|Energetika
Tokamak

Jaderná fúze

Jaderná fúze je proces, při kterém se sloučí dva lehké atomy a vytvoří tak atom těžší.  Opačným procesem k jaderné fúzi (slučování jader) je jaderné štěpení, které využíváme v jaderných elektrárnách.

Proti slučování jader působí odpudivá elektrostatická síla, která zabraňuje jádrům s kladnými náboji přiblížit se natolik, aby se uplatnila silná interakce (přitažlivá jaderná síla), která by je sloučila dohromady.

K překonání odpudivých sil je proto zapotřebí dosáhnout extrémně vysokých teplot a tlaku. Takových, které panují např. v nitru hvězd. Právě tam totiž jaderná fúze probíhá zcela přirozeně. Při takto vysokých teplotách se hmota nachází ve čtvrtém skupenství – v plazmatu, kdy se molekuly plynů rozdělí na ionty.

Během termojaderné reakce se uvolňuje velké množství energie, kterou lze dále využít. A právě to je cílem fúzní elektrárny. Hlavní výhodou využití fúze v energetice je, že tato energie není téměř ničím omezená a k okolnímu prostředí je velmi šetrná. 

Jaderná fúze má navíc ze své podstaty vlastnosti, které vylučují nekontrolovaný rozběh reakce jako u štěpných reaktorů. Na rozdíl od štěpení totiž produkty fúze samy nevyvolávají další fúzní reakce a její průběh je podmíněn udržením extrémně vysoké teploty a hustoty plazmatu. V tokamaku je navíc v každém okamžiku v plazmatu pouze několik gramů paliva. Pokud dojde k narušení podmínek potřebných pro udržení fúze, plazma se velmi rychle ochladí a fúzní reakce jednoduše ustane.

 

Vytvořit a následně plně kontrolovat takové extrémní prostředí však není snadný úkol. Přesto již dnes na světě existují desítky experimentálních zařízení, ve kterých studium fúze probíhá.

V roce 2022 se poprvé podařilo dosáhnout tzv. energetického zisku (s využitím inerciálního udržení plazmatu) – samotná fúzní reakce uvolnila více energie, než kolik bylo dodáno do paliva. Prozatím však žádné zařízení nedokázalo vyrobit více energie, než kolik bylo spotřebováno při jeho celkovém provozu.

Palivo

V současnosti se jako nejperspektivnější palivo jeví směs deuteria a tritia. Deuterium je těžký izotop vodíku, který má 1 proton a 1 neutron. V přírodě tvoří deuterium asi 0,015 % všech atomů vodíku a lze ho získat relativně levně elektrolýzou z mořské vody.

Tritium je izotop vodíku, který má 1 proton a 2 neutrony. Je radioaktivní a jeho poločas rozpadu je 12,3 let. V přírodě se tudíž volně nenachází a bude třeba ho vyrábět. Jako nejvýhodnější se jeví získávání tritia z lithia.

Máme tedy k dispozici dostatečné množství relativně levného paliva. Zbývá "pouze" sloučit jádro deuteria a tritia za vzniku helia.

 

Teorie v pozadí

Coulombova bariéra 

Kladné náboje se podle Coulombova zákona odpuzují. Aby se dvě jádra mohla sloučit, musí překonat tzv. Coulombovu bariéru, tj. musí se přiblížit na vzdálenost cca 1 fm (femtometr) (10⁻¹⁵ m), kde začne dominovat silná jaderná interakce. Existence Coulombovy bariéry je zásadní, protože bez ní by se jádra slučovala neustále. 

Pro deuterium – tritiové palivo (D–T) je Coulombova bariéra nejnižší ze všech potenciálních paliv (asi 100 keV). Proto se na Zemi nejčastěji zkoumá právě D–T fúze.

Překonání Coulombovy bariéry je možné při extrémně vysokých teplotách (desítky až stovky milionů °C). Teplo dodané částicím zvýší jejich kinetickou energii, což jim umožní přiblížit se natolik, aby došlo jejich sloučení.

 

Lawsonovo kritérium 

Lawsonovo kritérium říká, za jakých podmínek lze z termojaderné fúze získat více energie, než kolik se do ní vložilo. Jde tedy o podmínku pro dosažení energetického zisku.

Lawsonovo kritérium stanovuje, že součin:

 

• hustoty plazmatu n [m^-3]
• teploty plazmatu T [keV]
• doba udržení energie t [s]

 

musí dosáhnout určité minimální hodnoty:

 

n _x T _x t ≥ určitá mez

 

Tato mez závisí na typu fúzní reakce. Z paliv uvažovaných pro fúzi má deuterium – tritiové palivo (D–T) tuto hodnotu nejnižší a je tedy nejsnazší této hodnoty dosáhnout.

Pro splnění Lawsonova kritéria musí plazma splnit tři požadavky: 

1. Musí mít dostatečnou teplotu, aby částice překonaly Coulombovu bariéru. 

1. Musí být dostatečně husté.
2. Musí být udržované dostatečně dlouho, aby se odehrála dostatečná frekvence srážek předtím, než plazma vychladne. 

 

Pokud tyto parametry nedosahují dostatečně vysokých hodnot, pak fúze sice probíhá, ale generuje méně energie, než kolik je potřeba na ohřev a udržení plazmatu. Teprve po dosažení dostatečných hodnot těchto parametrů lze dosáhnout energetického zisku. 

 

Z Lawsonova kritéria vyplývá důležitá závislost mezi dobou udržení energie a tlakem plazmatu (součin hustoty n a teploty T), která je znázorněna na obrázku níže. Z tohoto grafu vyplývají dva odlišné přístupy.

 

 

 

V prvním případě musí reakce proběhnout ve zlomcích sekundy, aby nedošlo ke kontaktu vzniklé plazmy se stěnami nádoby. Palivo musí být stlačeno na velmi vysokou hustotu (cca 1000x větší, než hustota vody). Tento přístup se nazývá inerciální udržení. 

Ve druhém případě postačuje tlak blízký atmosférickému, avšak doba udržení musí být delší než 5 sekund. Palivo je v bezpečné vzdálenosti od vnitřního povrchu zařízení drženo magnetickým polem.  Tento přístup se nazývá magnetické udržení. 

 

Přístupy k jaderné fúzi

Inerciální udržení

Inerciální udržení se snaží vytvořit podmínky, při kterých materiál nestihne expandovat dříve, než dojde k fúzní reakci.  

 

Povrch palivového terčíku (směs deuteria a tritia) se ohřeje laserovými nebo iontovými pulsy, což vede k nesmírně rychlému odpařování materiálu. Uvolňované horké plyny se odrážejí od dosud neodpařeného povrchu, na který tím působí reaktivní silou opačného směru. Podobný princip akce a reakce využívají například rakety při startu – spaliny jsou vysokou rychlostí vypuzovány směrem dolů a jejich opačná reakční síla pohání raketu vzhůru.

Na krátký okamžik je tak terčík vystaven ohromnému tlaku a stlačuje se až na tisíckrát větší hustotu. V případě inerciálního udržení musí reakce proběhnout ve zlomcích sekundy, aby nedošlo ke kontaktu vzniklé plazmy se stěnami nádoby.

 

 

Palivový terčík	Schéma primárního okruhu elektrárny s inerciálním udržením

 

Magnetické udržení

Magnetické udržení využívá různě orientovaná magnetická pole, která zajišťují, že se plazma nedotýká stěn a levituje ve vakuu. Tento způsob využívají např. tokamaky či stellátory.

 

Stellarátor

Stellarátor je zařízení vyvinuté Lymanem Spitzerem v roce 1950, které pomocí

speciálně navržených vnějších cívek vytváří magnetické pole, které usměrňuje dráhu plazmatu. Samotná komora reaktoru má tvar toroidu.

 

Od tokamaků se tento přístup liší tím, že pro udržení plazmatu není nutný proud protékající plazmatem. Hlavní výzvu však představuje konstrukce cívek.

 

Schéma stellarátoru	Schéma magnetických cívek a plazmatu ve stellarátoru

 

 

Tokamak 

 

Myšlenka tokamaku byla poprvé nastíněna v 50. letech Igorem Jevgeněvičem Tammem a Andrejem Sacharovem. 

 

Tokamak má dvě hlavní magnetická pole, která společně tvoří spirálovité magnetické linie uvnitř toru (tvar prstence). Tímto způsobem tokamak plazma stabilizuje a brání jeho úniku.

 

První tzv. toroidální pole vytváří měděná cívka navinutá do tvaru prstence.  Druhé tzv. poloidální pole, je generováno elektrickým proudem, který teče v plazmatu (plazma je vodivé). Tento proud vzniká díky transformátorovému efektu. Centrální cívka umístěná uvnitř tokamaku vytváří proměnné magnetické pole, které v plazmatu indukuje elektrické napětí a tím i elektrický proud. Plazma v tomto případě funguje podobně jako sekundární vinutí transformátoru a vzniklý proud vytváří magnetické pole, které pomáhá udržet plazma stabilní.

 

 

Základní schéma tokamaku	Schématický řez tokamakem

 

Cyklus v tokamaku

Při fúzi vznikají sloučením deuteria a tritia jádra helia (neboli α částice) s kladným nábojem. Ty jsou nositelem přibližně 20 % energie uvolněné při fúzi. Energie α částic je využita pro udržování dostatečně vysoké teploty plazmatu. 

Zbývající část uvolněné energie odnášejí neutrony, které díky svému neutrálnímu náboji unikají z magnetické pasti. Dostávají se do obalu torusu, kde část vstupuje do reakce s lithiem za vzniku tritia, větší část pak je v tomto obalu zbrzděna, přičemž se jejich kinetická energie mění na energii tepelnou. Toto teplo je pak využito pro pohon turbíny a následně přeměněno v elektrickou energii.

 

           Schéma fúzní elektrárny

 

 

 

 

Popis hlavních částí tokamaku 

 

Vakuová komora

 

Místem, kde probíhá samotný proces jaderné fúze, je vakuová komora. Jde o kovovou hermeticky uzavřenou nádobu ve tvaru toru (prstence). Jejím hlavním úkolem je vytvořit prostředí, kde lze udržet extrémně horké (stovky milionů °C) magneticky oddělené plazma od stěn komory. 

 

Komora je nejčastěji z nerezové oceli, která je uvnitř chráněna teplotně odolným materiálem (např. wolframem).  Konstrukce komory musí vydržet magnetické síly, tepelné zatížení i neutronové záření.

 

V komoře je vakuum s hodnotou asi 10⁻⁶ až 10⁻⁷ bar. Tím, že se minimalizují kolize s molekulami vzduchu, je plazma stabilnější a zvyšuje se účinnost ohřevu i stabilita magnetického oddělení plazmy od stěn komory. 

 

Mezi plazmatem a samotnou stěnou komory se nachází ještě další důležité vnitřní komponenty. Nejblíže stěně je tzv. blanket, který absorbuje neutrony a přeměňuje jejich energii na teplo. Dále je zde tzv. divertor, který odvádí nečistoty a teplo a následně i tzv. limiter, který utváří tvar plazmatu a zabraňuje jeho dotyku se stěnami komory. 

 

 

 

 

Magnetické cívky

 

 

Systém magnetických cívek v tokamaku má 3 úkoly, které ve výsledku zabraňují styku plazmatu se stěnou komory.

 

1. Vytvořit toroidální magnetické pole, které plazma ohýbá do uzavřeného prstence. 
2. Vytvořit poloidální pole pro stabilizaci plazmatu a tvarování průřezu prstence. 
3. Indukovat v plazmatu elektrický proud, který vytvoří „vnitřní“ magnetické pole, a navíc ohřívá plazma. 

 

 

Plazma uvnitř komory dosahuje takových teplot, že ho žádný materiál nemůže fyzicky udržet. Jedinou možností je tak „magnetické uvěznění“. 

 

 

• Toroidální cívky

 

Jsou umístěny kolem tokamaku. Vytvářejí magnetické pole, které silně působí na nabité částice plazmatu a tím je udržuje ve správné dráze. 

 

Tyto cívky patří k nejsilnějším elektromagnetům na světě. Například u tokamaku ITER dosahují 11 až 13 tesla (jednotka vyjadřující sílu magnetického pole). Jsou supravodivé, vyrobené z Nb₃Sn (niob-cín) a chlazené tekutým heliem na teplotu cca 4 K (asi −269 °C). Proud v každé cívce dosahuje desítek až stovek tisíc ampér. 

 

 

• Poloidální cívky

 

Jsou rozmístěny kolem vakuové komory (uvnitř i vně).

 

Slouží k tvarování plazmatu. Konkrétně stabilizují výšku plazmového sloupce a řídí tok plazmatu během výboje. Poloidální cívky jsou často supravodivé (ale ne vždy). Proud v cívkách dosahuje desítek až stovek tisíc ampér.

 

• Cívka centrálního solenoidu

 

Funguje jako obrovský transformátor, který indukuje plazmový proud (typicky několik milionů ampér). Ten ohřívá plazma (Jouleův ohřev) a vytváří další poloidální magnetické pole.

 

Celý systém se skládá z několika supravodivých „prstencových cívek“ umístěných nad sebou ve středu toroidu. Stejně jako toroidální cívky jsou i tyto cívky supravodivé, vyrobené z Nb₃Sn a chlazeny tekutým heliem na teplotu cca 4 K. Proudy v nich dosahují až několika milionů ampér.  

 

Pro jemné doladění polohy a tvaru plazmatu jsou zde pomocné magnetické okruhy tvořené stabilizačními, trimovacími a kompenzačními cívkami.

 

Ty jsou napájeny relativně malými proudy (desítky kA), které lze měnit v řádu několika milisekund. Jejich úkolem je zabránit nebezpečným nestabilitám.

 

 

Ohřev plazmatu

 

Aby mohlo probíhat slučování jader, musí se plazma v tokamaku ohřát na extrémně vysoké teploty, řádově stovky milionů stupňů Celsia.

 

Tokamak proto kombinuje ohřev indukcí, neutrálními paprsky a radiofrekvenčními vlnami, aby postupně zvýšil teplotu plazmatu až do bodu, kdy již může probíhat udržitelná fúze.

 

• Ohřev indukcí (Ohmický ohřev)

 

Protože je plazma vodivá, indukuje se v ní při změně magnetického pole elektrický proud, který ji ohřívá. To funguje dobře při nižších teplotách (několik milionů °C).  Při vyšších teplotách však odpor plazmatu klesá. Pro dosažení vyšších teplot tak tento způsob ohřevu nestačí.

 

 

• Ohřev neutrálními paprsky

 

Rychlé neutrální atomy (např. vodík nebo deuterium) se „vstříknou“ do plazmatu. Tyto atomy se ionizují a svou kinetickou energii přenesou na plazma, čímž ho ohřejí. Výhodné je, že tento ohřev dodá energii přímo do jádra plazmatu. 

 

 

• Radiofrekvenční ohřev

 

Používá elektromagnetické vlny o frekvencích, které rezonují s částicemi plazmatu a ohřívají je. Tímto způsobem je možné ohřívat plazma velmi lokálně a cíleně. 

 

• Ohřev pomocí fúzních reakcí

Jakmile plazma začne produkovat fúzní reakce, uvolněné alfa částice samy ohřívají plazma. Hlavním cílem tokamaku je vytvořit takové podmínky, aby se plazma stalo energeticky soběstačným a většinu tepla získávalo z vlastní fúzní reakce. 

 

Diagnostické systémy

 

Bez těchto systémů by bylo řízení tokamaku nemožné. Jsou kombinací optických, magnetických, radiometrických a interferometrických metod, které poskytují komplexní obraz o teplotě, hustotě, tvaru, stabilitě a výkonu plazmatu.

 

 

Současné projekty

 

Na světě již stojí několik desítek zařízení, ve kterých studium fúze probíhá. K těm nejznámějším patří:

 

JET

JET (Joint European Torus) byl dlouho největším tokamakem na světě a klíčovou evropskou „zkušebnou“ pro jadernou fúzi. Právě tento tokamak testoval postupy a technologie pro práci s palivem a zkoumal, jak se plazma chová v podmínkách podobným budoucím fúzním elektrárnám.

Tokamak JET v Anglii	Fúzní komora a horké plazma

 

ITER

Na zkušenosti tokamaku JET navazuje největší budovaný tokamak na světě ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). Jde o mezinárodní výzkumný projekt, o jehož výstavbě v jižní Francii bylo rozhodnuto už v roce 1985.

Tento experiment by měl vyzkoušet a předvést hlavní technologie nezbytné pro fúzní elektrárnu včetně supravodivých magnetů a plození tritia. Měl by také zkoumat dosud neznámou fyziku hořícího plazmatu při teplotách 150 milionů °C.

 

Podle návrhu má při 50 MW dodané energie do ohřevu plazmatu vytvořit 500 MW fúzního výkonu po dobu až 1000 s, čímž by se stal prvním tokamakem, který dosáhne energetického zisku. Celkový příkon celého zařízení (například pro chlazení supravodivých cívek a další systémy) je odhadován na 500 MW elektřiny.

 

K červenci 2026 montáž zařízení ITER významně pokročila – bylo dokončeno sestavení centrálního solenoidu a pokračuje montáž vakuové nádoby, která je již z větší části dokončena. Podle nového harmonogramu má být vědecký program zahájen v roce 2034 v již téměř dokončeném zařízení.

 

ITER – výzkumné centrum Cadarache	Supravodivý magnet

 

Česká republika má ve fúzním výzkumu vlastní tradici. V Ústavu fyziky plazmatu AV ČR v Praze byl od roku 2008 do roku 2021 v provozu tokamak COMPASS, původně provozovaný ve Velké Británii. Za dobu svého působení v Praze na něm vědci uskutečnili přibližně 21 000 experimentálních výbojů. Výsledky výzkumu přispěly mimo jiné ke zpřesnění modelů pro projekt ITER a ke studiu problémů souvisejících s poruchami a odvodem tepla z plazmatu.

Po ukončení provozu COMPASS začal v Praze vznikat jeho nástupce COMPASS-U. Jde o nový tokamak s vysokým magnetickým polem až 5 T, který má umožnit studium klíčových problémů souvisejících s odvodem tepla, stabilitou a udržením plazmatu a dále tak přispívat k vývoji budoucích fúzních zařízení včetně projektu ITER.