Nový čínský fúzní rekord slibuje zrychlení příchodu fúzní elektrárny

Začátkem roku 2025 překonal čínský tokamak EAST svůj dřívější celosvětový rekord v délce udržení fúzního plazmatu. Poprvé v historii se podařilo překonat dobu tisíc sekund. Jde o další krok, který přibližuje dobu využívání fúzní energie. Čína intenzivně pracuje na dalších zařízeních a dostává se do čela i v této oblasti.

Podrobný rozbor současného stavu v oblasti zkoumání termojaderné fúze a dosažených rekordů byl publikován na začátku minulého roku.

Dne 20. ledna 2025 se podařilo na čínském tokamaku EAST (The Experimental Advanced Superconducting Tokamak) patřícímu ústavu ASIPP (The Institute of Plasma Physics under the Chinese Academy of Sciences) v Che-fej (Hefei) dosáhnout dobu udržení plazmatu v tzv. H-módu v délce 1066 s. Podařilo se mu tak posunout vlastní rekord 403 s, kterým překonal předchozí rekordní hodnotu 390 s dosaženou v roce 2003 francouzským tokamakem TORE Supra. O těchto rekordech se psalo ve zmíněném přehledu. Pří nich elektronová teplota dosahovala i překračovala hodnotu 100 milionů stupňů potřebou k fúzním reakcím tritia a deuteria.

Pracovníci tokamaku EAST oslavují rekordní výstřel tohoto tokamaku 20. ledna 2025 (zdroj EAST Xinhua/Zhou Mu).

Tokamak EAST je středně velký tokamak plně realizovaný pomocí supravodivých magnetů. Konfigurace magnetických polí je u něj podobná tomu u budoucího tokamaku ITER. Zkušenosti, které se díky němu získají, jsou tak velmi užitečné pro toto budované zařízení. Je pouze menší. Jeho hlavní poloměr je 1,85 m, vedlejší 0,45 m, proud v plazmatu je 1 MA a magnetická indukce toroidního magnetického pole pak 3,5 T. Tokamak je zaměřen na dlouhodobé udržení plazmatu při realizaci přechodu od nízkého udržení (L-módu) k vysokému udržení plazmatu (H-módu), L jako Low a H jako High.

Při zvyšování teploty se ohmický ohřev proudem v plazmatu stává stále méně efektivním. Vodivost plazmatu totiž s růstem jeho teploty velmi rychle stoupá. Proto se musí využívat další možnosti pro ohřev plazmatu. Jednou je mikrovlnné záření, další pak vstřikování svazku neutrálních atomů, které ve srážkách předávají svou kinetickou energii plazmatu a zvyšují jeho teplotu. Neutrální musí být, aby mohly proniknout hluboko do plazmatu, než ve srážkách přijdou o elektrony a v ionizaci předají svou energii. Urychlování využívá elektrická pole a urychlovat se tak dají pouze nabité ionty. Je tak třeba ionty urychlit a pak je před vstupem do plazmatu neutralizovat.

Supravodivý tokamak EAST, kterému se podařilo v lednu 2025 dosáhnout nového rekordu v délce udržení plazmatu (zdroj: Ústav v Che-fej).

V osmdesátých letech byly na tokamaku ASDEX v německém Garchingu testovány různé metody dodatečného ohřevu plazmatu. Zjistilo se, že při určitém výkonu ohřevu může dojít k samovolnému přechodu ke specifickému módu udržení plazmatu. Dochází k potlačení turbulencí a nestabilit a k lepšímu oddělení plazmatu od stěn nádoby, což vede k efektivnějšímu jeho udržení. Jde o již zmíněný H-mód vysokého udržení plazmatu. Přechod od nízkého udržení v L-módu k vysokému udržení v H-módu se stal zlomovým objevem při cestě k zajištění dlouhodobé stability udržení plazmatu v podmínkách nutných pro fúzní reakce. Pro možnost přechodu je důležitá i konstrukce a tvar vakuové komory, které dokáží omezit kontakt plazmatu s komorou. Výhodu mají konstrukce s tzv. divertorem a vyladěné složení materiálů využitých pro povrch vnitřní stěny komory. Divertor je konstrukce v dolní části vakuové nádoby, která umožňuje speciálním vytvarováním magnetického pole odvádět nečistoty z plazmatu. Přechod od L-módu Do H-módu nemusí být skokový, ale mezi nimi může existovat přechodný režim udržení označovaný jako I-mód (I jako Intermediate).

Přechod od L-módu do H-módu udržení plazmatu je důležitým prvkem pokroku studia udržení plazmatu na čínském tokamaku. Jeho konstrukce takový přechod usnadňuje. Při nižších parametrech tokamak EAST překročil dobu udržení 1000 s již dříve, jak bylo zmíněno v dřívějším přehledu. V tomto případě šlo o 1056 s, ovšem pouze v přechodném I-módu. Nyní už se podařilo dlouhodobé udržení plazmatu v H-módu. Klíčovým pro úspěch bylo právě vylepšení mikrovlnného ohřevu, které umožnilo zdvojnásobení dodávaného tepelného výkonu, a současné zajištění stability udržování plazmatu. Nyní se tak přechází ke studiu možností intenzivního vnějšího ohřevu a zvyšování jeho výkonu. To umožňuje přechod do H-módu a dlouhé stabilní udržení plazmatu. U urychlovače EAST se tak můžeme těšit na další zlepšování parametrů.

Vedoucí tokamaku EAST Gong Xianzu v jeho velínu při realizaci rekordního výstřelu (zdroj EAST Xinhua/Zhou Mu).

Intenzita rozvoje fúzního výzkumu v Číně rychle roste.

Čína má dva další tokamaky. Jedná se tokamak HL-2M (Huan-Liuqi-2M), což je nedávno modernizovaný tokamak HL-2A ústavu SWIP (Southwestern Institute of Physics) v Čcheng-tu (Chengdu). Magnety nejsou supravodivé. Jeho hlavní poloměr je 1,78 m, vedlejší poloměr 0,65 m, indukce magnetického pole 2,2 T a proud v plazmatu 3 MA. Tokamak HL-2A byla v provozu od roku 2002, v roce 2020 se pak rozběhla jeho vylepšená verze HL-2M.

Dalším je J-TEXT na univerzitě (Huazhong University of Science and Technology) v Chuazhong (Huazhong). Ten má hlavní poloměr 1,05 m a vedlejší 0,29 m, magnetická indukce je 2,0 T a proud v plazmatu 0,2 MA.

Čína intenzivně pracuje i na dalších tokamacích a fúzních zařízeních. Nový tokamak BEST (Burning Plasma Experimental Superconducting Tokamak) by měl být dokončen v Chei-fej v roce 2027. Ten by se měl, jako odstavený tokamak JET ve Velké Británii, zaměřit na studium reakcí deuteria a tritia. Fúzní výkon, kterého by měl dosáhnout, je 130 MW. Čína nabízí účast ve výzkumech s využitím tohoto zařízení mezinárodní komunitě.

Pro studium inženýrských problémů spojených s reálnou termojadernou elektrárnou by měl sloužit reaktor CFETR (The China Fusion Engineering Test Reactor). Jeho hlavní poloměr by měl být 7,2 m a vedlejší 2,2 m, magnetická indukce 6,5 T a proud v plazmatu 14 MA. Nový tokamak by měl vyplnit mezeru mezi tokamakem ITER, na kterém se Čína také podílí, a demonstrační termonukleární elektrárnou DEMO. Jeho realizace by měla začít ještě ve dvacátých letech a spuštění proběhne v letech třicátých. Měl by v první fází generovat až 200 MW fúzní energie, v té druhé by to mělo být až 1 GW. Nejdůležitějším úkolem však bude studium vhodných velmi tepelně a radiačně odolných materiálů pro vnitřní stěny a realizace blanketu vhodného pro konverzi uvolněné energie v tepelnou a produkci tritia pro palivo. Umístěný by měl být také v Che-fej. V ASIPP v Che-fej tak postupně vzniká jedno z největších výzkumných center zaměřených na termojadernou fúzi.

Letecký snímek areálu tokamaku ITER z října 2024 (zdroj ITER).

Čína je zapojena do projektu ITER

Čína je intenzivně zapojena do projektu ITER, její podíl na něm je zhruba 9 %. Připomeňme, že jeho hlavní poloměr je 6,2 m a vedlejší 2 m, magnetická indukce je 5,3 T, proud v plazmatu bude 15 MA. Celkově by měl ve fúzních reakcích produkovat výkon 500 MW. Nedávno byl přehodnocen časový plán dokončování a využívání zařízení. Jak se psalo v článku z minulého roku, kvůli pandemii COVID-19, manažerským problémům i úmrtí ředitele projektu v roce 2022, technickým problémům i změnám v konstrukci došlo ke značnému zpoždění.

Je tak jasné, že zde určitě nebude plánovaná první plazma v roce 2025. Zde dojde k zásadnímu zpoždění. Posun v realizaci prvního plazmatu je téměř o deset let. Zároveň se však rozhodlo, že by po něm mělo poměrně brzy dojít na využití směsi tritia a deuteria. Nedošlo by tak k plánované přestávce a úpravám, které se provedou už během současné instalace. Zpoždění experimentů s tritiem by tak mělo být jen o pár let. Sestavování tokamaku a jeho dokončování by tak mělo probíhat do roku 2033. V letech 2034 až 2035 by se měla realizovat první plazma. Experimenty s tritiem by měly být zahájeny v roce 2039.

Po rozebrání prvních instalovaných segmentů vakuové komory a jejich opravě začalo jejich opětné sestavování (zdroj ITER).

Závěr

Jak je vidět, Čína je rozhodnuta realizovat průlom v oblasti termojaderné fúze a být prvním, kdo nakonec realizuje termojadernou elektrárnu. Velmi intenzivně k tomu využívá vysokou, nejen finanční, podporu v samotné Číně, ale také mezinárodní spolupráci. Intenzivně se zapojila do realizace tokamaku ITER a zve ke spolupráci při využívání některých svých zařízení zkušené kolegy ze světa.

Pokud se ITER ještě dále dramaticky zpozdí, je podle mého názoru Čína schopna a rozhodnuta se postavit do čela fúzního výzkumu sama. V každém případě paralelně připravuje výzkumná zařízení pro studium materiálů s velmi vysokou teplotní i radiační odolností.

Velín tokamaku EAST (zdroj EAST Xinhua/Zhou Mu)

Vysoké toky neutronů jí dodají nové tříštivé zdroje neutronů, které se realizují i pro výzkum pokročilých štěpných technologií v podobě urychlovačem řízených transmutačních systémů. Blanket z aktinidů by bylo možné využít pro množení neutronů potřebných pro produkci tritia z lithia ve fúzní elektrárně. Realizace těchto hybridních fúzních a štěpných systémů by se dala využít k likvidaci vyhořelého paliva ze štěpných reaktorů a ekonomické realizaci fúzní energetiky. Je sice otázka, zda bude výhodnější čistá fúzní elektrárna nebo hybridní štěpný a fúzní systém. Čína však chce být připravena na obě možnosti.

Čína chce v konečném důsledku co nejdříve realizovat svůj prototypový projekt termojaderné elektrárny DEMO, který by ji i v této oblasti dostal na špici vývoje ve světě. Je to ve shodě s celkovou čínskou strategii dostat se do čela světového vědeckého a technologického rozvoje. Je to vidět v oblasti umělé inteligence, biotechnologiích a využití genového inženýrství. O tom, že se následník největšího urychlovače LHC bude pravděpodobně realizovat v Číně jsem psal v nedávném článku. Stále pravděpodobnější je, že v návratu lidstva na Měsíc mohou také nakonec předstihnout Američany Číňané. Tato problematika je více rozebraná v dřívějším článku.

Česko je díky Ústavu fyziky plazmatu AV ČR a jeho dlouhodobému výzkumu s využitím tokamaků v čele evropského fúzního úsilí. Je velmi dobře etablováno v projektu ITER a současně realizovaný tokamak COMPASS-Upgrade s hlavním poloměrem 0,894 m, vedlejším 0,27 m, magnetickou indukcí 5 T a proudem v plazmatu 2 MA nám umožní být v čele světového úsilí o realizaci fúzní elektrárny. I proto se objevují úvahy o tom, že by evropský prototyp demonstrační fúzní elektrárny DEMO mohl být právě v Česku. Zde by se dala využít i velmi kvalitní česká průmyslová základna pro jaderné technologie. Držme si palce, aby si Evropská unie i Česko udržely špičkovou pozici v těchto technologiích.

Srovnání termojaderné fúze ve hvězdách a fúze v pozemských laboratořích jsem se snažil populárně prezentovat v dřívější přednášce pro kosmologickou sekci:

Autor: Vladimír Wagner

Datum: 06.02.2025

Tisk článku

Diskuze:

Antonín Lejsek,2025-02-08 16:07:07

Děkuji za poučný článek. Jenom drobnost, vodivost plazmatu s růstem teploty roste.