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
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.
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).
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
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.
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 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.
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.
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.
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“.
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.
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.
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.
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?
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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
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.
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.
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.
Důležité jsou i malé stroje - jaderná fúze v Česku
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.
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
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
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
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.
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 zařízení ITER bude množivá produkce tritia pomocí neutronů z fuzního reaktoru, tedy existence množivé obálky z lithia.
Lithium má dva stabilní izotopy 6Li (7,5 %) a 7Li (92,5 %). Z obou se dá pomocí neutronů získávat tritium. Příslušné reakce vypadají takto: 6Li + n → 4He + t a 7Li + n → 4He + t + n. V konečném důsledku se tak z lithia, které poslouží jako palivo, bude produkovat helium a hlavně velké množství energie.
Jak bylo uvedeno, DEMO již bude reálná elektrárna, která bude produkovat elektrickou energii. Bude mít velmi odolnou vnitřní stěnu nejspíše z wolframu, která vydrží velkou tepelnou zátěž. Musí dosáhnout kvazistacionárního provozu, který prokáže možnost trvalého stabilního provozu jako zdroje elektrické energie. Nezbytná je vysoká odolnost proti obrovským neutronovým tokům a velké radiační zátěži. Proto se připravuje i velmi intenzivní program studia jednotlivých komponent blanketu pro produkci tritia z lithia na zařízení ITER. Protože neutrony by měly být hlavním zdrojem energie pro výrobu tepla potřebného k výrobě elektrické energie i zdrojem pro výrobu tritia z lithia, je jasné, že je třeba zajistit jejich co nejefektivnější využití pro oba účely.
I z toho je vidět, že pro projektování a budování termojaderné elektrárny DEMO jsou nutné znalostí, které můžeme získat pouze při provozování zařízení ITER. Proto je jasné, že jeho stavba nezačne dřív než kolem zmíněného roku 2030.
Kdy tedy začnou termojaderné elektrárny dodávat elektřinu?
Lze odpovědět na otázku, zda a kdy se začnou využívat termojaderné elektrárny? Ukázaly jsme si, že se v průběhu druhé poloviny dvacátého století dosáhl dramatický pokrok. S teplotou už jsme se dostali do potřebné oblasti stovek milionů stupňů. Doba udržení plazmatu vzrostla z mikrosekund na počátku šedesátých let až na několik minut na konci dvacátého století. Poměr mezi produkovanou energií a energií potřebnou na ohřev plazmatu z hodnot 1/100 000 na konci šedesátých let až k přelomové jedničce na konci dvacátého století. Tokamak JET produkuje pomocí fuze deuteria tritia zhruba stejné množství energie, jaké se dodává na ohřívání plazmatu. Pokud toto budeme považovat za vědecké prokázání možnosti termojaderné fúze, tak tento práh už se podařilo překonat. Už od počátku devadesátých let leží na stole návrh zařízení ITER, u kterého by měl být tento poměr mezi získanou a spotřebovanou energií zhruba deset. Výstavba tohoto zařízení, které by už prokázalo technickou možnost produkce energie pomocí termojaderné fúze, byla nyní zahájena. I když žádná extrapolace není úplně prosta rizika nepříjemného překvapení, v tomto případě se dá předpokládat, že by vše mělo fungovat zhruba podle předpokladů a zařízení by nám mělo poskytnout to, co očekáváme.
Pokud bude politická podpora, zohledněná ve financích a zdrojích, měl by tak být tokamak ITER před rokem 2020 dokončený. K této podpoře by mohla přispět snaha o řešení energetické situace z dlouhodobého hlediska a bez emisí oxidu uhličitého. Jeho provozováním a využitím výsledků jeho výzkumů by se měly získat poznatky nezbytné pro výstavbu reálné demonstrační termojaderné elektrárny. Začátek jejího budování však lze těžko předpokládat před rokem 2030 a dokončení před rokem 2040. Tokamaky tak s vysokou pravděpodobností budou tím typem zařízení, které zahájí termojadernou éru.
Musíme si však uvědomit, že následná cesta od prototypu termojaderné elektrárny, demonstrujícímu možnost výroby elektrické energie tímto způsobem, je ke komerční, efektivní a konkurenceschopné elektrárně ještě hodně daleko. A v tomto případě už se můžou výhodnějšími ukázat třeba stellarátory. Ty se projektem Wendelstein 7-X dostanou na úroveň současných tokamaků. Ještě více než tokamaky těží z pokroku v oblasti produkce stále lepších a dokonalejších supravodivých magnetů. To je oblast, která může radikálně zlepšit možnosti v termojaderné fúzi. Přednosti stellarátorů by se v budoucnu při hledání nejefektivnějšího modelu termojaderné elektrárny mohly prosadit a tokamaky trumfnout. Ovšem první komerční typy termojaderných elektráren podle mého názoru nelze čekat před poslední čtvrtinou tohoto století. Výhodou je, že velká část prvků je u stellarátorů a tokamaků shodná či velmi podobná a pokrok v těchto oblastech se vzájemně stimuluje. Magnetické udržení termojaderné fúze pomocí tokamaků a stellarátorů je dnes tak daleko, že si troufám říci, že termojadernou elektrárnu založenou na tomto principu bude možné postavit. Je více méně představa, jak bude fungovat, jak se bude produkovat palivo (tritium), udržovat plazma, vyvádět energie potřebná pro výrobu elektrické energie. Mohou se pochopitelně objevit překvapení, ať pozitivní či negativní, která tuto možnost přiblíží nebo vzdálí. Ale myslím, že postavení funkční termojaderné elektrárny je jen otázka času. Nejdůležitější pro jeho uspíšení je hlavně pokrok ve vývoji supravodivých magnetů, tepelně odolných materiálů a metod udržování velmi horkého plazmatu.
Jiná situace je v oblasti inerciálního udržení. Tam by se v nejbližších letech pomocí dokončovaného zařízení NIF mělo poprvé podařit uskutečnění termojaderné fúze touto metodou. Cesta k tomu, abychom se v této oblasti dostali alespoň na úroveň, na které je v současné době jaderná fúze v tokamacích, je ještě hodně dlouhá a její realizovatelnost je pořád nejistá. Zajímavá je tato oblast hlavně z hlediska možného využití tohoto principu pro pohon vesmírných lodí, ať už automatických nebo s posádkou. Ale na to si budeme muset počkat ještě hodně dlouho. Nejdůležitější v této oblasti je vývoj lehkých, efektivních a velmi výkonných laserů. A pochopitelně i už zmíněný vývoj tepelně a radiačně odolných materiálů. Je však nutno poznamenat, že tyto směry vývoje technologií jsou důležité i pro jiné oblasti, než je jaderná fúze, a probíhájí i nezávisle na ní.
Pro samotné ekonomické a komerční využití termojaderných elektráren ke konci století pak bude důležitá energetická situace lidské civilizace v té době. Konkurenceschopnost termojaderných elektráren bude záviset i na pokroku v oblastech jiných energetických zdrojů. A také v oblasti uchovávání elektrické energie. Je jasné, že termojaderné zdroje, alespoň určitě v tomto století, budou zdroji velmi velkými v řádu GW. A podle mého názoru nikdy nevytlačí zdroje ostatní. Ať už jde o jaderné zdroje založené na štěpení, které mohou pokrývat oblast zdrojů velkých či středních. V předchozích článcích jsem uváděl, že právě v době, kdy asi bude budováno zařízení DEMO, začnou vstupovat výrazněji do energetiky štěpné reaktory generace IV. Stejně tak se to týká slunečních či větrných, které by mohly velmi získat na výhodnosti v okamžiku nalezení efektivní metody ukládání elektrické energii. Také u těchto zdrojů, které mají výhodu v tom, že se dají stavět malé a distribuované, je vidět a lze čekat zajímavý a významný pokrok v efektivitě a ekonomičnosti. Termojaderná energie by mohla být důležitým zdrojem energie pro naši civilizaci, ale nejspíše se začne uplatňovat až na konci tohoto století a určitě nebude zdrojem samospasitelným. Vždy bude využívána široká paleta zdrojů tak, aby se co nejlépe využily jejich výhody a potlačily jejich nevýhody.
Jak palivo a kolik ho je?
Úplně na závěr se podívejme, jak to vypadá se zásobami paliva pro termojaderné elektrárny. Deuterium je stabilní izotop vodíku. Jeho získávání je relativně jednoduché. Běžně se vyskytuje v přírodě jako neradioaktivní izotop vodíku. Procentuálně jej sice není moc (zhruba 0,015 %), ale i tak je v každém krychlovém metru vody obsaženo 35 g deuteria. Při jeho separaci se využívá, že je skoro dvakrát těžší než proton a fyzikální vlastnosti jeho sloučenin, tedy i těžké vody, se významně liší.
Tritium je radioaktivní. V přírodě se sice vyskytuje, protože kromě umělých zdrojů je produkováno při interakci kosmického záření v atmosféře. Tohoto tritia je však zanedbatelné množství. Proto se k jeho produkci předpokládá využití reakcí neutronů s lithiem.
Lithium je prvek relativně hojný v zemské kůře (váhově 30 ppm), řekách (3 ppm) i v oceánech (0,18 ppm). Jak už bylo zmíněno, má přírodní lithium dva stabilní izotopy (92,5% 7Li a 7,5% 6Li). Jedná se o stříbrošedý tažný kov, jde o kov nejlehčí. V nerostech se vyskytuje v malém množství jako příměs. Nejznámější minerály, které obsahují lithium jsou lepidolit, spodumen, či amblygonit. Vyskytují se v lithných pegmatitech. Zatím je jeho využití relativně malé. Přidává se do slitin hořčíku a hliníku (jsou velmi lehké a zároveň mechanicky odolné), používá se v keramice, perspektivní jsou lithiové baterie a akumulátory, využívá se v zařízeních pohlcujících oxid uhličitý na ponorkách a kosmických lodích, využívá se i v jaderné energetice a pochopitelně i pro výrobu termojaderných bomb. Hlavním producentem lithia je Chile, významnými jsou také Argentina Čína, Rusko a USA.
Výhodou je, že jak zdroje deuteria tak lithia jsou po zeměkouli rozmístěny velmi rovnoměrně a je jich dostatek. Z tohoto hlediska by neměl být pro využití termojaderné energie žádný problém. Navíc, kdyby se ve vzdálenější budoucnosti podařilo využívat termojaderné reaktory pracující při vyšších energiích a využívajících reakce deuteria s deuteriem, by se situace ještě zlepšila.
Na závěr ještě poznámka k možnému využití izotopu helia 3. Helium je velmi lehký inertní plyn. Proto se na Zemi vyskytuje jen ve velmi malém množství. Předpokládá se však, že by mohly být velké zásoby helia ukryté v měsíčním regolitu, kam by se dostávalo ze slunečního větru. Ovšem případné využití těchto zásob, které navíc ještě nejsou ověřené, je otázkou velmi vzdálené budoucnosti.
Na závěr už jen jednu poznámku. V článku jsem se pokusil o shrnutí stavu v oblasti dosažení řízené termojaderné fúze a jejího možného budoucího využití pro produkci elektrické energie. Nejsem odborníkem v této oblasti a omlouvám se kolegům i čtenářům za nepřesnosti a nemístná zjednodušení, která se v článku vyskytují. Bude fajn, jestli se i na Oslu objeví upřesnění a další informace z této oblasti. Pro vážné zájemce je pak určitě vhodnější zabrousit na primární zdroje, které mohou poskytnout daleko podrobnější a fundovanější informaci.
Fúze téměř studená
Autor: Jaroslav Kousal (28.04.2005)
Diskuze:
