Tokamak

Z Wikipedie, otevřené encyklopedie
Skočit na: Navigace, Hledání
Tokamak
Vnitřek tokamaku
schéma tokamaku

Tokamak je zařízení, vytvářející toroidální magnetické pole, používané jako magnetická nádoba pro uchovávání vysokoteplotního plazmatu. Slovo pochází z ruštiny, kde Токамак je zkratkou popisu тороидальная камера с магнитными катушками" (toroidní komora v magnetických cívkách). Myšlenka tokamaku se zrodila v 50. letech Igorem Jevgeněvičem Tammem a Andrejem Sacharovem. Dnes se tokamaky považují za jednu z nejnadějnějších cest k realizaci kontrolované jaderné fúze.

Úvod do termojaderné fúze[editovat | editovat zdroj]

Termojaderná fúze je proces, při kterém se slučují lehčí jádra, vznikají jádra těžší a uvolňuje se energie. K jejímu dosažení je nutné, aby se reagující jádra přiblížila vzájemně natolik, že převládne jaderná síla přitažlivá nad elektrickou silou odpudivou. Aby částice překonaly odpudivou Coulombickou bariéru (tedy aby se dostaly dostatečně blízko k sobě a převládly přitažlivé jaderné síly), musí se vzájemně srážet s velkou rychlostí. Nejefektivnějším způsobem jak toho dosáhnout, je ohřátí paliva na velmi vysokou teplotu. V pozemských podmínkách je z hlediska energetického využití nejvhodnější reakce deuteria a tritia (těžký a supertěžký izotop vodíku). Při této reakci vzniká helium a neutron. Výše zmíněná reakce je nejvhodnější zejména z důvodu nejnižší potřebné "zápalné" teploty ze všech fúzních reakcí. Jedná se o teplotu "pouze" 100 až 200 miliónů K. První podmínkou zvládnutí řízené termojaderné fúze je dosažení této teploty. Jakýkoliv materiál je při takto vysoké teplotě ve stavu plazmatu. Z toho vyplývá druhá podmínka pro úspěšné zvládnutí řízené termojaderné fúze - zabránit dotyku horkého plazmatu a stěny komory.

Princip tokamaku[editovat | editovat zdroj]

Tokamak je zařízení, které zabraňuje dotyku plazmatu a stěny komory pomocí magnetického pole. Jeho základní částí je vakuová reakční komora ve tvaru prstence, která je obklopena cívkami toroidálního magnetického pole (na obrázku schéma tokamaku modře). Tyto cívky vytvoří v komoře velmi silné magnetické pole (několik T), které udržuje plazma. Prstencová komora tokamaku je sekundárním závitem transformátoru, který v komoře generuje proud v toroidálním směru (na velkých zařízeních až několik MA). Tento proud vytváří kolem sebe poloidální magnetické pole. Pokud složíme magnetické pole toroidální a poloidální, dostáváme výslednou konfiguraci magnetického pole ve tvaru šroubovice (spodní schéma na obrázku schéma tokamaku). Siločáry takto vytvářeného magnetického pole se do sebe uzavírají v reakční komoře. Připomeňme, že se elektricky nabitá částice pohybuje podél magnetické siločáry. Právě proto by měly částice plazmatu zůstávat v komoře izolované od stěny. Různé nestability a difúze částic napříč magnetickým polem výrazným způsobem zhoršují udržení plazmatu.

Ohřev plazmatu[editovat | editovat zdroj]

Plazma v tokamacích je ohříváno třemi základními způsoby - proudovým ohřevem, mikrovlnami a svazky neutrálních částic.

Proudový ohřev[editovat | editovat zdroj]

Vzhledem k tomu, že má plazma nenulový elektrický odpor, je ohříváno procházejícím elektrickým proudem. Protože elektrický odpor plazmatu s rostoucí teplotou klesá a vzhledem k existenci fyzikálního limitu omezujícího maximální možný proud plazmatem lze tímto způsobem dosáhnout teplot maximálně v řádu desítek miliónů K. Z tohoto důvodu je třeba použít ještě další metody ohřevu plazmatu.

Mikrovlnný ohřev[editovat | editovat zdroj]

Tento druh ohřevu spočívá v tom, že jsou do plazmatu vysílány mikrovlny o vhodné vlnové délce. Ty s plazmatem interagují a předávají mu svou energii, čímž ho ohřívají.

Ohřev neutrálními svazky[editovat | editovat zdroj]

Plazma je možné ohřívat také vstřikem urychlených neutrálních částic. Vzhledem k tomu, že neexistuje efektivní způsob urychlení neutrálních částic na požadovanou energii (až 1 MeV), musí být částice urychlovány jako nabité a před vletem do tokamaku musí být zpětně neutralizovány. Neutrální částice neinteragují s magnetickým polem tokamaku a proto se snadno dostanou až do středu komory tokamaku, kde jsou v důsledku srážek s částicemi plazmatu opět ionizovány, začnou se tedy pohybovat podél magnetické siločáry a svou energii předávají srážkami částicím plazmatu.

Současný stav fúzního výzkumu[editovat | editovat zdroj]

V 90. letech byla do plného provozu uvedena velká zařízení, tedy evropský tokamak JET a americký tokamak TFTR. Tyto tokamaky již dokázaly produkovat značné množství termojaderné energie. Např. JET produkoval fúzní výkon 16 MW po dobu 1 s. Jsou však stále příliš malé na to, aby vyráběly elektřinu ve velkém měřítku a navíc u obou těchto zařízení byla energie potřebná na vytvoření magnetického pole a ohřev plazmatu mnohem větší než vyprodukovaná fúzní energie. Nicméně i tak je z výsledků dosažených na těchto zařízeních zřejmé, že je z fyzikálního hlediska možné postavit fúzní elektrárnu právě na principu tokamaku. Otázkou zůstává, zda je lidstvo již na dostatečné technologické úrovni k tomu, aby tuto elektrárnu dokázalo spolehlivě provozovat. Jedná se o vývoj materiálů pro vnitřní stěnu vakuové komory, která se bude v průběhu výboje občas dostávat do kontaktu s horkým plazmatem a bude také silně ozářena fúzními neutrony. V reaktoru budou muset být cívky vytvářející magnetické pole supravodivé. Proto bude nutné vyvinout supravodivé systémy zatím nevídané velikosti. Demonstrátorem, který by měl skloubit všechny technologické a fyzikální požadavky na budoucí elektrárnu, bude právě budovaný tokamak ITER. Ten by měl být uveden do provozu v roce 2020. Pokud bude úspěšný, měla by být v roce 2040 až 2050 postavena první fúzní elektrárna.

Projekt ITER[editovat | editovat zdroj]

V polovině 80. let minulého století začínala myšlenka na stavbu budoucí elektrárny nabírat reálnější podobu. Zároveň se ale ukazovalo, že vývoj a stavba experimentálního zařízení, které by bylo schopné napodobit podmínky budoucího termojaderného reaktoru, nebude levnou záležitostí. To byl jeden z důvodů, proč roku 1985 navrhl Sovětský svaz nejdříve státům organizace EUROATOM a o několik týdnů později i USA vznik mezinárodního projektu, jehož výsledkem by bylo právě takové zařízení. Po dvou letech jednání, během kterých se k projektu připojilo ještě Japonsko, byly domluveny podmínky, za kterých se bude reaktor s názvem ITER (International thermonuclear experimental reactor) vyvíjet a stavět. Roku 1998 byl projekt reaktoru dokončen. ITER znamenal obrovský kvalitativní skok ve vývoji termojaderných reaktorů. U ITERu mělo být dosaženo hoření termojaderné reakce (tzn. průběh reakce bez nutnosti vnějšího ohřevu). Zatím nejúspěšnější termojaderné zařízení, JET, produkovalo 65% dodávané energie. Fúzní výkon měl být 1500 MW. Například jeden reaktor jaderné elektrárny Temelín má elektrický výkon 1000 MW při tepelném výkonu 3000 MW. Proud plazmatem měl být 22 MA a objem vakuové komory měl být 2000 m3. Těmto vynikajícím parametrům však také odpovídala konstrukční cena 6 miliard dolarů. Roku 1998 USA prakticky zastavily civilní termojaderný výzkum, Rusko se potýkalo s dlouhodobou hospodářskou krizí, jeden z nejbohatších států Evropy, Německo, muselo financovat své sjednocení. USA nakonec od projektu ITER odstoupili a zbývající účastníci nebyli ochotni vložit do tohoto projektu potřebné prostředky. Proto nechali projekt ITER zredukovat na poloviční cenu tak, aby vědecké výsledky nového ITERu měly co nejbližší hodnotu předpokládaným výsledkům původního ITERu. Tak byl roku 2001 dokončen redukovaný projekt. V tomto zařízení se nepředpokládá, ale ani nevylučuje samovolné hoření termojaderná reakce. Měl by však vyprodukovat desetkrát více energie než bude spotřebováno na ohřev plazmatu. Termojaderný výkon by měl činit 500 až 700 MW, proud plazmatem by měl být 15 MA a objem vakuové komory 837 m3. Podrobná tabulka porovnávající parametry původního ITERu, dnešního ITERu a dnes největšího tokamaku světa, JETu, je umístěna na konci této kapitoly. Došlo také k rozdělení nákladu mezi zúčastněné strany. EU, která ITER nakonec postaví, zaplatí 45,5% z celkových nákladů 10 mld USD, zbylí partneři, tj. Indie, Čína, Rusko, Jižní Korea, USA a Japonsko zaplatí každý po 9,1 % nákladů. V roce 2006 se po dlouhých a komplikovaných jednáních rozhodlo, že ITER bude stát v jihofrancouzské oblasti Cadarache. Rozhodnutí o místě stavby padlo až poté, co EU, Rusko a Čína prohlásili, že pokud ostatní partneři nepřistoupí na stavbu ITERu ve Francii, začnou tam stavět sami. Japonci nakonec nátlaku podlehli, poněvadž zjistili, že by jen s pomocí USA a Jižní Koreje nebyli schopni stavbu ITERu a dalších potřebných zařízení financovat. Jako ústupek EU souhlasila, že generálním ředitelem projektu ITER bude Japonec Kaname Ikeda. Dále budou v Japonsku postaveny další zařízení, jejichž výsledků bude projekt ITER využívat. Například půjde o projekt IFMIF, který má testovat odolnost materiálů pro první stěnu fúzního reaktoru, o evropskou podporu přestavby japonského tokamaku JT-60U nebo o superpočítač pro zpracování dat z ITERu. V současné době se ITER již staví a provoz by měl zahájit v roce 2020. V prvních letech by měl být používán jako náplň vodík nebo deuterium. V této fázi by mělo být vyladěno udržení horkého plazmatu, a měla by být k dokonalosti dovedena komora. V roce 2026 by podle plánu měla být zahájena fáze, kdy bude používáno jako palivo deuterium a tritium. Měly by zde být prakticky sledovány dopady velkého neutronového záření na různé materiály. Podmínky, které budou v ITERu, budou podobné podmínkám v budoucí termojaderné elektrárně. Během této fáze, která by měla trvat také 10 let, by měla být zahájena stavba první demonstrační termojaderné elektrárny DEMO. Bude-li projekt DEMO úspěšný, měly by se začít první termojaderné elektrárny stavět okolo roku 2050, tedy právě v době, kdy bude již docházet ropa. Lithium na výrobu tritia by mělo stačit desítky tisíc let. Do té doby bude třeba postavit reaktory, které budou schopny pracovat pouze s deuteriem. Podle výpočtů by mělo deuterium jako palivo do termojaderných elektráren vydržet lidstvu déle než Slunce. Pokud se skutečně podaří postavit termojadernou elektrárnu, která bude schopna se slušnou účinností vyrábět z reakce deuterium-deuterium energii, má lidstvo o zdroj energie postaráno.

Tokamaky v Česku[editovat | editovat zdroj]

Jak bylo řečeno výše, fúzní výzkum probíhá v rámci široké mezinárodní spolupráce, na níž má svůj podíl i ČR jako člen organizace EUROATOM. V naší zemi leží těžiště výzkumu na Ústavu fyziky plazmatu AV ČR, který vlastní nejdůležitější experimentální zařízení pro výzkum fúze v ČR. Dále se na výzkumu podílí vysoké školy, zejména Matematicko-fyzikální fakulta UK a Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT, kde bylo v roce 2006 otevřeno zaměření Fyzika a technika termojaderné fúze.

ČR vlastní dva tokamaky. Prvním je středně velký tokamak COMPASS. Ten byl v roce 1989 uveden do provozu v britském výzkumném středisku Culham jako zdroj dat, z kterých bude možné předpovědět parametry ITERu. V důsledku nedostatku prostředků pro provoz byl COMPASS nabídnut v roce 2004 Ústavu fyziky plazmatu AV ČR, kde na konci roku 2008 zaznamenal první plazma. Tento tokamak má velice podobnou konfiguraci plazmatu, jako bude mít ITER. Lze na něm dosahovat H-modu v divertorové konfiguraci. Z toho plyne, že na něm bude možné studovat pro ITER velice důležitá témata jako přechod mezi L-modem a H-modem, interakce okrajového plazmatu se stěnou a témata související s interakcí vln a plazmatu. Díky vlastnictví tohoto zařízení má ČR jedno z předních evropských pracovišť v oblasti řízené termojaderné fúze.

ČR vlastní ještě druhý funkční malý tokamak, GOLEM na Fakultě jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT. Jedná se o jeden z nejstarších tokamaků, byl postaven v roce 1959 v SSSR. Roku 1977 daroval Sovětský svaz tento tokamak Československu. Po převzetí tokamaku došlo k jeho kompletní přestavbě. Opět byl uveden do provozu na Ústavu fyziky plazmatu roku 1984 pod názvem CASTOR. Roku 2006, v souvislosti s instalací COMPASS byla jeho činnost v UFP ukončena a byl darován FJFI ČVUT, kde roku 2009 již pod názvem GOLEM zaznamenal první plazma. Dnes je GOLEM nejstarším a nejmenším provozovaným tokamakem světa.[zdroj?] Jeho hlavním úkolem je zajištění výukové a vzdělávací činnosti.

Odkazy[editovat | editovat zdroj]

Související články[editovat | editovat zdroj]

Externí odkazy[editovat | editovat zdroj]