Elektřina z fúze (III) – reaktory ITER, HiPER a DEMO

Cesta k dosažení výroby elektřiny z fúze

Cesta k získávání elektřiny z fúze není snadná. Před vybudováním fúzní elektrárny je nutné vyřešit ještě řadu technologických problémů. Z hlediska současného stavu výzkumu a vývoje fúzních zařízení je nejblíže funkční fúzní elektrárně reaktor s magnetickým udržením plazmatu na bázi tokamaku.

Pro dosažení průmyslové produkce elektřiny je nyní hlavním úkolem výstavba a zprovoznění reaktoru ITER na základě dosavadních experimentálních výsledků na provozovaných tokamacích, především na reaktoru JET. Současně se provádějí rozsáhlá materiálové testování pro výběr nejvhodnějších materiálů pro konstrukci fúzního reaktoru. Na základě zkušeností získaných při realizaci ITER a při testování materiálů na zařízení IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) bude realizován další krok k výrobě elektřiny z fúze – demonstrační fúzní elektrárna DEMO. Projekt DEMO (Demonstration Power Plant) zahrnuje výstavbu plnohodnotné elektrárny s fúzním reaktorem o energetickém výkonu 2 až 4 GW a bude mít za úkol poskytnout řešení průmyslové fúzní elektrárny.

ITER

Řez reaktorem ITER (převzato z www.iter.org)

Prozatím žádné fúzní zařízení nevyrobilo více energie, než kolik potřebovalo na vlastní provoz. Reaktor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) bude po dokončení největší fúzní zařízení na světě a jeho základním úkolem bude prokázat možnost energetického využití fúzní reakce. Návrh reaktoru ITER byl proveden na základě dlouholetých zkušeností a experimentálních dat, získaných při provozu jiných tokamaků, především trojice největších: evropského JET (Joint European Torus), amerického TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) a japonského JT-60 (Japan Torus).

Reaktor ITER by měl brzy po spuštění dosáhnout milníku označovaného jako „breakeven”, při kterém reaktor vyrobí tolik energie, kolik sám spotřebuje. Doposud se podařilo uvolnit nejvíce energie v reaktoru JET, který dosáhl generování 65 % z celkové spotřebovávané energie. Reaktor ITER je projektován na produkci 400 MW fúzního výkonu při současné vlastní spotřebě 40 MW.

Vlastní reaktor ITER bude přibližně 29 m vysoký, bude mít tvar válce o průměru 28 m a váha reaktoru bude zhruba 23 000 tun. Reaktor by tak dosáhl do poloviny petřínské rozhledny a váha ocelové vakuové komory 8 000 t bude větší, než je váha celé ocelové konstrukce Eiffelovy věže. Základem reaktoru bude plazmová komora s velkým poloměrem 6,2 m a malým poloměrem 2 m. Supravodivé magnety reaktoru budou vytvářet magnetické pole o síle 5,3 Tesla, což je 100 000× více než je magnetické pole země.

Magnetické pole

Magnetické cívky reaktoru ITER (převzato z www.iter.org)

Magnetické pole o síle 5,3 T bude vytvářeno složitou soustavou elektromagnetických cívek:

• 6 supravodivými cívkami centrálního solenoidu,
• 18 supravodivými toroidálními cívkami,
• 6 supravodivými poloidálními cívkami,
• sadou supravodivých doplňkových cívek.

Toroidální supravodivé cívky budou vyrobeny ze slitiny niobu a cínu Nb3Sn, poloidální a doplňkové cívky ze slitiny niobu a titanu NbTi. Cívky centrálního solenoidu budou vyrobeny ze slitiny niobu a cínu Nb₃Sn a jsou projektovány na maximální hodnoty proudu 17 MA a napětí 29 kV. Všechny cívky budou chlazeny superkritickým heliem na teplotu −269 °C (4 °K).

Ohřev plazmatu

Ohřev plazmatu je v první fázi zajištěn průtokem indukovaného elektrického proudu o velikosti 15 MA, který umožní ohřátí plazmatu na přibližně 50 milionů stupňů. S ohřevem plazmatu ale klesá jeho elektrický odpor a účinnost ohřevu klesá. Pro následující ohřev až do pracovní teploty jsou v reaktoru instalovány mohutné sestavy injektorů svazků neutrálních částic a radiofrekvenčních antén pro elektronový a iontový cyklotronový ohřev. Ohřev musí umožnit dosažení cílové teploty 150–200 milionů stupňů.

V injektoru svazku neutrálních částic jsou urychlovány atomy deuteria na kinetickou energii více než 1 MeV (mega elektron volt). Protože urychlovat umíme jen nabité částice, nejprve se deuterium ionizuje a po urychlení se opět neutralizuje. Do plazmové komory mohou být vstřikovány pouze neutrální atomy, nabité části by byly odkloněny magnetickým polem udržujícím plazma.

Cyklotronový radiofrekvenční ohřev využívá absorpce radiových vln nabitými částicemi, které se po kruhové dráze periodicky pohybují v magnetickém poli. Aby byl ohřev účinný, musí radiofrekvenční generátory pracovat na rezonanční cyklotronové frekvenci iontů nebo elektronů. V reaktoru ITER je pro iontový cyklotronový ohřev (ICRH) použita frekvence vln 40–55 MHz a pro elektronový cyklotronový ohřev (ECRH) frekvence 170 GHz.

Injektor neutrálních částic reaktoru ITER (převzato z www.iter.org)

Anténa iontového cyklotronového ohřevu ICRH reaktoru ITER (převzato z www.iter.org)

První stěna

První stěna reaktoru obklopující plazma (First Wall) je nejzatíženější část fúzního reaktoru. Je umístěna v silném neutronovém a tepelném záření, musí absorbovat silové rázy způsobené disrupcemi plazmatu a současně nesmí významně znečišťovat plazma. Energetický tok dopadající na první stěnu může dosahovat až 40 GW/m². Nominální zatížení první stěny energetickým tokem se bude pohybovat od 1 do 5 MW/m². Vzhledem k pulznímu režimu provozu reaktoru typu tokamak bude zátěž první stěny cyklická, to klade na její konstrukci ještě vyšší nároky. Cykly budou mít délku přibližně 400 sekund a při každém ukončení pulzu dopadne plazma na první stěnu.

První stěna reaktoru JET (převzato z www.efda.org)

První stěna reaktoru ITER (převzato z www.iter.org)

Provedení první stěny je předmětem intenzivního výzkumu, navrhují se a testují nejrůznější skladby a konstrukce první stěny. Provedení první stěny musí kromě mechanické odolnosti minimalizovat znečištění DT plazmatu jinými chemickými prvky. Povrch první stěny proto musí být proveden z materiálu s mechanickou odolností a přitom s minimálním atomovým číslem. Oběma podmínkám vyhovuje prvek berylium s atomovým číslem 4. Proto je první stěna pokryta vrstvou berylia. Nevýhodou použití berylia je jeho toxicita a karcinogenní účinky.

Povrchová vrstva berylia o mocnosti zhruba 1 cm bude uchycena na tepelně vodivou vrstvu chladiče ze slitiny CuCrZr. Beryliová krycí vrstva a chladič budou upevněny na nosnou konstrukci z austenitické nerezové oceli a moduly první stěny o rozměrech 1 m × 1,4 m budou následně vyskládány na vnitřní stěnu vakuové komory. Moduly budou chlazeny vodou o tlaku 1–5 MPa a teplotě do 110 °C.

Blanket reaktoru ITER (převzato z www.iter.org)

Blanket reaktoru

Blanket reaktoru je obal vakuové nádoby, který má řadu úkolů. Jeho základní funkcí je zachytit energii, uvolněnou při fúzní reakci. Převážnou část energie nesou fúzní neutrony o charakteristické energii 14 MeV. Proto musí blanket zachytit tyto neutrony a uvolněné teplo odvést k dalšímu využití.

Hlavní úkoly blanketu jsou:

• zachycení neutronů a přeměna jejich energie na teplo,
• biologické stínění neutronového záření,
• ochrana supravodivých elektromagnetických cívek před tepelným a neutronovým zářením,
• odvod tepla z reaktoru.

Výstavba reaktoru

Výstavba reaktoru ITER byla zahájena v srpnu roku 2011 ve francouzském Cadarache. Ke spuštění reaktoru by mělo dojít v roce 2020. Na plný výkon by se reaktor měl dostat v roce 2027.

Budoucí areál ITER (převzato z www.iter.org)

Aktuální stav výstavby ITER v Cadarache, Francie (převzato z www.iter.org)

Reaktor HiPER

Projektu ITER se snaží podobat jiný projekt – reaktor HiPER (High Power Laser Energy Research Facility). Cílem této snahy je především získání peněz na financování výzkumu a vývoje fúzního energetického reaktoru na bázi inerciálního udržení plazmatu.

Jde o nesmírně náročný a nákladný, ale také mnohostranně prospěšný výzkum a vývoj laserů, které tvoří základ technologie inerciálního udržení plazmatu. Výzkum a vývoj laserové techniky je důležitý pro celou řadu odvětví vědy i průmyslu. Česká republika se v tomto duchu do projektu HiPER připojila programem HiLASE, zaměřeným na vývoj silnějších, výkonnějších a kompaktnějších laserů.

Z hlediska blízkého energetického využití fúzní elektřiny projekt HiPER velký smysl nemá a snaha vázat projekt na energetiku je nepřiměřená. Důvodem je skutečnost, že v současnosti ještě nejsou k dispozici lasery vhodné pro průmyslové využití inerciální fúze a inerciální udržení plazmatu se ukazuje jako velmi složité.

Rozhodující zkušenosti pro projekt HiPER měly být získány na národních experimentálních zařízeních, především v americké NIF (National Ignition Facility) a francouzském LMJ (Laser Mégajoule). Zařízení NIF i LMJ jsou ale z velké části určena pro vojenské účely a energetické ovládnutí fúze je zde v obou případech druhořadé. Množství experimentálních výsledků také bude tajných. Důvodem má být mimo jiné skutečnost, že nepřímé zapálení fúzního terče využívá stejný mechanismus iniciace fúze jako vodíkové bomby, který jsme popsali v předchozích dílech seriálu.

Předpokládané a skutečné stlačení terče v zařízení NIF (převzato z lasers.llnl.gov)

V loňském červenci vyvolala velký ohlas zpráva, že zařízení NIF dokázalo soustředit na fúzní terč o průměru 2 mm energii 1,85 MJ s výkonem 500 TW. Optimismus z úspěchu ale vyprchal už v druhé polovině roku, protože následující experimenty oproti očekávání selhaly. Fúzi se nepodařilo dosáhnout kvůli vysokým ztrátám energie v terči. V prosinci pak nařídil Národní úřad pro jadernou bezpečnost NNSA, pod který NIF spadá, novou strategii, která z velké části ustupuje od plánu dosažení energetické inerciální fúzní reakce. Do tří let musí vědci nejprve dokázat, že je energetická inerciální fúze vůbec možná. Laserový systém NIF nyní bude využíván především pro vojenské účely a základní výzkum.

Návrh reaktoru HiPER (převzato z www.hiper-laser.org)

Jedinou záchranou projektu zůstává zařízení LMJ, které se nachází v blízkosti Bordeaux ve Francii. Předpokládaný výkon je podobný jako u zařízení NIF, avšak bude používat 240 laserů namísto 192 v NIF. Vyšší počet laserů by mohl zlepšit rovnoměrnost ohřevu terče. Bohužel i zařízení LMJ je primárně určeno pro vojenský výzkum. Navíc ještě není zcela dokončeno a první experimenty bude možné provádět až v příštím roce. Přičteme-li fundamentální problémy energetického využití inerciálního udržení plazmatu, popsané v minulém dílu seriálu, nebude mít v blízké budoucnosti program HiPER pro energetiku žádný praktický význam.

Reaktor DEMO

Srovnání fúzních reaktorů, první dva byly již postaveny, ITER je ve výstavbě (převzato z www.iter.org)

Na rozdíl od reaktorů ITER a HiPER je fúzní reaktor DEMO již určen k výrobě elektrické energie. Bezpochyby mohou ještě nastat nepředvídatelné komplikace, avšak ty má za cíl odhalit a vyřešit výzkum na reaktoru ITER, který sám již bude energii generovat. Reaktor DEMO bude extrapolací reaktoru ITER na běžnou energetickou úroveň jaderných reaktorů, tj. cca 4 000 MW tepelného výkonu a 1 000 MW elektrického výkonu, do které spadají například i bloky jaderné elektrárny v Temelíně.

Projekt DEMO bude řešit technologii elektrárny a začlenění fúzních reaktorů do energetiky. Přestože budou využity poznatky provozu reaktoru ITER, bude nutné řešit řadu dalších, především technologických, problémů. Zvýšený výkon reaktoru sebou přinese významně vyšší nároky na použité materiály, bude nutná výroba tritia v blanketu reaktoru a jeho zpracování na palivo, a pro výrobu elektřiny bude nezbytné vyřešit kontinuální výrobu páry pro turbogenerátory, nezávislou na pulzním režimu reaktoru.

Přípravné práce projektu DEMO byly zahájeny již loni. Zahájení projektových prací je naplánováno na rok 2020. Dokončení projektové dokumentace je závislé na výsledcích provozu reaktoru ITER a předpokládá se v roce 2030. Návaznost termínů projektů ITER a DEMO zajistí bezprostřední implementaci poznatků z projektu ITER do projektu DEMO. Reaktor by měl být spuštěn v roce 2043 a připojen do elektrické sítě v roce 2047.

Vize fúzní elektrárny DEMO (převzato z www.iter.org)

Další informace o jaderné fúzi naleznete v předchozích dílech seriálu:
Elektřina z fúze (I) – nejdůležitější součást udržitelné energetiky
Elektřina z fúze (II) – fyzikální základy fúze

Literatura

• [1] Principy termojaderného reaktoru ITER, J. Mlynář, Rozhledy matematicko-fyzikální, 4/2010
• [2] Fúze – energie vesmíru, G. McCracken, P. Stott, Mladá Fronta, 2006
• [3] Technologie blanketu termojaderného reaktoru, S. Entler, Publikace ÚJV 8742-T, 1988
• [4] Fusion Electricity, A roadmap to the realization of fusion energy, F. Romanelli, EFDA, 2012

Související odkazy

• www.iter.org
• www.efda.org
• www.ifmif.org
• fusionforenergy.europa.eu
• www.hiper-laser.org
• www.hilase.cz
• www-lmj.cea.fr
• lasers.llnl.gov
• www.wikipedia.org