Nové výsledky reálných fúzních experimentů na tokamaku JET  
Tokamak JET je jeden z těch největších a zároveň jeden z velmi mála, kde se ve větší míře prováděly experimenty s reálnou fúzí deuteria a tritia. Dnes byly prezentovány výsledky nejnovější série experimentů s fúzním palivem a ohřevem plazmatu právě pomocí fúze.

Evropský tokamak JET (Join European Torus) v britském Culhamu je největším takovým zařízením na světě. Hlavní poloměr jeho toroidální vakuové komory je 2,96 m a vedlejší pak 1,25 m. Celkový objem vakuové komory je 100 m3. Jeho toroidální magnet má pole s magnetickou indukcí 3,45 T. Je tak největším zařízením, které testuje možnosti magnetického udržení fúzního plazmatu.

 

Tokamak JET v Culhamu (zdroj UKAEA).
Tokamak JET v Culhamu (zdroj UKAEA).

V tomto případě se dosahuje nižší hustoty plazmatu, ale právě s využitím magnetického pole se udržuje po relativně dlouhou dobu v řádu sekund. Pro dosažení vysoké intenzity fúzních reakcí je nutné dosáhnout určité hodnoty součinu hustoty a doby udržení plazmatu. Jinak se tato hodnota dosahuje v případě inerciálního udržení. Při něm se plazma ze všech stran ozáří a stlačí do velmi vysoké hustoty srovnatelné s hustotou olova. Doba udržení pak stačí v řádu nanosekund. Podrobněji o metodách využívaných v různých fúzních zařízeních se psalo v přehledovém článku v roce 2020.

 

Nedávno jsme psali o průlomu, kterého dosáhlo zařízení pro inerciální udržení plazmatu NIF, nyní se podívejme na dnešní prezentaci průlomových měření u magnetické udržení, které se dosáhly právě na zařízení JET.

 

Fúzní experimenty na tokamaku JET

Tokamak JET je výjimečný v tom, že je jedním z velmi mála, na kterém se uskutečnily práce s fúzí tritia a deuteria. První experimenty s tritiem se realizovaly v roce 1991. V roce 1997 se při experimentech označovaných jako DTE1 podařilo dosáhnout rekordních parametrů plazmatu při využití fúzního paliva s tritiem.

 

Je třeba zdůraznit, že na tokamacích se s tritiem a fúzními reakcemi experimentuje jen výjimečně. Kromě tokamaku JET je provádělo ještě americké zařízení TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor). Pro zkoumání vlastností plazmatu a možností i podmínek jeho udržení fúzní reakce nepotřebujeme. Pokud se s nimi experimentovat začne, musíme pak řešit jeden významný problém. Během fúzních reakcí deuteria a tritia se produkují neutrony s relativně vysokou energií 14 MeV. Ty v reakcích s materiály produkují radionuklidy. Během experimentů tak vzniká intenzivní radioaktivita a radiace. Vznikají tak velmi náročné podmínky, které je třeba řešit.

 

Při DTE1 experimentech se v roce 1997 dosáhlo dvou typů rekordních výstřelů. V prvním z nich se dosáhlo výkonu až 15 MW, ale nepodařilo se udržet stabilitu plazmatu a proběhl pouze jako pík trvající okolo sekundy. V tomto případě se dosáhl poměr Q mezi energií uvolněnou ve fúzních reakcích a energií spotřebovanou na ohřev plazmat mezi 0,6 až 0,7. U druhého typu výstřelů se podařilo zajistit dlouhodobé udržení plazmatu, které bylo omezeno pouze konstrukcí zařízení. Pro tokamak JET je tato maximální délka okolo 5 sekund. Výkon zařízení však byl nižší, méně než 5 MW. Hodnota Q byla v tomto případě okolo 0,2 a celkově se realizovalo 22 MJ. Dosahovaná teplota plazmatu překračovala u obou typů výstřelu 100 milionů stupňů.

 

Rekordní výstřely, které se na tokamaku JET realizovaly v roce 1997. U prvního se podařilo dosáhnout velmi vysokého výkonu 15 MW, ale kratší doba udržen. U druhého bylo plazma stabilní a vydrželo po celou dobu 5 sekund. V grafu je i výstřel realizovaný na americkém zařízení TFTR v roce 1994. (Zdroj prezentace D. Storka).
Rekordní výstřely, které se na tokamaku JET realizovaly v roce 1997. U prvního se podařilo dosáhnout velmi vysokého výkonu 15 MW, ale kratší doba udržen. U druhého bylo plazma stabilní a vydrželo po celou dobu 5 sekund. V grafu je i výstřel realizovaný na americkém zařízení TFTR v roce 1994. (Zdroj prezentace D. Storka).

Je třeba zdůraznit, že daných 5 sekund není principiální limita. Dosažení desítek, stovek i tisíců sekund stabilního výboje není zásadní problém. To ukazují rekordy, které se dosahují na menších, ale modernějších tokamacích. Ty jsme rozebírali v nedávném článku.

Při těchto experimentech byla vnitřní stěna fúzní komory z uhlíku. V tomto případě byla generace radioaktivity a neutronové poškození dost velkým problémem. Docházelo tak i ke znečišťování plazmatu.

 

Experimenty DTE2 s tritiovým palivem v roce 2021

U celého tokamaku JET bylo realizováno několikaleté intenzivní vylepšování celého zařízení. Nově tak nyní má kovovou vnitřní stěnu složenou z wolframu a beryllia, která by měla být právě i u tokamaku ITER. Obecně je nutno připomenout, že JET je předchůdcem tokamaku ITER, který je sice menší, ale jinak je mu velmi podobný. Je tak velice důležitým zdrojem informací pro práci s budoucím zařízením ITER. Je  důležité zjistit, co u něj funguje a co naopak ne. Stejné to totiž bude i u tokamaku ITER.

 

Nutnost poznat vliv nového materiálu stěny na chování plazmatu tak je klíčovou pomocí pro přípravu zařízení ITER. Studoval se vliv interakce plazmatu se stěnou z wolframu i v závislosti na množství plazmatu i tritia v palivu. Před začátkem zkoumání fúzních reakcí se testovalo i chování čistého plazmatu různého druhu. Poprvé se experimentovalo i s čistým tritiovým plazmatem. Velmi důležité byly výzkumy různých možností vylepšování ohřevu plazmatu.

 

U tokamaku ITER už dochází k instalaci samotného jeho zařízení (zdroj ITER).
U tokamaku ITER už dochází k instalaci samotného jeho zařízení (zdroj ITER).

V roce 2021 proběhla zhruba šestiměsíční experimentální kampaň. Uskutečnila se řada výstřelů, u kterých se podařilo dosáhnout maximální délky zmíněných 5 sekund. Stabilní výkon překračoval i významně 10 MW. U několika se podařilo realizovat až 59 MJ energie, což významně překročilo předchozí hodnoty. Ukazuje se, že se daří plnit předpokládané parametry a dosahovat potřebné parametry. To je velmi dobrý příslib pro budoucí fungování zařízení ITER. Nová data ze zařízení JET testují modely a výpočetní programy využívané při přípravě tokamaku ITER. Experimenty by měly probíhat nejméně do roku 2023 a budou obrovským přínosem pro přípravu experimentů se zařízením ITER.

 

Éra tokamaku ITER už se blíží

Tokamak ITER  bude mít parametry, které jsou nutné pro průmyslové zařízení využívající termojadernou fúzi. Teplota plazmatu bude násobně vyšší. Jeho maximální výkon bude 500 MW a měl by ho udržet déle než 300 sekund. Hodnota Q by měla být v takovém režimu 10. Při nižším výkonu 300 MW a hodnotou Q rovnou 5 by měl udržet stabilní plazma i hodinu.

V současné době se budování tokamaku ITER v Cadarache dostává do finální fáze. Budovy jsou dokončené a začíná instalace samotného tokamaku. Lze tak očekávat, že v druhé polovině dvacátých let se zařízení rozběhne a začne zkoumat vlastnosti deuteriového plazmatu. Ve třicátých letech by se pak mohly začít na tomto zařízení zkoumat fúzní reakce. Máme se tak opravdu na co těšit.

 

Na tiskovou konferenci, která prezentuje popsané nejnovější výsledky, se můžete podívat zde:

Datum: 09.02.2022
Tisk článku

Související články:

Zlom v cestě k inerciální fúzi a budoucím mezihvězdným pohonům     Autor: Vladimír Wagner (04.12.2021)
Předstihnou soukromá fúzní zařízení ITER?     Autor: Vladimír Wagner (12.12.2021)
Jak to bylo s nedávným zapálením inerciální fúze?     Autor: Vladimír Wagner (30.01.2022)



Diskuze:


Diskuze je otevřená pouze 7dní od zvěřejnění příspěvku








Tento web používá k poskytování služeb, personalizaci reklam a analýze návštěvnosti soubory cookie. Používáním tohoto webu s tím souhlasíte. Další informace