Týdeník věnovaný aktualitám a novinkám z fyziky a astronomie.
Vydavatel: AGA (Aldebaran Group for Astrophysics)
Číslo 39 – vyšlo 29. září, ročník 1 (2003)
© Copyright Aldebaran Group for Astrophysics
Publikování nebo šíření obsahu je zakázáno.
ISSN: 1214-1674,
Email: bulletin@aldebaran.cz

ITER – TOKAMAK nové generace

Martin Smetana

Projekt ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) je a zároveň také bude, protože ještě není realizován, výsledkem spolupráce zejména EU, Japonska, Ruska, Kanady a USA. Spojené Státy sice v roce 1999 od projektu odstoupily, ale 5.2.2003 se k němu opět připojily, což dává projektu celkem slibné vyhlídky do budoucna.

Tento TOKAMAK (TOroidnaja KAmera a MAgnetnyje Katuški) by měl být první svého druhu, který vyprodukuje více energie než spotřebuje na rozpoutání termonukleární reakce. Jedná se vlastně o prototyp termonukleárního (fúzního) reaktoru, který by měl odpovědět na rozmanité otázky kolem termonukleární fúze a umožnit tak stavbu skutečné termonukleární elektrárny (viz Bulletin č.18).

Princip TOKAMAKu

Jedná se v podstatě o obrovský transformátor, jehož sekundární cívka mající pouze jeden závit má tvar toroidní trubice. Plazma tvořené deuteriem a tritiem (izotopy vodíku) se nachází právě uvnitř této trubice, ve které je jinak vakuum. Elektrický proud procházející primárním vinutím transformátoru indukuje elektromotorické napětí v sekundárním obvodu (toroidu). V plynu D+T vznikne výboj, plyn se ionizuje a indukovaný proud jej zahřívá na velmi vysokou teplotu (přibližně 100 milionů °C). Magnetické pole tohoto proudu udrží vzniklé plazma v ose toroidu, takže se stěn toroidu nedotýká. Díky magnetickému poli, které udržuje plazma v dostatečné vzdálenosti od stěn, se sníží tepelné zatížení stěn komory na technologicky zvládnutelnou hodnotu (předpokládá se teplotní zatížení stěn kolem 1000°C).

TOKAMAK

Principiální schéma TOKAMAKu

TOKAMAK pracuje v pulzním režimu. Do vyčerpané prstencové vakuové nádoby se napustí plyn s hustotou částic (10¹⁸÷10²¹) m⁻³. Proudem tisíců až miliónů ampérů se plyn zahřeje na teplotu kolem (1÷2) keV. K dosažení potřebné teploty okolo 10 keV se používá ještě doplňkový ohřev: například ohřev absorpcí elektromagnetické iontově-cyklotronové vlny ionty, ohřev cyklotronní elektronovou rezonancí, vstřikováním neutrálních částic (také pro dodání paliva), ohřev parametrickými vlnami (s využitím intenzivních mikrovlnných nebo infračervených laserových svazků).

Projekt ITER

Jak již bylo řečeno, jedná se v podstatě o TOKAMAK a to úctyhodných rozměrů - prstenec (toroid) má vnější celkový průměr přibližně 20 m a výšku 15 m. Na následujícím obrázku je řez celým reaktorem ITERu. Pro hrubou představu o velikosti tohoto reaktoru je v pravé dolní části obrázku postavička člověka.

ITER

Řez TOKAMAKem ITER

ITER obsahuje soustavu obřích supravodivých elektromagnetů chlazených tekutým heliem. Celá soustava obsahuje celkem 18 cívek toroidálního pole (TF) o rozměrech 14×9 m z nichž každá váží 290 t. Dále je použito 6 cívek poloidálního pole (PF) a jeden centrální solenoid (CS), který váží 840 t, má 4 m v průměru a je 12 m vysoký. Materiál použitý pro hlavní supravodivé cívky (TF, CS) je Nb₃Sn (magnetické pole maximálně 12 T) a pro pomocné cívky (PF a další) je z finančních důvodů použit NbTi (magnetické pole maximálně 6 T).

Další podstatnou součástí prstence, ve kterém probíhá termonukleární reakce, je tzv. divertor, což je zařízení na dně prstence, které slouží k odčerpávání nabitých částic vznikajících při reakci. Jedná se zejména o helium a nečistoty způsobené interakcí částic plazmatu se stěnami reaktoru.

Proces termonukleární fúze

Tento proces je možné rozdělit do celkem čtyřech kroků. Nejprve do prstence umístíme několik gramů paliva (D+T). Toto palivo následně zahřejeme na teplotu kolem 100 miliónů °C. Díky vysoké teplotě se dostanou atomy vodíku k sobě na dostatečně malou vzdálenost a sloučí se na helium se čtyřmi nukleony. Hlavní část energie vzniklé touto reakcí je odnášena přebytečnými neutrony, které nejsou zachycovány magnetickou pastí. Vysokoenergetické neutrony jsou zachycovány až obálkou reaktoru, která je tvořena vodou chlazenými štíty s velkým obsahem beryllia.

Jako součást obálky reaktoru by bylo možné použít také lithium 6. Na rozdíl od beryliových štítů s vodním chlazením, které slouží "pouze" jako ochrana okolí před deštěm životu nebezpečných neutronů a k odvodu tepla, by měla lithiová obálka ještě jednu velmi důležitou funkci. Lithium se totiž pod dopadem neutronů mění na tritium a díky tomu by bylo možné přímo získat tu část paliva, která se v přírodě volně téměř nevyskytuje.

Porovnání parametrů ITERu s ostatními TOKAMAKy

Parametry	Tore Supra	JET	ITER
Poloměr prstence plazmatu [m]	2.25	3	6.21
Poloměr plazmatu [m]	0.7	1.25	2.0
Objem plazmatu [m³]	25	155	837
Proud v plazmatu [MA]	1.7	5-7	15
Magnetické pole [T]	4.5	3.4	5.3
Délka pulsů [s]	~ 100	10	> 300
Typ plazmatu	D-D	D-D / D-T	D-T
Termonukleární výkon (Pth)	~ kW	50 kW / 10 MW	500 MW
Q = Pth / spotřeba energie	~ 0	~ 1	> 10
Energie neutronů na okraji plazmatu	~ 10 W/m²	60 kW/m²	0.57 MW/m²

Kde bude ITER postaven?

Zatím není o místě výstavby ITERu ještě rozhodnuto. Uvažuje se celkem o čtyřech možnostech - Cadarache (Francie), Clarington (Kanada), Rokkasho-mura (Japonsko) a Vandellos (Španělsko). Na konci tohoto článku najdete odkazy na informace o vypracovaných projektech v těchto lokalitách.

Jaký je časový plán ITERu?

Časový plán projektu ITER

Fáze návrhu byla dokončena v červenci 2001 vydáním detailní zprávy o projektu a konstrukci ITERu. Vyjednávání o výběru místa pro stavbu by mělo být uzavřeno na přelomu roku 2003/2004. Předpokládaná doba výstavby je 8 až 10 let, přičemž začít stavět by se podle původního plánu mělo v roce 2005. Plný provoz ITERu by měl být zahájen zhruba 20 let od začátku stavby tj. v roce 2020.

Máme na Zemi dostatek paliva?

Pokud budeme uvažovat energeticky nejvýhodnější reakci D-T, jsme omezeni zejména dostatkem lithia ze kterého je možné relativně snadno vyrábět tritium. Zásoby lithia v zemské kůře stačí na výrobu tritia minimálně na několik tisíc let. Pokud bychom v budoucnu zvládli obtížnější reakci D-D, tak v mořské vodě nalezneme zásoby deuteria i na miliardu let.

Proč vůbec termonukleární fúze?

Slučování jader lehkých prvků na těžší je v podstatě jediným, dlouhodobě využitelným zdrojem energie s dostatečným výkonem pro uspokojení současných i budoucích energetických potřeb lidstva. Vzhledem k tomu, že zásoby paliv používaných v současné době vystačí pouze na několik málo stovek let, je nejvyšší čas začít se intenzivně věnovat výzkumu v oblasti termojaderné fúze. Finanční prostředky na výzkum nejsou malé, ale pokud by přišla energetická krize, byly by ztráty mnohanásobně vyšší.

• • •

Tento projekt byl podporován výzkumným programem No J04/98:212300017 ”Research of Energy Consumption Effectiveness and Quality” ČVUT v Praze, výzkumným programem INGO No LA 055 ”Research in Frame of the International Center on Dense Magnetized Plasmas” a výzkumným centrem ”Research Center of Laser Plasma” LN00A100 MŠMT ČR.

Odkazy