho, aby mu předaly svou kinetickou energii a pak nakonec opustí plazma a nezpůsobí jeho destabilizaci.

V roce 1993 bylo dosaženo výkon z fúze 10,7 MW v maximu (výkon ohřevu proudem neutrálních atomů byl 39,5 MW) a poměr mezi energií uvolněnou ve fúzi a spotřebovanou k ohřevu plazmatu bylo 0,27. Zkoumal se také vznik neutronového pole i boj s radioaktivitou s tritia a reakcí těchto neutronů. Tokamak ukončil svou práci v roce 1997 a poté se na něm začala ověřovat likvidace zařízení dlouhodobě pracujícího s tritiem.

Japonský tokamak JT-60 je v současnosti jeden z největších. Hlavní poloměr je 3,4 m, vedlejší poloměr je 1 m. Toroidní magnetické pole má maximální intenzitu 4 T a proud plazmy je 3 MA. Rozměry celého zařízení pak jsou: výška 13 m, šířka 15 m a hmotnost 5000 tun.



Evropský tokamak JET je v současnosti největší na světě. Je umístěn v blízkosti Culhamu (Oxfordshire, Velká Británie). Hlavní poloměr je 2,96 m, vedlejší poloměr je 2,10 ve svislém směru a 1,25 v horizontálním směru (trubice nemá kruhový průřez). Objem plazmatu 50 m3. Toroidní magnetické pole má maximální intenzitu 3,45 T a proud plazmy je 3,2 MA.


Poskytl a stále poskytuje řadu velice cenných poznatků, které jsou klíčové pro projektování a budování i provozování budoucích velkých fuzních zařízení. Kromě tokamaku TFTR je jediný, který využívá směs deuteria a tritia. Mezi jeho nejcennější úspěchy patří již zmíněné uskutečnění první kontrolované produkce energie pomocí reakce deuteria a tritia v roce 1991 a v roce 1997 dosažení fuzního výkonu 16 MW a poměru produkované energie a energie spotřebované na ohřev plazmatu téměř jedna. V tomto případě už zajišťuje ohřev pomocí heliových jader vzniklých při slučovacích reakcích 15 % z celkového příkonu potřebného k ohřevu. Potvrdily se tak výsledky studií provedený na tokamaku TFTR, které ukazovaly, že plazma složené s deuteria tritia má velmi dobré vlastnosti.

Zvětšit obrázek
Areál laboratoře tokamaku JET v Culhamu.

Počátek devadesátých let – návrh tokamaku ITER

Pokrok umožněný právě popsanou trojicí zařízení dovolil v roce 1988 navrhnout koncept zařízení, které mělo prokázat technickou možnost produkce energie pomocí jaderné fúze a stalo by se předobrazem budoucích termojaderných reaktorů. Dalším faktorem, který stál u zrodu návrhu projektu ITER (the International Thermonuclear Experimental Reactor) byla politická iniciativa M. Gorbačeva, F. Mitteranda a R. Reagana, která vznikla v důsledku politických změn v období konce osmdesátých let. ITER znamená latinsky cesta, takže současná interpretace názvu je, že se jedná o cestu k termojaderné fúzi. Práce nad projektem, který by měl být rozhodujícím krokem ke zvládnutí jaderné fúze, zahájily společně EU, Japonsko, USA a tehdejší SSSR.

Zvětšit obrázek
V současnosti největší tokamak JET (zdroj EFDA-JET).


Pro zmíněný další krok k energetickému využití jaderné fúze bylo potřeba postavit opravdu velký tokamak (zhruba třikrát větší než JET), zabezpečit kvazistacionární provoz v řádu desítek minut a dosáhnout fuzního výkonu alespoň desetkrát většího než výkon potřebný k ohřevu plazmatu. Toto zařízení by mělo ověřit fyzika plazmatu, v němž dominuje ohřev částicemi alfa. V této nové oblasti se totiž mohou objevit nové nestability, transportní bariéry a jiné těžkosti. Je třeba ověřit technologie vnitřní stěny reaktoru při extrémní tepelné zátěži až 20 MW/ m2. Tedy metodiku chlazení, nové materiály a jejich odolnost vůči poškozování silným tokem neutronů a celkovou životnost. Důležité pro budoucí ekonomický provoz je i testování technologie blanketu z lithia určeného pro produkci tritia z helia pomocí pole neutronů. Hlavně se jedná o ověření vhodných metod separace tritia.

Vnitřní část komory tokamaku JET (zdroj

Práce nad projektem tokamaku ITER začala v roce 1992 a po šesti letech vývoje byl předložen detailní návrh zařízení s výkonem 1,5 GW obsahující i rozbor všech bezpečnostních a finančních aspektů. I když byla předpokládaná cena v rámci původního zadání, změna politické a finanční situace vedla k tomu, že se zúčastnění partneři rozhodli posoudit, zda by se redukcí některých technických parametrů bez přílišného ústupu od předpokládaných cílů, nepodařilo snížit náklady na polovinu. Po třech letech tak byl v roce 1999 předložen přepracovaný návrh na zařízení s výkonem 500 MW. Snížení výkonu i dalších parametrů vedlo ke snížení toku neutronů. Tím se snížil hlavně potenciál využití zařízení pro studium interakce neutronů s různými materiály.


To je klíčové pro přípravu konstrukce reálných energetických zařízení, kde se velmi intenzivní tok neutronů bude využívat pro produkci tritia z lithia. To zvýraznilo důležitost souběžné výstavby zařízení pro materiálový výzkum v oblasti jaderné fúze IFMIF (the International Fusion Materials Irradiation Facility). Jedná se hlavně o intenzivní neutronový zdroj s charakteristikami neutronů blízkými těm, které mají neutrony vznikající v termojaderné fúzi. Zredukovaný projekt ITER byl zbývajícími členy (v roce 1999 dočasně z projektu ITER odstoupily USA) přijat v roce 2001. Odhadované náklady byly odhadnuty na 4,6 miliardy EUR (v cenách roku 2001). USA se do projektu znovu zapojily v roce 2003 a nově do něj vstoupily Čína a Jižní Korea. Až do roku 2005 se řešilo, kde se bude ITER stavět. Rozhodovalo se mezi umístěním ve francouzském Cadarache u Marseille a japonským Rokkasho. Podepsání konečné dohody sedmi partnery (EU, Čína, Japonsko, Rusko, Jižní Korea, USA a Indie, která k projektu také přistoupila) proběhlo v roce následujícím. Jako místo umístění tokamaku ITER se vybral francouzský Cadarache a zároveň se rozhodlo o podpoře a vylepšení zmiňovaného japonského tokamaku JT-60, přípravných pracích na IFMIF v Rokkasho a zřízení počítačového centra pro fuzní studie v Rokkasho.

Současná situace

Zvětšit obrázek
Celkový pohled na tokamak Tore Supra (Francie) – zdroj Tore Supra

V současnosti se pochopitelně čeká na ITER, ale vývoj výzkumů jaderné fúze nestojí. Využívají se nejen zmíněné největší tokamaky jako je JET, ale i řada menších zařízení. V poslední době se postavilo několik nových menších ale velmi moderních tokamaků.
V minulých letech se provedla rozsáhlá rekonstrukce a vylepšení tokamaku JET, který je hlavně svým využitím deuteria a tritia a nejlepším současným poměrem mezi energií produkovanou fúzí a dodávanou pro ohřev plazmatu velmi významným přínosem pro přípravu tokamaku ITER.


Zvětšit obrázek
Uvnitř vakuové nádoby Tore Supra

Než se budeme věnovat příkladů moderních menších zařízení, podívejme se ještě na jeden velký tokamak pocházející z osmdesátých let. Tore Supra byl až do tohoto roku jediným z velkých tokamaků, který má supravodivé toroidní magnety vytvářející silné stálé toroidní magnetické pole. Zároveň je to zařízení s velmi dlouhou dobou udržení plazmatu. Zkušenosti z jeho provozu jsou tak velmi významným přínosem pro projekt ITER. Jeho hlavní poloměr je 2,25 m, vedlejší poloměr 0,7 m. Magnetické pole v centrální oblasti je 4,5 T a proud tekoucí v plazmatu 1,7 MA. Pracovat začal v roce 1988 ve francouzském Cadarache. Jeho zaměření je co nejdelší udržení stabilního plazmatu. Od roku 2003 drží rekord v délce tohoto udržení v čase, který je šest a půl minuty. To je téměř 400 s, ovšem předpokládané maximum pro toto zařízení by mohlo být až 1000 s.

Na závěr se věnujme dvojici nejnovějších supravodivých tokamaků, které byly spuštěny v minulém a tomto roce a supravodivé magnety používají pro vytvoření nejen toroidního ale poloidního pole. Prvním je tokamak EAST v Hefei (Čína), který má hlavní poloměr 1,7 m a vedlejší 0,4 m a intenzitu toroidního magnetického pole 3,5 T. Proud v plazmatu je pak 0,5 MA.


Zvětšit obrázek
Supravodivý tokamak EAST v Heffei (zdroj Wikipedia)

Druhým pak je plně supravodivý tokamak KSTAR (Korea Supraconducting Tokamak) v Národním ústavu pro jadernou fúzi v městě Daejon v Jižní Koreji. V tomto případě nevytváří supravodivé magnety také pouze toroidní pole ale i ostatní potřebná magnetická pole. Jeho hlavní poloměr je 1,8 m a vedlejší 0,5 m. Maximální intenzita toroidního pole je opět 3,5 T a maximální proud plazmatu 2 MA. Pracovat bude s vodíkem i deuteriem. Neplánuje se testování směsi deuteria a tritia. Ohřev pomocí svazku neutrálních atomů je nyní 8 MW. V budoucnu se počítá s nárůstem až na 24 MW. Vysokofrekvenční ohřev přispívá v současnosti výkonem 6 MW a v budoucnu by měl dosáhnout hodnoty až 12 MW.

Tokamak KSTAR v Jižní Koreji

Oba tato velmi moderní zařízení by mohla přinést velmi cenné poznatky o chování velmi horkého plazmatu a jsou i dokladem velmi razantního vstupu i dalších částí Asie do této oblasti výzkumu.

Tokamak CASTOR byl provozován až do roku 2006 (zdroj ÚFP AVČR).

Důležité jsou i malé stroje - jaderná fúze v Česku

Zvětšit obrázek
Tokamak COMPAS v uměleckém nákresu (zdroj ÚFP AVČR).

V Česku pracoval od roku 1977 do roku 2006 tokamak CASTOR (Czech Academy of Sciences TORus), který byl vyroben v Moskvě v roce 1958 a pracoval do svého převozu do Československa v Kurčatovském ústavu. Instalován byl v Ústavu fyziky plazmatu AVČR a počátkem osmdesátých let byl rekonstruován. V současnosti se pracuje na tom, aby po instalaci na FJFI ČVUT v Praze sloužil hlavně studentům nově otevřeného směru zaměřeného právě na studium jaderné fúze. Protože budova fakulty, ve které je umístěn, je přes ulici naproti židovského hřbitova a kousek od Staronové synagogy, byl přejmenován a nese teď jméno Golem. První plazma na novém místě a pod novým názvem se očekává v nejbližší době.

Jeho následovníkem v Ústavu fyziky plazmatu AVČR je tokamak COMPASS (COMPact ASSembly). Ten byl zkonstruován v 80. letech ve výzkumném centru v Culhamu v Anglii jako flexibilní tokamak především pro studium fyziky v plazmatu. V roce 2002 se však na tomto pracovišti zahájil také alternativní výzkum tzv. sférických tokamaků a provoz tokamaku COMPASS byl ukončen pro nedostatek personálních i finančních prostředků pro provoz dvou tokamaků. Vzhledem k tomu, že jeho potenciál pro výzkum plazmatu nebyl do té doby vyčerpán, byl nabídnut Česku. V současné době byl instalován právě v ÚFP AVČR a intenzivně se připravuje jeho spuštění. Jeho hlavní poloměr je 0,56 m, vedlejší pak 0,18 – 0,23 m, maximální hodnota magnetické pole 2,1 T. Proud plazmatem 0,35 MA. Výhodou tohoto tokamaku je, že má podobnou konfiguraci, jako by měl mít ITER.

Zvětšit obrázek
Tokamak COMPAS v reálu ( ÚFP AVČR).

Proto se s jeho pomocí dá studovat řada aspektů chování plazmatu důležitých právě i pro přípravu projektu ITER. Stejně jako řada malých tokamaků ve světě je důležitým prvkem v cestě za pochopením vlastností plazmatu. Česká republika tak má šanci se zařadit na špičku výzkumů termojaderné fúze.


Moderní stellarátory

Zvětšit obrázek
Japonského stellarátoru LHD (zdroj stránky LHD)

Ještě než se podrobněji podíváme na současnou situaci okolo projektu ITER, zmiňme se ještě krátce o současných moderních stellarátorech, které také velmi účinným způsobem rozšiřují naše poznání chování horkého plazmatu. Jejich parametry se stávají srovnatelnými s tokamaky a v budoucnu by jim mohly konkurovat.

Mezi nejvýznamnější patři japonské zařízení LHD (Large Helical Device), které se nachází nedaleko Tokia a první plazma tam bylo vytvořeno v roce 1998. Hlavní poloměr jeho nádoby je 3,9 m a vedlejší poloměr 0,6 m. Dosahovaná pole 3 T.

Schéma japonského stellarátoru LHD (zdroj stránky LHD)

Nejmodernější supravodivý stellarátor Wendelstein 7-X se buduje v Greisfwaldu (SNR). Měl by dostat stellarátory na stejnou úroveň s nejlepšími tokamaky a ukázat, že i tato zařízení mohou být základem budoucí termojaderné elektrárny. Řada jeho částí je už ve značném stupni rozestavěnosti, jak je vidět z obrázků. Spuštěn by měl být v roce 2014.


Finalizace cívek magnetů pro stellarátor Wendelstein 7-X (zdroj IPP, André Künzelmann)


Jak daleko je projekt ITER

Zvětšit obrázek
Srovnání v současnosti největšího zařízení JET a plánovaného tokamaku ITER (zdroj EFDA).

V současnosti stavba mezinárodního experimentálního termojaderného reaktoru ITER začala ve zmíněné lokalitě Cadarache v jižní Francii. Hlavním cílem tohoto tokamaku je dosáhnout ustáleného řízeného průběhu fuzní reakce plazmatu složeného z deuteria a tritia. Jak bylo zmíněno, programovým cílem projektu ITER je tak prokázat vědecké a technologické využití fuzní energie pro mírové účely, tak aby bylo možno zkonstruovat demonstrační elektrárnu v letech 2030-2050. K tomu, aby jej splnil, musí dosáhnout několika technických cílů. Musí prokázat vysoký energetický zisk (poměr produkované energie a energie dodávané na ohřev plazmatu zvně je 10) po dobu 400 sek při použití palivové směsi deuteria a tritia. S nižším energetickým ziskem (poměr je 5) musí fungovat v dlouhých pulsech delších než 1000 sekund. Je třeba testovat důležité technologie v reaktorových podmínkách a jednotlivé komponenty při vysokých neutronových tocích. Zařízení ITER by mělo také demonstrovat bezpečnost fúze a její kompatibilitu s životním prostředím




Zvětšit obrázek
ITER v krajině Cadarache zatím jen ve fotomontáži (zdroj ITER).

Z parametrů tokamaku vedoucích ke splnění těchto cílů už byl zmíněn výkon, který by měl být 500 MW. Proud tekoucí plazmatem by měl být 15 MA, vnější poloměr 6,2 m a vnitřní 2,0 m, intenzita toroidálního magnetického pole na ose 5,3 T. Objem plazmatu 840 m3.

Předpokládá se deset let potřebných na stavbu a dvacet až dvacet pět let využívání pro výzkum. V minulých dvou letech byla konstituována základní řídící struktura projektu. Generálním ředitel projektu ITER byl jmenován Kaname Ikeda. Byly zahájeny první stavební práce v Cadarache. Začínají se vyvíjet a připravovat výroba potřebných komponent. Projekt se rozjíždí se značnými problémy, které se týkají hlavně financování. I zpoždění projektu narůstá, takž v současnosti se předpokládá spuštění zhruba v roce 2018.

Zvětšit obrázek
Budování čtyř vodních bazénů, které budou součástí chladícího systému odvádějícího teplo z tokamaku. Každý s kapacitou 3000 m3 (ITER Newsletter 1. září 2008)

Problémem je i, že původní projekt je z roku 2001 a v některých ohledech už zastaral. Bylo nutné tak provést jeho revize s ohledem na znalosti získané od té doby. To však znamená i nárůst potřebných finančních prostředků. Počet stálých pracovníků v Cadarache dosáhl v současnosti téměř 300 zaměstnanců, ale pořád je vše v úplných začátcích. Další vývoj bude hodně záležet na odhodlání všech zúčastněných partnerů vložit do projektu odhodlaně a v potřebném množství finance i další prostředky, které by zajistily hladký průběh budování podle plánovaného scénáře. Zatím hlavně USA je ve stavu, kdy není vůbec jasné jak se rozhodne a jejich postoj se mění každou chvíli.


Současný kolektiv stálých zaměstnanců projektu ITER. Je jich už 293. Snímek ze 17 listopadu 2008 (ITER Neswletter)

Zajímavou otázkou je, i když teď už jen historickou, kde by byla jaderná fúze, kdyby se podařilo stavbu zařízení ITER odstartovat už v druhé polovině devadesátých let minulého století, kdy byla v podstatě jeho koncepce i s detailním návrhem dokončena. Pokud by byla dostatečná vůle k jeho financování, mohl být v současnosti ITER dokončován. Nebyl by sice tak moderní, ale potřebné údaje o chování plazmatu, potřebných materiálech a technologiích pro budování demonstračního modelu termojaderné elektrárny by nám v následujícím desetiletí poskytl. A tak by bylo možné ji začít stavět někdy nepříliš dlouho po roce 2020. Tak, pokud bude vše podle současných plánů, bude ITER teprve na počátku svého výzkumu a projekt demonstrační termojaderné elektrárny se nejspíše určitě nezačne rozjíždět před rokem 2030.












Generální ředitel projektu ITER Kaname Ikeda před svými zaměstnanci 17. listopadu 2008 (ITER Newsletter).








Co po ITERu? – projekt DEMO!

Tak jsme se dostali k tomu, co by mělo po projektu ITER následovat. Jednalo by se už o demonstrační termojaderný reaktor, který se označuje názvem DEMO. Bude schopen produkovat značné množství energie. Měl by vyrábět elektrickou energii a prokázat, že funkční termojaderná elektrárna je realizovatelná. Nejdůležitějším pokrokem projektu DEMO oproti z

Autor: Vladimír Wagner
Datum: 03.12.2008 02:51
Tisk článku

Akvizice a fúze menších a středních firem - CD - John Vladimír
Knihy.ABZ.cz
 
 
cena původní: 97 Kč
cena: 79 Kč
Akvizice a fúze menších a středních firem - CD
John Vladimír
Související články:

Fúze téměř studená     Autor: Jaroslav Kousal (28.04.2005)



Diskuze:

Laická otázka

Jaroslav Pokorný,2011-10-02 21:55:10

Jako laik v tomto oboru mám takovou naivní otázku - přiznávám, že není zcela z mé hlavy:
Již přece jeden fůzní reaktor k dispozici máme - pravda, trochu daleko - 150 mil. km. Ale energie z něj na Zem proudí dost. Nebylo by pro energetické účely výhodnější soustředit zdroje a kapacity na řešení problémů jakl tuto energii co nejefektivněji zachycovat?

Odpovědět

Severní Korea v tom má jasno

Petrib Zabanovaný,2010-05-12 09:00:35

http://www.novinky.cz/zahranicni/svet/199996-dospeli-jsme-k-jaderne-fuzi-ohlasila-severni-korea.html

Odpovědět

Lawsonovo kriterium

Vladimír Wagner,2008-12-08 22:46:08

Ne neztratilo, Lawsonovo kriterium a hustoty se běžně udávají v s.m-3 a m-3 (tedy počty částic na metr krychlový). Kdyby jste tam dodal kg, tak máte hustoty o mnoho řádů větší než v nitru neutronových hvězd a takovou plazmu bychom na Zemi asi udělat nedokázali :-). Pokud by ty vámi zmiňované zmiňované hustoty měly být v kg.m-3, tak by to byla hustota při magnetickém udržení zhruba 0,3 kg.m-3 a při inerciálním udržení 30000 kg.m-3.

Odpovědět

Lawsonovo kriterium

Pekny Brumla2,2008-12-08 21:53:23

Předpokládám, že v odstavci na začátku u Lawsonova kritéria se při přepisu do .php někde ztratilo kg u hustoty 10^26kg.m-3 a 10^31kg.m-3

Odpovědět

Ještě jednou polywell

Martin Kostera,2008-12-08 16:02:59

http://www.emc2fusion.org/

Škoda, že to je tak strohé...

Odpovědět

Překlep - podvědomé reflexy fungují :-))

Vladimír Wagner,2008-12-08 15:17:39

Díky za upozornění na překlep při popisu prvotně navrženého výkonu zařízení ITER. Poslední dobou jsem dělal spoustu experimentů s protony urychlenými na energii 1,5 GeV. A také o jejich výsledcích hodně píši. Takže Pavlovův reflex zapracoval :-)) a po čísle 1,5 jsem tam automaticky vpálil GeV místo správně GW. V dalším textu u konečného výkonu 500 MW už je to v pořádku a i v uvedených současných parametrech je to v pořádku a shodně s tím, co jste shrnul a ještě doplnil o další ve své poznámce.

Odpovědět


Překlep - podvědomé reflexy fungují :-))

JiříVesecký EgonEgon,2008-12-10 01:45:59

Taky jsem si říkal že se ty GeV zatoulali z experimentu. Jenom škoda že to nebyli TeV :-).

Odpovědět

A co fuzor? Odpověď na dotaz S. Brabce.

Vladimír Wagner,2008-12-08 15:11:29

Pokud máme dostatečnou energii urychlených iontů deuteria, zvyšuje se pravděpodobnost překonání coulombovské bariery při srážce a tedy i termojaderné reakce. Ve fuzoru se pomocí elektrostatického pole urychlují deuterony a probíhají jejich reakce s izotopy vodíku. Problém je, že hustota reakcí je dána možnou intenzitou „svazku“ urychlovaných iontů (ta je relativně malá) a hustotou „terči“ ozařovaného urychlovanými ionty. Pravděpodobnost srážky je velmi malá (rozměr jádra – dosah jaderné síly - je o pět až šest řádů menší než vzdálenost mezi jádry v terči). Je velký problém zajistit to, aby se pro co největší procento částic svazku realizovala reakce dřív než zmizí ze systému nebo ztratí energii. V současnosti je toto procento tak malé, že realizované jaderné reakce uvolní zanedbatelné množství energie oproti energii spotřebované na produkci a urychlení iontů. To je důvod, proč se v současnosti fuzory využívají pouze jako zdroje neutronů. Máte pravdu, že fuzor je relativně jednoduché postavit a stavějí je i studenti na školách, ale, jak jsem psal, pouze jako zdroj neutronů.

Odpovědět

Je možná nehoda ohrožující životní prostředí?

Vladimír Wagner,2008-12-08 15:09:00

V případě fuzního reaktoru nic takového nehrozí. Je to dáno hlavně tím, že jak v případě tokamaků i jiného typu magnetického udržování termojaderné reakce tak i v případě inerciálního udržení máme v reaktoru vždy jen velmi malé množství paliva. Každá porucha navíc vede ke ztrátě schopnosti uskutečňovat fuzní reakce.

Odpovědět

Překlep

JiříVesecký EgonEgon,2008-12-07 22:17:25

ITER s výkonem „1,5 GeV“ bylo asi myšleno 1,5GW. ITER je asi na prvním místě co se týká finančních vědeckých a technologických zdrojů. Pro zajímavost uvádím podrobnější údaje. Proud plazmatu 15/17MA, objem plazmatu 873 m3, povrch plazmatu 678m2, rozměry 2*6m, magnetický tok 5,3T, budící výkon 73MW/110MW, výkon 500MW, doba trvání pulsu 400s-500s, opakované spuštění po 1800s, neutronová zátěž pláště 0,5MWm2 tepelná 0,3MWm2.

Odpovědět

skvělý článek

Pekny Brumla2,2008-12-04 20:43:44

Skvělé jako vždycky od p. Wagnera.Takovéto články mají smysl. Kdyby praotec WWW na internetu v roce 1990 v CERNU viděl, na jaké úrovni na internetu budou v roce 2008 diskutovat a nadávat si zelení ("oteplovači") a jejich odpůrci, tak by ho asi v tom CERNu klepla nějaká z těch jejich částic poletujícíh v tunelu..

Odpovědět

Brilantni a velmi prudce citelne

Daniel Das,2008-12-04 08:02:46

Velmi kvalitni cteni, jen tak dal.

Odpovědět

A co fuzor

Stanislav Brabec,2008-12-03 22:18:16

Proč vlastně nikdo nepokračuje s experimenty s elektrostatickým urychlováním iontů? Ve fuzoru bylo možné dosáhnout fůze doslova v kuchyni na stole.

Existuje nějaký fyzikální důvod, proč se v něm nikomu nepodařilo dosáhnout vyšší hustoty reakce?

Odpovědět


Polywell

Martin Kostera,2008-12-08 15:54:29

http://en.wikipedia.org/wiki/Polywell

"In August 2007, EMC2 [2] (a non-profit organization founded by Bussard to seek funding for continuation of the project) received a $2M U.S. Navy research contract to continue the reactor development.[18][19] Following Bussard's death in October, 2007, Richard Nebel took the helm on the polywell design team at EMC2, and the latest experimental device, WB-7, achieved "1st plasma" in early January, 2008[20][21]. Depending on the results of ongoing experiments, the research could continue in pursuit of the final full-sized model."

Jaké jsou ale výsledky, to už jsem nedohledal.

Odpovědět

vynikajici

Arne Ulrichsson,2008-12-03 21:50:51

Clanky od pana Wagnera jsou proste skvost! Dekuji moc!

Odpovědět

havárie?

Milos Bartonicek,2008-12-03 15:07:38

Děkuji za zajímavý článek. V této souvislosti mi napadla jedna laická otázka.

Často se hovoří o nebezpečí, které mohou způsobit současné šťepné reaktory(Černobyl). Hrozí něco podobného i v případe fůzních reaktorů? V případě vážného poškození vnitřního krytu? Nebo je možné že by se z řízené reakce stala neřízená jako v případě vodíkové bomby?

Odpovědět

tleskám!

Peca Pospec,2008-12-03 14:30:17

Vynikající článek, jen tak dál ! Opravdu zajimavé čtení, podrobné a přitom neúnavné, tak akorát vědecké, prostě perfektní :)

Odpovědět




Pro přispívání do diskuze musíte být přihlášeni