Největší evropský tokamak JET (Joint European Tokamak), který se nachází v Culhamu nedaleko Oxfordu, ukončil po 40 letech úspěšnou činnost. Poslední výstřel na tomto zařízení proběhl 18. prosince 2023 měl číslo 105 929. Základní kámen při jeho budování byl položen v roce 1979. Šlo o evropský projekt a od počátku se na něm podílelo jedenáct států. V současné době byli do jeho činnosti zapojeni vědci z až 28 států. Využijme této události k přehledu o stavu cesty za fúzním reaktorem v oblasti magnetického udržení plazmatu, tedy úspěchů tokamaků a stellaratorů.

 

Nejdříve si však zopakujme základní principy cesty k dosažení fúze. Podrobně jsou principy realizace jaderné fúze na Zemi popsány v rozboru, který na oslovi vyšel před více než třemi roky. Připomeňme, že jako nejoptimálnější se jeví pro první fúzní elektrárny fúze tritia a deuteria, tedy dvou těžších izotopů vodíku. U ní stačí dosáhnout nižší teploty a pravděpodobnost těchto reakcí je vyšší. Později by se mohlo využívat i slučování dvou deuterií nebo deuteria a izotopu helia 3. Optimální teplota začíná pro fúzní reakce deuteria a tritia okolo 160 milionů stupňů, i když stačí dosáhnout i nižší teploty, v každém případě v řádu desítek milionů stupňů. Jde o teplotu, která je o řád vyšší, než se dosahuje v nitru Slunce. Abychom při fúzních reakcích získaly dostatek energie pro ohřev plazmatu, případě pro fungující termojadernou elektrárnu, musíme splnit tzv. Lawsonovo kritérium. Je potřeba pro danou teplotu dostat dostatečně vysokou hodnotu součinu hustoty plazmatu a doby jeho udržení.

 

Existují tři limitní hodnoty důležité pro cestu k termojaderné energetice. První je vědecké vyrovnání. Tehdy se výkon produkovaný ve fúzních reakcích vyrovná s výkonem potřebným na ohřev plazmatu.  Značnou část energie produkované ve fúzních reakcích odnáší neutrální neutrony ven z plazmatu a nemůže se využít k jeho ohřevu. Jen vzniklé ionty helia 4, které jsou nabité, zůstávají v plazmatu a mohou je ohřívat. Připomeňme, že ve fúzní reakci deuteria a tritia neutron odnáší 14,1 MeV energie a helium pouze 3,5 MeV. Druhá limitní hodnota je tak vyšší a označuje se jako zápalné vyrovnání. Musí zajistit, že pouze nabité produkty z fúzních reakcí dokáží zajistit ohřev plazmatu. Dochází při ní k vyrovnání absorbovaného a ztrátového výkonu. Třetí se nazývá inženýrským vyrovnáním a při něm pokrývá výkon produkovaný ve fúzních reakcích veškerou energii potřebou k chodu termojaderné elektrárny. Lawsonovo kritérium pro zápalné vyrovnání přesahuje 10²⁰ m^-3s.

V případě výzkumných tokamaků se většinou uvažuje Lawsonovo kritérium pro vědecké vyrovnání. Můžeme jej docílit dvěma způsoby. Buď pomocí magnetického pole udržíme relativně málo husté plazma (odpovídá hustotě řídkého plynu) relativně velmi dlouhou dobu. V tomto případě mluvíme o magnetickém udržení plazmatu. Druhou možností je extrémní stlačení plazmatu (odpovídá hustotě pevné látky), které stačí udržet velmi krátkou dobu. V tomto případě mluvíme o inerciálním udržení. U inerciálního udržení se podařil dramatický průlom před zhruba dvěma roky. Psali jsme o tom v několika článcích (zde, zde, zde a zde). Hlavně startupy zaměřené na fúzi se snaží využít metodiky, které kombinují magnetické a inerciální udržení, které jsme také nedávno probírali (zde a zde). Nyní se soustředíme na situaci a pokroky oblasti magnetického udržení plazmatu.

 

Magnetické udržení plazmatu

Existují dva typy magnetických pastí, které jsou v čele studia magnetického udržení plazmatu. Jde o tokamaky a stellaratory. Připomeňme, že v případě magnetického udržení můžeme studovat vznik a udržení plazmatu bez využití deuteria a tritia a průběhu fúzních reakcí. Stačí tak využívat lehký vodík, případně deuterium. Dokonce je výhodnější studium provádět bez fúzních reakcí, neprodukují se neutrony a v jejich reakcích ve stěnách vakuové nádoby radioaktivita. V případě inerciálního udržení je v testech nutné využívat směs paliva deuteria a tritia.

Existuje celá řada velkých tokamaků, několik z nich jsou velmi moderní, buď byly nově postaveny nebo rekonstruovány a vylepšeny. Tokamaky jsou jednodušší, využívají proud v plazmatu pro vytvoření části potřebného magnetického pole. Stellaratory mají systém elektromagnetů mnohem komplikovanější a teprve nyní se do provozu dostalo pár větších. Výpočetní a technologický pokrok pří projektování elektromagnetů znamená dramatický skok v jejich rozvoji a využití. Pokrok ve využití supravodivých magnetů však pomohl i rozvoji tokamaků, na které se podíváme nejdříve, Ty nejnovější využívají čistě supravodivé magnety.

 

Tokamaky a jejich rekordy

Od padesátých let byl tokamaků ve světě vybudován velký počet, a i v současné době jich je v provozu celá řada. Kromě těch moderních středních a velkých tokamaků pracuje značný počet starších a menších zařízení. Při cestě za termojadernými zdroji je třeba zkoumat celou řadu aspektů fúze a zajištění potřebných podmínek. Je třeba testovat různé typy zařízení, možností dosažení stability a čistoty plazmatu a způsoby tepelné ochrany různých částí uvnitř vakuové nádoby. Je také třeba testovat různé přístroje k měření parametrů plazmatu i potřebné metodiky. A je užitečné také mít tokamaky, které jsou k dispozici pro výchovu nové generace vědců a techniků.

Z tohoto ohledu je velice zajímavá historie jednoho zařízení, které nyní pracuje u nás na FJFI ČVUT v Praze. Tokamak TM1 byl zkonstruován v roce 1959 v Moskvě a do provozu uveden v roce 1960. V roce 1975 byl darován Ústavu fyziky plazmatu AV ČR. Zde byl vylepšen, byla například vyměněna vakuová nádoba. Jeho hlavní poloměr je 0,4 m a vedlejší 0,085 m, magnetická indukce je menší než 1,5 T a proud plazmatem 0,025 MA. V roce 1985 dostal nové jméno CASTOR (Czech Academy of Sciences TORus) a v Ústavu fyziky plazmatu AV ČR pracoval až do roku 2006, kdy byl přemístěn na FJFI ČVUT. Zde prošel další rekonstrukcí, dostal například ovládání, které umožňuje kontrolu a realizaci výstřelů přes internet odkudkoliv. Pod novým jménem GOLEM slouží studentům tady i v zahraničí k výuce i realizaci bakalářských i diplomových prací. Studenti na FJFI tak mají možnost pracovat na školních štěpných zařízeních, ale také na zařízení fúzním. Podrobnější článek o tokamaku GOLEM už na Oslovi byl.

 

Podívejme se nyní na některé klíčové tokamaky. Jedním z prvních supravodivých tokamaků bylo zařízení T-15, které začalo fungovat v roce 1988 v Ústavu Kurčatova v Moskvě. Bohužel se u něj nepodařilo splnit očekávání a výstřely měly délku pouze okolo sekundy. Fungoval až do roku 1995, kdy byl hlavně kvůli nedostatku financí odstaven. V roce 2010 se rozhodlo o jeho masivním přebudování a změně názvu na T-15MD. Toto prakticky úplně nové zařízení má hlavní poloměr 1,48 m a vedlejší poloměr 0,67 m, indukce magnetického toroidního pole je 2 T, proud v plazmatu 2 MA a dostupný výkon ohřevu plazmatu až 20 MW. Jeho fyzikální spuštění proběhlo v roce 2021. Jeho ladění trvalo až do března 2023. Dne 15. prosince 2023 se u něj podařilo realizovat výstřel s teplotou 40 milionů stupňů a o délce 2 s. Tato délka udržení je ruským rekordem. Předpokládá se dosáhnout délky udržení až 30 sekund. Zařízení je zapojeno do programu hledání optimálních parametrů pro tokamak ITER.

 

Francouzský tokamak WEST (W Environment in Steady-state Tokamak) ve francouzském Cadarache se původně jmenoval TORE Supra. Pod tímto názvem byl dlouhou dobu jediným tokamakem této velikosti se supravodivými toroidálními magnety. Přejmenování následovalo po rekonstrukci a vylepšení, které proběhlo v letech 2013 až 2016. Při této akci byl instalován divertor a stěna z wolframu. Od značky tohoto prvku je W na začátku nového názvu tokamaku. Divertor je místo, kam se magnetickým polem odvádí částice, které se ztratily. Je tak velmi silně tepelně namáhán. Stěny mají nyní aktivní chlazení. Hlavní poloměr tokamaku je 2,5 m a vedlejší 0,5 m, magnetická indukce 3,7 T, proud v plazmatu 1 MA a výkon tepelného ohřevu až 17 MW. Předpokládá se, že by mohl dosáhnout doby udržení plazmatu až 1000 s.

Jeho předchůdce TORE Supra byl v provozu mezi léty 1988 až 2010. Jeho cílem bylo zajištění co nejdelší doby udržení plazmatu. Jeho rekordní výstřel se podařil v roce 2003, kdy se plazma podařilo udržet šest a půl minuty (390 sekund). Celková energie ohřevu u tohoto výstřelu dosáhla hodnoty 1000 MJ, průměrný výkon ohřevu tak byl 2,6 MW.

Celá řada velkých moderních tokamaků funguje v asijských státech. Japonský tokamak JT-60 (Japan Torus) je v provozu od roku 1985. Jeho hlavní poloměr je 3,4 m, vedlejší 1 m, magnetická indukce toroidalního pole 4,2 T a proud v plazmatu až 5 MA. Podobně jako britský tokamak JET zpočátku nesplňoval hlavně kvůli problémům s turbulencemi a nestabilitou plazmatu očekávané parametry. K poznání těchto negativních vlivů tokamak velice přispěl. Pomohl tak k realizaci celé řady vylepšení.

Postupně se u něj realizovala vylepšení. Proběhly nejen výměny magnetů vytvářející poloidální pole a vakuové nádoby. Nový zdokonalený tokamak dostal název JT-60U a kvalita udržení plazmatu se velmi zlepšila. Tokamak začal pracovat v roce 1991 a od roku 1995 drží rekord v teplotě plazmatu, který je tak nyní 522 milionů stupňů. Připomeňme, že teplota plazmatu může být dvojího druhu, teplota iontů nebo teplota elektronů. Která z nich je vyšší a jak velký je rozdíl, závisí na způsobu ohřevu plazmatu. V daném případě šlo o teplotu iontů, teplota elektronů byla v tomto případě zhruba poloviční.

 

V roce 1997 proběhla rekonstrukce divertoru, která umožnila zlepšit čistotu plazmatu a zvýšit kvalitu odstraňování nečistot. Už v roce 2003 se zvýšila doba udržení plazmatu z 15 s na 65 s.

 

Jeho nástupce JT-60SA (SuperAdvanced), který byl vybudován na jeho místě, se začal instalovat v roce 2013. Spuštění provázelo zdržení způsobené zkratem při zprovozňování. Do provozu se tak dostal až v minulém roce 2023. Přestavba byla opravdu zásadní. Jde tak nyní o jeden z největších a nejmodernějších tokamaků. Výkon ohřevu může být až 41 MW. Jeho objem plazmatu je dokonce větší, než je tomu u tokamaku JET. Dosahuje hodnoty 135 m³, tedy šestina toho, jak to má být u tokamaku ITER. Zajímavostí je, že na práci na tomto tokamaku se podílí Evropská unie. A podílí se na ní i čeští fyzikové a studenti.

 

Velmi moderní, i když menší tokamak, vybudovala také Jižní Korea. Byl jedním z prvních, které měly všechny elektromagnety supravodivé. Tokamak KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) má hlavní poloměr 1,8 m a vedlejší 0,5 m, magnetická indukce toroidního pole je 3,5 T, proud v plazmatu je 2 MA a dosažitelný výkon ohřevu plazmatu 14 MW. Dokončen byl v roce 2007 a v červnu 2008 se realizovaly první výstřely. V prosinci 2016 se podařilo plazma s teplotou 50 milionů stupňů udržet 70 sekund, v roce 2017 se po takovou dobu podařilo udržet plazma s teplotou 70 milionů stupňů. V prosinci 2020 pak plazma dokonce o teplotě 100 milionů stupňů 20 sekund a v následujících letech i 30 sekund. Postupně by zařízení po vylepšeních zdrojů energie a divertoru (wolframové pokrytí stěn) mělo dosáhnout v roce 2026 dobu udržení plazmatu s touto teplotou až 300 sekund.

 

V Číně byl postaven tokamak EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak). Jednalo se o první tokamak, který využíval toroidní i poloidní magnety supravodivé. Jeho hlavní poloměr je 1,85 m, vedlejší 0,45 m, magnetická indukce 3,5 T a proud v plazmatu 1,0 MA. Maximální dostupný výkon ohřevu je 7,5 MW. Do provozu se dostal v roce 2006. Již v roce 2011 dosáhl plazmatu s teplotou 50 milionů stupňů a udržel je 30 sekund. Mezi roky 2011 až 2014 proběhlo jeho vylepšování. V únoru 2016 udržel plazma s teplotou 50 milionů stupňů a hustotou 2,4∙10¹⁹ iontů/m³ celých 102 sekund. V roce 2021 pak udržel plazma s teplotou elektronů 120 milionů stupňů 101 sekund. V prosinci 2021 se mu podařilo udržet plazma nižších parametrů až 1056 sekund a v dubnu 2023 pak plazma s lepšími parametry 403 sekund.

V roce 2020 se v Číně dostal do provozu nový tokamak HL-2M v Čcheng-tu (Chengdu). Ten je zásadní rekonstrukcí a vylepšením tokamaku HL-2A, který zde pracoval od roku 2002. Jeho hlavní poloměr je 1,78 m, vedlejší 0,65 m, magnetická indukce 2,2 T a proud v plazmatu 3 MA. Čína věnuje výzkumu fúze velmi velké úsilí.

 

Německo vycouvalo z využívání štěpné jaderné energetiky. Aby úplně nepřišlo o znalosti jaderných technologií, snaží se intenzivně zapojit do výzkumu v oblasti termojaderné fúze. Zařízení ASDEX Upgrade (Axially Symmetric Divertor Experiment) je německý tokamak a druhé největší fúzní zařízení v Německu, prvním je stellarator Wendelstein X-7, kterému se budeme věnovat za chvíli. Ten začal pracovat v roce 1991 jako nástupce tokamaku ASDEX, který fungoval v letech 1980 až 1991. Jeho hlavní poloměr je 1,65 m a vedlejší 0,5 – 0,8 m, maximální magnetická indukce 3,1 T a maximální proud v něm 1,6 MA. Celkovou hmotnost je 800 t a objem plazmatu 13 m³. Využívají se tři typy ohřevu: ohmický ohřev, injekce neutrálních částic a iontová cyklotronová frekvence.

 

Celkově se dosahuje maximálního výkonu ohřevu 27 MW. Základním vylepšením je instalace první vnitřní stěny vakuové nádoby tokamaku celé z wolframu. Wolfram má velmi vysoký bod tání přes 3000ᵒC. Může tak vydržet i extrémní tepelný výkon. Testy vlastností wolframové vnitřní stěny, například jak ovlivňuje vakuum v nádobě při různých režimech práce tokamaku, je velmi důležité. Wolfram je kromě beryllia a grafitu dalším perspektivním materiálem pro tuto úlohu.

 

Na závěr zmiňme tokamak COMPASS, který pracoval v Ústavu fyziky plazmatu AV ČR. Ten se k nám dostal z Velké Británie a jeho výhodou bylo, že byl podobný tokamaku ITER. V současné době se pracuje na novém větším tokamaku COMPAS Upgrade. Hlavní poloměr je 0,9 m a vedlejší 0,27 m, magnetická indukce je 5 T, proud v plazmatu je 2 MA, v první fázi by měl být výkon ohřevu až 5 MW, v druhé pak až 18 MW. Přidá se tak k moderním tokamakům, které vytvářejí zázemí pro projekt ITER.

 

Plazma s deuteriem a tritiem

Jen velmi málo z tokamaků reálně pracovalo se směsí deuteria a tritia a fúzními reakcemi. Je to dáno tím, že během fúzních reakcí vzniká intenzivní tok neutronů. Ty jsou neutrální a vyletují z plazmatu. Jejich reakce se stěnami vakuové nádoby produkují radioaktivní prvky. Dramaticky se tak komplikuje údržba zařízení.

 

První tokamak, který testoval provoz s deuteriem a tritiem byl americký TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor), který se do provozu dostal v roce 1982 v Princetonu. Byl postaven s cílem dosáhnout vědeckého vyrovnání. To se sice nepodařilo, ale tokamak realizoval řadu rekordů. Jeho hlavní poloměr je 2,5 m, vedlejší 0,87 m, magnetické pole 6 T, v plazmatu vytváří proud 3 MA a dostupný výkon ohřevu v maximu 51 MW. Hlavně byl prvním, který intenzivně studoval využití paliva v poměru půl na půl tritia a deuteria. Poprvé se podařilo uvolnit 10 MJ energie ve fúzních reakcích.

V roce 1986 dosáhl TFTR teploty plazmatu 200 milionů stupňů, v té době to byla ta nejvyšší zatím dosažená. Tato teplota je více než dostatečná pro dosažení vědeckého vyrovnání, ale potřebujeme dosáhnout dostatečného součinu hustoty a doby udržení plazmatu. To se bohužel nepodařilo. Problémem byly turbulence a nestability v plazmatu, jejichž poznání tento tokamak dramaticky posunul. V prosinci 1993 začal testovat režim s fúzním palivem, deuteriem a tritiem. V roce 1994 se mu pak podařilo ve zmíněném rekordním výstřelu vyprodukovat 10,7 MJ energie ve fúzní reakci.

V roce 1995 se mu podařilo dosáhnout teploty plazmatu 510 milionů stupňů. O rok později jeho rekord překonal zmíněný tokamak JT-60. Tokamak pracoval do roku 1997.

 

Nejširší výzkum fúzních reakcí proběhl na zmíněném tokamaku JET (Joint European Torus). Je třeba zdůraznit, že tento tokamak má hlavně svou velikostí nejblíže k tokamaku ITER. A u fúzních zařízení je velikost klíčová. Dostatečný objem plazmatu umožňuje omezit tepelné i jiné ztráty plazmatu. Hlavní poloměr tokamaku JET je 2,96 m, vedlejší 0,96 m, magnetická indukce 4 T, proud v plazmatu 7 MA. První výstřel a začátek experimentování se realizovaly 25. června 1983.

Proběhly zde tři kampaně s využíváním deuteria a tritia. První DTE1 v roce 1997, další DTE2 pak v roce 2021 a poslední DTE3 v roce 2023. Při první kampani experimentování s palivem se podařilo dosáhnout energie uvolněné z fúze okolo 16 MJ při energie ohřevu zhruba 24 MJ, to vedlo k tomu, že poměr mezi produkovanou fúzní energií a energií ohřevu byl 0,67.

 

V dalších kampaních se cílilo hlavně na zlepšení stability plazmatu i výkonu ohřevu a tím i fúzního výkonu během výstřelu. To nakonec umožňovalo zvyšování celkové energie produkované ve fúzních reakcích. Během kampaně DTE2 se nakonec podařilo vyprodukovat ve fúzních reakcích až 59 MJ. Zároveň se podařilo dosáhnout velmi stabilního průběhu výstřelu, viz obrázek.

 

Poslední kampaň DTE3 byla v roce 2023. Při ní se opět podařilo parametry výstřelu zlepšit. Při výstřelu, který proběhl 3. října 2023 a měl číslo 104 522 se podařilo dosáhnout dalšího rekordu. Využilo se 0,2 mg paliva z deuteria a tritia a ve fúzních reakcích se celkově vyprodukovalo 69 MJ

Hlavním úkolem využívání tokamaku JET nebyly rekordy, ale práce na hledání cest pro optimalizaci vlastností centrálních oblastí plazmatu, stabilizace jeho okrajových částí a minimalizace úniků částic z plazmatu. Stejně tak se studovala interakce plazmatu s různými částmi zařízení a testy a optimalizace využívaných materiálů. Získané poznatky jsou totiž velice dobře přenosné na zařízení ITER. Poslední výstřel této kampaně, psali jsme o něm v úvodu článku, se realizoval 18. prosince 2023 a měl číslo 105 929. Zároveň se stal posledním výstřelem na tomto zařízení.

 

Stellaratory a jejich rekordy

Stellarator oproti tokamaku neindukuje elektrický proud, který generuje magnetické pole. To vede k tomu, že má velmi složitou strukturu a tvar magnetické pole generovaného elektromagnety a tím i tvar těchto magnetů. Teprve dokonalé počítačové simulace a příprava projektů magnetů založena na nich umožnila dramatický skok v konstrukci těchto zařízení. Jejich výhodou oproti v principu pulsním tokamakům je vyšší stabilita a možnost doby udržení plazmatu až desítky minut. To však pouze v případě dokonalého tvaru magnetického pole.

Těchto zařízení je velmi omezený počet. Zajímavým přístrojem je HSX (Helically Symmetric eXperiment). Jde o stelarrator optimalizovaný na kvazihelikální (kvazispirální) symetrii magnetických polí, které se využívají pro udržení plazmatu. Do provozu se dostal v roce 2001 na Madisonské Universitě ve Wisconsinu v USA. Magnetická indukce využívaného magnetického pole dosahuje až 1 T. Hustota jeho plazmatu byla omezena frekvencí (28 GHz) jeho elektronového ohřevu s výkonem 100 kW na hodnotu 1∙10¹⁹ iontů/m³. Po nedávném vylepšení, které umožňuje využívat pro ohřev gyrotron se stejným výkonem, by se mohla hustota až ztrojnásobit. Teplota se dosahuje 3 keV, což odpovídá teplotě 34,8 milionů kelvinů.

 

Po současných vylepšení pokračuje snaha o testování a optimalizace magnetických polí při snaze co nejvíce potlačit turbulence a fluktuace v plazmatu. Ukazuje se, že je zařízení v řadě případů velmi citlivé i na velmi malé změny.

Vrcholem v této oblasti je nedávno spuštěný německý stellarator Wendelstein 7-X v Ústavu fyziky plazmatu Maxe Plancka v německém Greifsfaldu. Projekt se začal budovat v roce 1994 a dokončen byl v roce 2015. Jde o jediný stellarator, který je plně postaven na supravodivých magnetech. V prvním období experimentování se mu podařilo dosáhnout teploty 20 milionů Kelvínů a po 100 s udržel hustotu 2∙10²⁰ iontů/m³.

Po více než tříleté odstávce a vylepšení se vypravil v minulém roce na cestu k době udržení plazmatu až 30 minut. Při rekonstrukci byl vybaven vodním chlazením prvků stěn a vylepšeným systémem ohřevu plazmatu. Novým chlazením se efektivně snižovala teplota na divertoru, což je tepelně nejvíce namáhaná část vakuové nádoby. Tam dopadají částice z okraje plazmatu. Zde také vývěvy odstraňují neutrální atomy vzniklé deionizací a další nečistoty. Plazma se tak čistí. Nejen divertor dostal i nové opláštění. Nové dlaždice divertoru mohou vydržet i teplotu 1200ᵒC. Díky chlazení se ale pracovní teplota udržuje okolo 600ᵒC.

 

Velmi důležité je, aby spoje mezi dlaždicemi byly co nejhladší a co nejméně znatelné. Zároveň musí sledovat co nejlépe oblý tvar divertoru. Ostré hrany se totiž extrémně ohřívají. Dlaždice jsou uhlíkové a podobné dlaždicím, které chránily raketoplán při návratu do atmosféry. Systém by měl vydržet tepelné výkony 10 MW/m².

 

Do provozu byl znovu uveden na podzim roku 2022. Dne15. 2. 2023 výboj s energií dodanou do ohřevu plazmatu 1,3 GJ a dobou trvání 480 s, tedy 8 minut, výkon ohřevu tak byl 2,7 MW. I výkon ohřevu tak překročil značně předchozí rekordy. Už to překročilo rekord tokamaku TORE Supra, ale stále je velmi velký prostor pro zlepšení. Nyní se tak pracuje na udržení plazmatu až 30 minut a energii ohřevu 18 GJ.

 

Shrnutí dosažených rekordů

Jak už bylo zmíněno, v případě tokamaků a stellaratorů velikost rozhoduje. Čím je větší objem plazmatu, tím více se zlepšuje tepelná izolace, a tím i doba udržení plazmatu. Dalším kritickým prvkem je intenzita magnetického pole, tedy velikost magnetické indukce, a také kvalita magnetů a jimi vytvářeného magnetického pole. V současnosti začala hlavně v Asii pracovat celá řada tokamaků střední i větší velikosti, které mají všechny magnety supravodivé a magnetickou indukci toroidálního pole 3 T a více. Zároveň se vypilováním nastavení bojuje s vlivem turbulencí a efektivněji se daří odstraňovat nečistoty z plazmatu. Standardně se tak dosahuje iontových teplot 100 milionů stupňů a více, což je oblast optimální pro fúzní reakci deuteria a tritia. Rekordní doby udržení jsou v řádu desítek až stovek sekund. A zlepšuje se i hustota plazmatu, která se blíží řádu 10²⁰ iontů/m³.

 

Je však třeba zdůraznit, že popsané rekordy u teploty i hodně přes zmíněných 100 milionů stupňů jsou dosahovány pro kratší doby udržení a nižší hustoty plazmatu. Naopak rekordní hodnoty doby udržení mají spíše nižší hodnoty teploty a hustoty plazmatu. Nejvyšší dosažené hustoty plazmatu pak vedou spíše k nižším hodnotám teploty a doby udržení. Jsou pak také rekordy v součinu doby udržení a hustoty plazmatu při dostatečně vysoké teplotě. Zde se na těch nejmodernějších, jako jsou KSTAR, JT-60SA a EAST, v principu daří dosahovat podmínek, které by v případě, že by se využívalo plazma složené z deuteria a tritia, vedlo k dosažení vědeckého vyrovnání. Je však třeba zdůraznit, že tyto tokamaky nejsou konstruované tak, aby práci s tímto palivem umožňovaly. Využití komplikovanějšího složení plazmatu a existence fúzních reakcí s produkcí helia pochopitelně vede k řadě výzev pro udržení kvality plazmatu, což může znesnadnit cestu ke splnění Lawsonova kritéria.

 

Novinky z výstavby tokamaku ITER

V každém případě jsou tyto tokamaky extrémně důležitým zdrojem informací pro budovaný tokamak ITER. Na základě jejich výsledků lze s jistotou tvrdit, že ITER dosáhne vědeckého vyrovnání. Budování tohoto průlomového tokamaku už velmi pokročilo. Připomeňme jeho parametry. Jeho hlavní poloměr je 6,2 m a vedlejší 2 m, magnetická indukce je 5,3 T, proud v plazmatu bude 15 MA. Cílem tohoto tokamaku je dosáhnout situace, kdy je dominantní část ohřevu zajištěna z fúzních reakcí. Měl by celkově ve fúzních reakcích produkovat výkon 500 MW a jeho výkon zajišťující ohřev má být 50 MW. Poměr mezi fúzním výkonem a výkonem ohřevu je 10.

 

Měl by být přechodem mezi současnými menšími výzkumnými tokamaky a demonstrační termojadernou elektrárnou. Projekt prototypu termojaderné elektrárny využije poznatky získané pomocí tokamaku ITER. Z tohoto hlediska je důležité, že se zde bude také testovat produkce tritia reakcemi neutronů s lithiem. Velmi důležitým úkolem je i demonstrace radiační bezpečnosti. Jedná se totiž o první tokamak, který bude jaderným zařízením a bude se tak u něj posuzovat jaderná bezpečnost. V případě intenzivní realizace fúzních reakcí se budou produkovat velmi intenzivní toky neutronů. Stěny vakuové nádoby tak budou namáhány extrémně nejen tepelně, ale také radiačně.

Neutronové toky budou ještě daleko intenzivnější, než je tomu u štěpných reaktorů.

Při štěpné reakci se uvolňuje energie zhruba 200 MeV a 2 – 3 neutrony, při fúzní reakci pak 17,6 MeV a jeden neutron. Pro získání energie 200 MeV se ve fúzi uvolní více než 11 neutronů. Nádoba tak bude trpět neutronovým poškozením i produkcí radioaktivity. A to v takovém měřítku, se kterým se s tím setkáme poprvé a představuje to tak velkou výzvu.

 

Důkladná kontrola radiační i environmentální bezpečnosti v praxi a prokázání bezpečnosti fúzního jaderného zařízení je i důvodem, proč nejméně deset let bude ITER pracovat pouze s plazmatem z lehkého vodíku nebo deuteria. Teprve poté začne využívat směs deuteria a tritia.

Zatím se pořád předpokládá spuštění tokamaku ITER v roce 2025 a zahájení práce s deuteriem a tritiem v roce 2035. Tyto termíny však byly stanoveny ještě před epidemií COVID-19. Ta přispěla ke zdržení vlivem nemožnosti příjezdu odborníku i dopravy komponent. K dalším zpožděním přispěl objev defektů v tepelném štítu a vakuové nádobě. Ty byly nalezeny na podzim roku 2022 na sektoru vakuové nádoby, který byl již instalovaný. Sestavování vakuové nádoby bylo pozastaveno. Musela tak být provedena demontáž a teprve po příslušných opravách bude možné opět přistoupit k montáži. V květnu 2022 navíc zemřel generální ředitel zařízení ITER Bernard Bigot, kterého nahradil Pietro Barabaschi. Důležitým členem projektu a dodavatelem komponent je navíc Rusko, výstavbu tak ovlivní i dopady ruské invaze na Ukrajinu a následných sankcí.

Zmíněnými defekty byly korozivní trhliny na svarech chladícího potrubí. Objevily se také odchylky ve tvaru, které také musí být opraveny. Zkontrolováno a opraveno musí být všech devět sektorů vakuové nádoby. Teprve pak se začne s instalací a spojováním sektorů znovu. V létě tohoto roku by pak měl být uveřejněn revidovaný plán postupu prací a termín dokončení tokamaku a jeho spuštění.

##seznam_reklama##

 

Závěr

Nedávno se dokončilo nebo se na jejich dokončení pracuje několik velice moderních větších tokamaků a také nejmodernější stellarator. Jejich výsledky a řada rekordů jasně ukazují, že tokamak ITER vědeckého vyrovnání dosáhne. Zároveň umožňují fixovat a upřesňovat všechny parametry budované tokamaku ITER. Ten by se měl již v nejbližších letech dokončit a uvést do provozu. Bude znamenat zásadní zlom v naší cestě za termojadernou elektrárnou. Velmi významná je synergie společného využívání velkého tokamaku ITER a celé řady menších zařízení. Při projektování a popisu jejich fungování se intenzivně využívají i neuronové sítě a umělá inteligence. Je tak možné testovat celou řadu konfigurací a nastavení magnetického pole, průběhu ohřevu plazmatu různými metodami, přístrojů a metod pro měření vlastností plazmatu a použitelných materiálů. Pracuje se i na dalších tokamacích, u nás se například buduje tokamak COMPASS-Upgrade. Čína plánuje v nejbližších letech začít budovat velký tokamak, který by navazoval na ITER a vytvořil most mezi tímto tokamakem a projektem DEMO. Jeho označení je CFETR (China Fusion Engineering Test Reactor) a měl by mít výkon z fúze dvojnásobný oproti zařízení ITER. Je tak vidět, že se i v dalších letech můžeme těšit na zajímavé události i rekordy v oblasti vědeckého technologického výzkumu termojaderné fúze. I když je třeba zdůraznit, že ke komerčním jaderným elektrárnám je to ještě několik desetiletí. Tedy pokud nedojde k nečekanému technologickému průlomu.

 

---

 

Nakonec si zde dovolím umístit velice pěknou přednášku o termojaderné fúzi přednesenou kamarádem Honzou Mlynářem. Ten o termojaderné fúzi věděl neskonale více než já, ale bohužel nás před nedávnem po dlouhém boji s nemocí opustil. Měl jsem tu čest s ním učit i spolupracovat. Nejen tato jeho přednáška patří do zlatého fond našeho internetu a je tou nejlepší vzpomínkou na něj:

Video: doc. Mlynář: Termojaderná fúze: principy, problémy a novinky

 

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