Martin Smetana: ITER - TOKAMAK nové generace
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).
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.
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?
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
|
