Principy energetického využití jaderných reakcí

Komponenty jsou na místě, budova stojí a zařízení ITER se začne skládat dohromady (zdroj ITER).

Energetické využití jaderných reakcí je založeno na základních vlastnostech kvantové fyziky a speciální teorie relativity. Podle Einsteinovy speciální teorie relativity platí ekvivalence mezi hmotnostní a energií. Klidová energie spojená s hmotností se tak může přeměňovat na energii kinetickou a tu lze přeměňovat na teplo, a to využít třeba k produkci elektřiny. Při slučování nebo štěpení jader tak lze využít vazebnou energii, která se při těchto procesech uvolňuje. To, který ze zmíněných procesů lze použít, závisí na tom, jak se mění vazebná energie připadající na jeden nukleon s počtem nukleonů. Pokud se podíváme na graf, který tuto závislost zobrazuje, vidíme, že až po železo s počtem nukleonů 58 vazebná energie na jeden nukleon stoupá. Pro lehčí prvky, než je zmíněné železo, tak získáme uvolněnou vazebnou energii a přeměnu klidové energie na kinetickou jejich slučováním. Naopak pro těžká jádra pak jejich štěpením.

Závislost vazebné energie na jeden nukleon B/A na počtu nukleonu v jádře A. Maximum necelých 9 MeV je u jádra železa 58Fe.

Štěpení se využívá v klasických štěpných reaktorech. My se teď budeme věnovat možnostem slučování lehkých jader. V tomto případě narážíme na jeden významný problém. Jádra jsou díky protonům kladně nabitá a vzájemně se elektrostatickou silou odpuzují. Tato odpudivá síla působí až do té doby, než se jádra přiblíží na vzdálenost, která je menší, než je dosah jaderné silné interakce. Ta pak dominuje nad elektrickým odpuzováním. Odpuzování se pak mění na přitahování a dochází k jaderné reakci. Jak je ukázáno na obrázku, dochází tak k vytvoření coulombovské odpudivé bariery, kterou musí nabité jádro překonat, aby ke slučovací reakci došlo. V klasickém případě by musela být kinetická energie nalétávajícího jádra větší, než je výška zmíněné coulombovské bariery. Kvantová fyzika však umožňuje i to, že se může do dostatečné blízkosti nalétávající nabitá částice i protunelovat. Pravděpodobnost takového jevu a jaderné reakce je v tomto případě řádově nižší. S poklesem energie projektilu a růstem výšky coulombovské bariéry navíc velice rychle klesá.

Coulombovská bariéra vzniká působením přitažlivé silné jaderné síly, která působí na velmi krátkou vzdálenost a mnohem slabší odpudivé síly elektrické. V grafu závislosti potenciálu protonu, který se přibližuje k jádru se tak vytváří val coulombovské bariéry a hluboká jáma vytvořená přitažlivou jadernou interakcí.

Pro překonání coulombovské bariery potřebujeme urychlit jádra na dostatečné rychlosti a kinetické energie. To můžeme docílit dvěma způsoby. Prvním je urychlení lehkých jader pomocí elektrického pole, kterým získáme svazek uspořádaně se pohybujících urychlených jader. Toho dosáhneme ve fúzoru nebo pomocí urychlovače. V tomto případě dostaneme na energii dodanou na urychlení jen velmi malý počet fúzních reakcí. Na těchto zařízeních se tak sice fúzní reakce realizují, ale neslouží k produkci energie. Při výběru vhodné reakce však mohou sloužit jako intenzivní zdroj neutronů.

V přírodním termojaderném reaktoru drží plazma pohromadě gravitační síla (zdroj NASA).

Druhou možností je pak intenzivní ohřev plazmatu, při které se potřebná rychlost a kinetická energie realizuje v chaotickém tepelném pohybu jader. Ta teplota je velmi vysoká, v řádu 10⁷ až 10⁹ K. I při ní však nestačí kinetické energie iontů k přímému překonání coulombovské bariéry, a to se realizuje kvantovým tunelováním. Právě tato termojaderná fúze je cestou k možnosti získání fúzního reaktoru a elektrárny.

Fúzním reaktorem je i Slunce

Příkladem přírodního termojaderného reaktoru jsou hvězdy, tedy i naše Slunce. V tomto případě jde o obrovský objem horkého plazmatu, které drží pohromadě gravitační síla. Nitro Slunce, ve kterém probíhají termojaderné reakce má poloměr 175 000 km, což znamená, že jeho objem zaujímá necelé 0,2 % celkového objemu. V tomto jádře Slunce je teplota potřebných 15 milionů kelvinů a hustota plazmatu zde je okolo 130 000 kg/m³ (to znamená řádově hustotu 10³² protonů/m³). Vzhledem k této vysoké hustotě obsahuje tato objemem malá část Slunce velkou část (až desítky procent) jeho hmotnosti. Hustota výkonu Slunce je zhruba 0,19 mW/kg. Ten je velmi nízký, takže velký celkový výkon Slunce je dán hlavně jeho obrovským objemem.

Podívejme se, jaké reakce ve Slunci probíhají a zda by mohly být inspirací pro využití v pozemských termojaderných reaktorech. Prvním je proton-protonový cyklus. Zde probíhají tři reakce, které vedou k přeměně. Z nich první je kritická. Jde o splynutí dvou protonů za vzniku deuteronu, pozitronu a elektronového neutrina. Přeměna protonu na neutron (ale i naopak neutronu na proton) nemůže proběhnout jinak než prostřednictvím slabé interakce. Musí zde totiž dojít k přeměně jednoho kvarku na druhý, a to jiný typ interakce nemá dovoleno. Protože je tato interakce extrémně slabá, je i pravděpodobnost této interakce extrémně malá. Konkrétní proton musí i v prostředí, kde protony dominují, čekat v průměru 9 miliard let, než se s pomocí dalšího protonu uskuteční jeho proměna na deuteron.

Další reakcí je spojení deuteronu s protonem za vzniku izotopu helia 3. Tam jde pouze o spojení několika nukleonů, které se realizuje prostřednictvím silné interakce. Ta je velmi intenzivní a tím i realizace proběhne velmi rychle. Deuteron tak vydrží průměrně jen okolo čtyři sekundy, než proběhne jeho fúze s protonem. Za tu dobu má zanedbatelnou pravděpodobnost potkat jiný deuteron. Takže reakce fúze dvou deuteronu ve hvězdách neprobíhá.

Ve třetí reakci dojde ke spojení dvou jader helia 3 za vzniku izotopu helia 4 a dvou protonů. Helium 3 průměrně vydrží 400 let, než potká jiné helium 3 a proběhne zmíněná reakce. Vzhledem ke zmíněné velmi krátké době existence deuteronu má velice malou pravděpodobnost potkat toto jádro. Při reakci s protonem, kterých je v okolí helia 3 velký počet, by sice mohlo dojít ke vzniku helia 4 a vyzáření pozitronu a neutrina. Ovšem tato reakce probíhá pouze prostřednictvím slabé interakce a s extrémně malou pravděpodobností, takže její realizace je i u Slunce zanedbatelná.

Na Slunci probíhají ještě dva další cykly fúzních reakcí. Prvním z nich je tzv. CNO cyklus, kdy uhlík jako katalyzátor umožňuje v sérii reakcí přeměnu čtyř protonů na helium 4. Kromě reakcí, kdy se prostřednictvím silné jaderné interakce slučují jádra, jsou i dva rozpady beta, při kterých se prostřednictvím slabé interakce přeměňují neutrony na protony za vzniku pozitronu a neutrina. Tento cyklus má několik bočních linií, které však probíhají většinou při vyšších teplotách a ve hmotnějších hvězdách než Slunce. V nich mohou zároveň z uhlíku vznikat těžší prvky. Nejen reakce CNO cyklu, ale i další reakce ve hvězdách a metody, jak se studují v laboratoři na Zemi, jsou popsány v podrobnějším článku o produkci prvků ve vesmíru.

Třetí cyklus reakce je tzv. Salpeterův cyklus nebo tři alfa cyklus. Zde dochází ke splynutí tří jader helia 4 na uhlík 12. To je možné díky existenci excitovaného stavu s odpovídající energií u jádra uhlíku. Tu právě kvůli nutnosti možnosti produkce uhlíku ve hvězdách předpověděl americký astrofyzik Fred Hoyle. Teprve později se jej jaderným fyzikům podařilo potvrdit experimentálně.

Příklady některých fúzních reakcí a uvolněné energie, které lze využít v umělých fúzních zdrojích.

Průběh všech těchto reakcí a produkce dostatečné energie je možný jen díky velkému objemu a hmotnosti hvězdných přírodních reaktorů, ve kterých je plazma drženo díky gravitační síle. Proto je možné překonat problém s malou pravděpodobností některých z nich. Při konstrukci termojaderných reaktorů na Zemi je však potřeba využívat jen reakce založené na silné jaderné interakci, které mají dostatečně vysokou pravděpodobnost.

Jaderné reakce využitelné pro umělý fúzní reaktor

Je několik reakcí, při kterých se slučují ta nejlehčí jádra a lze je pro produkci energie využít. Jejich výhodnost závisí na tom, jakou teplotu plazmatu potřebují k tomu, aby pravděpodobnost jejich realizace dostatečně narostla. A také jak vysoká bude pravděpodobnost, která se vyjadřuje pomocí veličiny účinný průřez, pro dosažitelné teploty. Z tohoto hlediska je nejvýhodnější reakce slučování deuteronu a tritonu, při které vzniká helium 4 a neutron. Zde pravděpodobnost reakce roste a dosahuje maxima mezi teplotami 10⁸ až 10⁹ K, což je o řád až dva více, než je teplota uvnitř Slunce zmíněná v předchozí části. Deuterium je stabilní vodík s jedním neutronem. Relativně velké množství jej je i v mořské vodě, ze které se dá získat. Tritium už má dva neutrony a je radioaktivní s poločasem rozpadu 12,3 let.

V přírodě se vyskytuje, vzniká totiž interakcí kosmického záření v atmosféře. Produkuje se také například při provozu jaderných reaktorů, zvláště těch, které jsou chlazeny a moderovány těžkou vodou. Ovšem získávání tohoto tritia není moc efektivní. Zatím se tak uvažuje, že se bude produkovat z lithia, které je poměrně běžným prvkem a reakcí neutronu s ním získáme tritium. Jednak v reakci s izotopem lithia 6, kdy vzniká právě tritium a helium 4, ale také v reakci s izotopem lithia 7, kdy vzniká tritium, helium 4 a neutron. V první reakci není potřeba, aby měl neutron energii, stačí jeho záchyt lithiem. Energie se v ní naopak uvolňuje. U druhé však pro rozbití lithia 7 potřebuje neutron poměrně vysokou energii. V přírodě se vyskytuje zhruba 92,5 % lithia 7 a 7,5 % lithia 6.

Druhou možnou reakcí je sloučení deuteronu a helia 3. Zde je třeba vyšší teplota a také maximální účinný průřez je v maximu pro tuto reakci téměř o řád nižší, než je tomu u reakce deuteronu a tritonu. V tomto případě je helium 3 stabilní jádro. Problém je s jeho získáváním. Předpokládá se, že by se ve větším množství mohlo vyskytovat v povrchových vrstvách Měsíce, kde by se mohlo zachytávat ze slunečního větru. Proto se o něm uvažuje při možné expanzi do vesmíru.

Ještě nižší je maximum pravděpodobnosti reakce slučování dvou deuteronů, i teplota pro maximum této pravděpodobnosti je vyšší. V tomto případě je výhodou, že deuterium je lehce dostupné ve velkém množství z mořské vody. S různou pravděpodobností může v této reakci vzniknout helium 4, helium 3 a neutron nebo triton a proton. Nevýhodou je, že u posledních dvou možností se při jedné reakci uvolňuje téměř třikrát méně energie než u zmíněných reakcích deuteronu s tritiem nebo heliem 3. Pokud by se podařilo dosáhnout dostatečně vysokých teplot a hustot plazmatu, aby se dala využívat tato reakce, nebude s palivem pro termojadernou fúzi opravdu žádný problém.

Otevřený systém s magnetickými zrcadly TMX v roce 1979 (zdroj LLNL – Robert H. Hirschfeld).

Existuje ještě jedna uvažovaná možnost. A to reakce protonu s izotopem bóru 11, při které vznikají tři jádra helia 4. Bóru 11 je v přírodní směsi 80 %. Paliva by tak byly dostatečné zásoby. Nevýhodou v tomto případě je, že maximum pravděpodobnosti této reakce je až u teploty k 9 miliardám kelvinů.

Jaké podmínky jsou pro fúzi potřeba?

Pro zajištění dostatečné pravděpodobnosti, a tedy účinného průřezu, reakce potřebujeme mít odpovídající teplotu. Pravděpodobnost reakce se s teplotou mění. Hustota produkce energie je dána pravděpodobností reakce a hustotou plazmatu. Celková produkovaná energie na jednotkový objem je pak dána součinem hustoty plazmatu a dobou jeho udržení. Pro to, aby energie produkovaná fúzními reakcemi v plazmatu překročila významné milníky musí být součin jeho hustoty a doby udržení větší než určité hodnoty. Toto pravidlo poprvé popsal v roce 1955 John D. Lawson a označuje se jako Lawsonovo kritérium.

Existuje několik takových předělů. Prvním je stav, kdy produkovaný fúzní výkon vyrovná výkon potřebný k ohřevu plazmatu. Ten se označuje jako vědecké vyrovnání. Druhým je situace, kdy část fúzního výkonu, která se v plazmatu absorbuje, vyrovná potřebný výkon na ohřev plazmatu. Největší část energie produkované ve fúzní reakci v případě využití deuteria a tritia totiž odnáší neutrony. Ty jsou neutrální a z plazmatu unikají. Tento předěl se označuje jako zápalné vyrovnání. Poslední je, když produkovaný hrubý výkon pokrývá celkovou spotřebu fúzní elektrárny. Tento předěl se označuje jako inženýrské vyrovnání. První předěly jsou zajímavé z hlediska vědeckého zkoumání plazmatu a fúze. Poslední je pak kritický pro případné budování termojaderné elektrárny.

Pro využití fúze deuteria a tritia je optimální teplota 165 milionů kelvinů. A Lawsonovo kritérium pro zápalné vyrovnání přesahuje 10²⁰ m^-3s. Lawsonowo kritérium naznačuje dva velmi rozdílné přístupu k udržení plazmatu, jak se dá naplnit. První možností je relativně malá hustota plazmatu a dlouhá doba udržení. V tomto případě se k udržení plazmatu využívá magnetická past a mluvíme o magnetickém udržení. Druhou možností je velmi vysoká hustota plazmatu, při které stačí pro splnění Lawsonova kritéria i velmi krátká doba udržení. V tomto případě mluvíme o inerciálním udržení plazmatu.

Podrobný rozbor stavu výzkumu v oblasti termojaderné fúze jsem pro Osla psal již před více než deseti lety, tak je zajímavé se podívat na to, co se od té doby podařilo a v jakém stavu je situace nyní.

Laserové zařízení NIF (zdroj LLNL).

Inerciální udržení plazmatu

Při této metodě dosažení dostatečného fúzního výkonu je potřeba stlačením dosáhnout hustoty plazmatu přesahující 10²⁶ iontů/m³. Doba udržení tak může být kratší než mikrosekunda. Čím vyšší hustoty se při stlačení dosáhne, tím může být doba udržení kratší. To, že dojde ke stlačení a po zapálení fúzních reakcí se horká a hustá zóna ihned nerozletí, je dáno setrvačností. Proto název inerciální udržení. Trochu to připomíná realizaci termojaderných mikrovýbuchů. Aby následky takové exploze vydržela nádoba o poloměru několika metrů, musí být uvolněná energie omezená do hodnot v řádu stovek megajoulů. Množství paliva tak musí být v řádu miligramů.

Nejslibnější metodou inerciální fúze je symetrické stlačení malinké kapičky paliva extrémně intenzivními svazky. Velmi vhodné jsou k tomu svazky laserové, které se rozdělí. Využití laserového paprsku navrhli už v roce 1963 fyzikové G. Basov a O. N. Krochin. Extrémně důležité je zajištění izotropního homogenního ozáření, aby se kapička co nejvíce stlačila. Při asymetrii ozáření pak vystříkne část plazmatu před dostatečným stlačením a dosažením a udržením dostatečné hustoty pro splnění Lawsonova kritéria.

Uvnitř komory zařízení pro inerciální fúzi NIF (zdroj LLNL).

Zařízení NIF v LLNL

A právě dosažení symetrického ozáření a stlačení kapsulky s palivem je kritickým problémem, který se nepodařil vyřešit. Zatím se předpokládá cesta, kdy se využije pro stlačení velmi výkonný laser, jehož svazek se rozdělí a symetricky kapsulku ze všech stran ozáří. Zatím největší a nejpokročilejší zařízení tohoto druhu se postavilo ve Spojených státech. Zařízení NIF (National Ignition Facility) v laboratoři LLNL (Livermore Lawrence National Laboratory) má extrémně výkonný neodymový laser, který dosáhne výkonu 0,5 PW po dobu v řádu nanosekund. V takovém případě je potřeba dosáhnout hustoty přesahující 10²⁹ iontů/m³. Jeho svazek se rozdělí do 192 svazků a ty se pak využijí pro co nejrovnoměrnější ozáření kapsulky vyplněné směsí deuteria a tritia.

Samotné stlačení paliva je poměrně komplikovaná záležitost. Kapsulka je baňka z umělé hmoty o velikosti zhruba zrnka pepře. Uvnitř ní je zmrazená směs deuteria a tritia. Laserový paprsek může dopadat přímo na kapsulku nebo na speciální zařízení, které se označuje jako hohlraum (německý dutina). Jde o válec za zlata, do kterého svazky laseru vstupují dvěma protilehlými otvory.

V případě využití hohlraumu se při dopadu extrémně intenzivního svazku laseru v ultrafialové oblasti vnitřní stěny dutiny ohřejí a vytvoří se nakonec tepelná rovnováha při velmi vysoké teplotě. Při dosažené teplotě pak dutina vyzařuje rentgenovské záření. To dopadá na plastovou baňku, která se vypaří a rozpíná. Zároveň se tím podle zákona akce a reakce vytvoří podmínky pro implozi paliva uvnitř plastové baňky a jeho extrémní stlačení a ohřátí. Rychlost implodujícího paliva může dosáhnout až několik tisíc km za sekundu. Získá se tak, sice na velmi krátkou dobu, extrémně husté plazma. Pokud by se podařilo vytvořit homogenní ozáření bez asymetrií, mělo by se dosáhnout teploty 50 milionů kelvinů a hustoty plazmatu o dva řády větší, než je hustota olova. V horké tečce uprostřed se tak zapálí fúzní reakce a v nich produkované částice alfa ještě dodatečně ohřívají plazma. Ze středu se tak šíří ohnivá rázová vlna, která postupně zapálí všechno palivo.

Zařízení NIF bylo dokončeno a začalo pracovat v roce 2009. V té době byla zahájená první tříletá experimentální kampaň. Po zkušenostech z předchozích zařízení se nevyužívalo přímé ozařování, ale použil se hohlraum. Během kampaně probíhala neustálá snaha o zlepšování průběhu ozařování laserovým svazkem. Přesto se však nepodařilo podmínek pro zapálení termojaderné reakce dosáhnout, a to platí do současnosti. Zjistilo se, že existuje několik problémů a výzev, kterým je třeba čelit. Palivová kapsulka se nesmršťuje symetricky a nedosahuje se tvaru přesné koule. Ve vznikajícím plazmatu dochází při implozi k nestabilitám, které způsobují turbulenci hlavně na okraji. Dochází k míchání obalového materiálu do paliva a míchání různě teplých vrstev paliva způsobuje ochlazování vnitřních částí. Navíc materiál, který se uvolňuje ze stěny hohlraum, rozptyluje světlo vstupujících laserových paprsků, a tím způsobuje ztráty energie. Samotná konstrukce hohlraum je asymetrická a narušuje symetrie a izotropii ozáření kapsulky.

Simulace Rayleigh-Taylorových hydrodynamických nestabilit realizované pomocí superpočítače BlueGene/L v laboratoři LLNL (zdroj LLNL).

Výsledky snah o zapálení fúzní reakce

Probíhá tak dlouhodobá práce a snaha o zapálení fúzní reakce v palivu uvnitř kapsulky. Mění se tvar a průběh laserového svazku. Nahrazuje se materiál kapsulky z plastu za diamant a zároveň konstrukce, hlavně pak tvar, hohlraumu. Postupné vylepšování vedlo k více než čtyřicetinásobnému zvýšení výtěžku fúze. Už v roce 2012 se podařilo dosáhnout výkonu laserů 500 TW a celkové energii téměř 2 MJ. Přesto se nepodařilo dospět do stádia, aby se ve fúzi uvolněná energie alespoň přiblížila k vyrovnání energii, která se spotřebovala na ohřev plazmatu. Zatím se dosáhlo poměru těchto energií pouze 0,1. Proto se začal uvažovat návrat k přímému ohřevu místo využívání hohlraumu. Tento směr se opustil kvůli problémům se symetrickým ozařováním. V tomto případě jsou nároky na kvalitu a homogenitu laserového svazku ještě větší. Mohla by však pomoci i práce s velikostí a konstrukcí kapsulky. Kritické je také její přesné umístění a celková geometrie celé sestavy. Je jasné, že zajistit přesné umístění objektu o velikosti zrnka pepře není vůbec jednoduché.

Velikost a vliv asymetrií ještě více zvýrazňují Rayleigh-Taylorovy a Richtmyer-Meshkovovy nestability. Jejich studiu, a hlavně toho, jak jim čelit, se věnovaly experimenty nejen na zařízení NIF. Zapojily se i další velké lasery, jako je třeba OMEGA Rochesterské univerzity. Simulace vzniku a vývoje takových nestabilit se realizuje pomocí hydrodynamických modelů na těch největších počítačích. Konfrontace experimentů a simulací by mohla přispět k pochopení jejich zdrojů a nalezení nejvhodnějších parametrů kapsulky i laserových svazků.

Zařízení NIF je opravdu pouze experimentální zařízení. Umožňuje realizovat pouze jeden výstřel laseru za den. V reálné termojaderné elektrárně by to muselo být zhruba deset výstřelů za sekundu. Navíc se ukázalo, že zatím nejsme schopni docílit toho, aby se energie produkovaná fúzí alespoň vyrovnala energii, která se podaří předat plazmatu při výstřelu. A zatím nelze říci, jestli se této mety zlepšováním podmínek a parametrů svazku a terčíku dá na tomto zařízení vůbec dosáhnout.

Tento výsledek je pochopitelně zklamáním, zvláště z hlediska fandů pro využití termojaderné fúze pro pohon budoucích hvězdoletů. U nich se uvažuje právě inerciální fúze, jak je podrobněji popsáno v dřívějším článku na Oslovi. Je však třeba připomenout, že z hlediska USA je nejdůležitějším úkolem zařízení testování chování různých materiálů a plazmatu v podmínkách, které vznikají při výbuchu termojaderné bomby. Je totiž třeba v situaci, kdy testy termojaderných zbraní nejsou povoleny, experimentálně verifikovat programy, které se využívají při projektování těchto zbraní. Zároveň se však také dá testovat plazma ve stejných podmínkách, které existují uvnitř hnědých a rudých trpaslíků. Takže se zdá, že toto zařízení zasáhne významněji do oblasti zbraňového výzkumu a základního výzkumu v oblasti astrofyziky. Stejné cíle a dominantní zaměření na výzkum v oblasti termojaderných zbraní má i podobné zařízení LMJ (Laser MegaJoule) vybudované ve Francii, které pracuje od roku 2014. V roce 2017 zde začal pracovat velký laser PETAL (PETawatt Aquitaine Laser).

Vnitřní stěny vakuové komory a divertor tokamaku JET se rekonstruovaly do podoby budoucího vybavení tokamaku ITER (zdroj ITER).

Pro stlačení paliva a zapálení termojaderné fúze inerciálním způsobem se kromě laserového svazku dají využít i intenzivní svazky částic nebo iontů. V současné době je však perspektivním směrem výzkum možností sestrojit kompaktní urychlovače částic právě pomocí laserových svazků. Výzkum velmi výkonných laserů a formování jejich svazků je tak velmi důležitým oborem. Je tak velice dobře, že právě v Česku se nyní dokončuje špičkové laserové pracoviště ELI-Beamlines, které má petawattové lasery. Jeho výzkumy mohou přispět i k cestě za inerciálním udržením fúzního plazmatu.

Magnetické udržení plazmatu

Při magnetickém udržení plazmatu je jeho hustota o řády nižší, musí se to však kompenzovat délkou jeho udržování. Využívá se při tom pohyb nabitých částic v magnetickém poli a možnost jejich zachycení v tomto poli. Nejdříve se využívaly otevřené systémy které řeší únik částic pomocí magnetický zrcadel na otevřených koncích. Ovšem přes ně dochází ke značným únikům, kterým se nedaří zabránit. Tento problém vyřešily uzavřené systémy s vakuovou nádobou ve tvaru dutého prstence, ve kterých lze docílit hustoty plazmatu až mezi 10¹⁹ až 10²⁰ částic/m³, Doba udržení plazmatu tak je potřeba v řádu jednotek až desítek sekund.

V současné době jsou jako nejperspektivnější uvažovány dvě možnosti patřící k uzavřeným systémům, kde magnetické pole nevystupuje z nádoby. První z nich je tokamak a druhou stellarátor. V případě tokamaku se jedná o ruský koncept z počátku padesátých let, za kterým stojí Igor Jevgenějevič Tamm a Andrej Sacharov. Toroidní vakuová komora je umístěna na transformátorovém jádru. Transformátor generuje v plazmatu, které je v daném případě tím jeho sekundárním vinutím, elektrický proud. Ten pak vytváří poloidální magnetické pole. Zároveň má tokamak elektromagnety, které vytváří toroidální magnetické pole. Kombinace těchto polí vytváří magnetické pole ve tvaru šroubovice a uzavřené dráhy pohybu částic plazmatu. Umožňuje tak zachycení a udržení plazmatu uvnitř prstencové vakuové nádoby. Proud, který se v plazmatu vytváří pak lze využít i k jeho ohřevu.

Stellarátor navrhl Lyman Spitzer v roce 1950. Na rozdíl od tokamaku nevyužívá pro vytváření magnetického pole proud v plazmatu. Uzavřenost dráhy částic plazmatu je tak docílena čistě vnějšími elektromagnety. Proto musí mít daleko komplikovanější strukturu cívek elektromagnetů a jimi vytvářeného magnetického pole. Toroidní geometrie nádoby je tak úmyslně zkroucená a má také poměrně komplikovaný tvar. ¨

Tokamak JET je v současné době největším tokamakem (zdroj Efda.org).

Jak plazma ohřát a jak je sledovat?

Jak už bylo zmíněno, v tokamaku se využívá ohřev při průchodu elektrického proudu, který se v plazmatu vytváří. I v plazmatu vzniká elektrický odpor a indukuje se Joulovo teplo. Mluvíme o ohmickém ohřevu. Ohmický odpor plazmatu klesá s růstem jeho teploty, takže tento způsob ohřevu funguje hlavně při nižších teplotách a v počátečních fázích ohřevy. Další možností je ohřev pomocí rádiové vlny vyzařovaný anténami se správnou frekvencí, která je pro elektrony v oblasti desítek MHz a pro ionty v oblasti desítek GHz. Dalším zdrojem energie je ohřev pomocí samotné fúzní reakce. Zde narážíme na problém v případě využití slučování tritia a deuteria. Neutrony, které vznikají a odnášejí větší část uvolněné energie, jsou neutrální, s plazmatem neinteragují a velká část energie tak z plazmatu uniká. Ohřev je dán pouze vzniklými heliovými jádry. Další možností je ohřev vstřikováním neutrálních atomů. V tomto případě se nejčastěji využívá vstřikování deuteria, které zároveň umožňuje dodávat další palivo. Tyto atomy jsou ve formě iontů urychleny a před vstupem do komory tokamaku neutralizovány. Po proniknutí magnetickým polem do plazmatu jsou v něm ionizovány a předají svou kinetickou energii ve srážkám ostatním částicím v plazmatu. Optimální energie je v rozsahu od 40 keV do 1 MeV v závislosti na objemu plazmatu. Tyto energie odpovídají teplotě až stonásobně vyšší, než je u plazmatu.

Velmi důležitá je kontrola vývoje plazmatu a udržení jeho stability. Nestability vedou k jeho ochlazování a vyvedení částic z jeho objemu. Problémem je také, že plazma, které se setká s povrchem vakuové nádoby ji může poškozovat. Kontrolu stavu plazmatu lze provádět přímo pomocí sond nebo nepřímo pomocí detekce částic a záření, které plazma emituje. Pro měření průběhu magnetického pole se využívají různé typy cívek.

Je třeba proměřovat elektrický proud, který protéká plazmatem, a polohu a tvar plazmatu. Stejně tak jeho hustotu, teplotu a tlak v různých místech. Je také třeba měřit rozdíly v teplotách i dalších parametrech u jeho různých složek. Velmi důležité je i zkoumání různých příměsí, které se do něj dostanou a mohou způsobovat jeho nestability. Vyzařování plazmatu ovlivňuje unik energie z něj a ochlazování. Velice podrobně je třeba studovat nestability a magnetohydrodynamické aktivity plazmatu. Důležité je sledování teploty hlavně těch částí povrchu vakuové nádoby, kde se jich plazma může dotýkat.

Problematická místa

Při konstrukci moderních tokamaků, které by dokázaly realizovat zážeh fúze a případné její využití, stojí řada výzev. Je třeba řešit doplňování paliva. To musí překonat bariéru vytvářenou magnetickým polem a dostat se do plazmatu uvnitř něj. Na druhé straně je potřeba řešit odvod spalin, tedy helia z plazmatu a také příměsí, které se do něj dostávají z různých povrchů. K tomu se využívá zařízení, které se označuje jako divertor. Speciální tvar komory i magnetického pole modifikuje odvod částic z vnějších oblastí plazmatu do speciálního místa, kde se na speciálních plochách zachytí a odčerpávají pomocí vývěv.

Nový japonský plně supravodivý tokamak JT-60SA (zdroj JT-60SA).

Kritická je i odolnost vnitřních stěn nádoby. Ty jsou vystaveny velmi vysokému teplotnímu namáhání a extrémní radiaci. Velmi vysoká je totiž dávka způsobená vysokými toky neutronů vznikajících při fúzních reakcích. V jaderných reakcích neutronů s materiálem stěn mohou také vznikat dlouhodobé radioaktivní prvky. Důležitý je tak výběr čistých materiálů, u kterých neutrony v jaderných reakcích takové netvoří.

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.

Místo pro umístění tokamaku ITER už je připraveno (zdroj 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.

Tokamak COMPASS v Ústavu fyziky plazmatu AV ČR (zdroj AV ČR – Stanislava Kyselová).

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.

Zobrazení magnetického pole a plazmatu ve stellaratoru Wendelstein 7-X i umístění nových divertorů (zdroj IPP).

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 3ˑ10²⁰ 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 2ˑ10²⁰ 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.

Práce na vylepšení stellarátoru Wendelstein 7-X, uvnitř se instaluje chlazení divertoru a vnitřní stěny (zdroj Wikipedie – Gwurden).

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

Pohled na areál s dokončenou budovou tokamaku ITER (zdroj ITER).

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.

Jednotlivé komponenty budoucího tokamaku ITER už jsou v Cadarache (zdroj ITER).

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.

Schéma tokamaku ITER (zdroj ITER).

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 Osel a oEnergetice.

Přednáška o potřebnosti a budoucnosti štěpné energetiky, kterou jsme měli s kolegou Janem Horáčkem