Jaderná fyzika a energetika

Článků v rubrice: 458

Nový tokamak v Rusku po dvaceti letech

Tokamak T15 se na výsluní výzkumu termojaderné fúze příliš netlačil, nebo spíše se tam nedostal. Údajně měl pomáhat programu ITER jako řada tokamaků v partnerských státech projektu. Ovšem jeho popularita se s tokamaky JET, ASDEX U, ToreSupra, EAST, KSTAR, DIIID nedala srovnávat. Určitě také proto, že v roce 2002 byla jeho činnost kvůli nedostatku financí ukončena. Samotného mě překvapilo, že byl T-15 supravodivý (a to si cením toho, že o tokamacích něco vím!) –teprve druhý supravodivý ruský tokamak po legendárním T-7 ze šedesátých let, který byl tehdy prvním supravodivým tokamakem na světě. Šedesát tři let poté, co tým z Kurčatovova institutu v Moskvě postavil první tokamak na světě, bude možné zahájit experimenty na novém ruském stroji T-15 MD. Toto všestranné zařízení dnes střední velikosti (jeho vzor T-15 byl tehdy největší na světě) je navrženo tak, aby nejen podporovalo přípravy na provoz ITER. Je to v posledních dvaceti letech konečně nový ruský tokamak. I když zas tak úplně nový není.

 

Fotogalerie (2)
Modernizovaný ruský tokamak rozšíří provozní doménu strojů doplňujících ITER o experimentální program, který přispěje ke stanovení optimálních provozních parametrů pro ITER a budoucí fúzní reaktory. (Kredit: ITER Organization, http://www.iter.org/)

Přečtěte si, co o tokamaku T-15 napsal v roce 2011 doc. Jan Mlynář do knížky Řízená termojaderná fúze pro každého, a porovnejte s tím, co o T-15 MD vypráví tento článek:

T-15 v roce 2011

Tokamak T-15 byl postavený v letech 1983–1988 stejně jako Tore Supra. První plazma dosáhl v roce 1988. Nikdy nevyužil svoji plnou kapacitu. Vakuová komora má kruhový průřez, může pracovat se stopami deuteria, má kryogenní vakuové pumpy s tekutým heliem. S dvaceti čtyřmi supravodivými cívkami toroidálního pole ze slitiny Sn3Nb je stále největším na světě. Cívky poloidálního pole nejsou supravodivé. Projektovaný proud plazmatem 1,8 MA nedosáhl; dosáhl pouze 1 MA. Používá dodatečný ohřev svazky neutrálních atomů (NBI) a mikrovlnami (ECRH). Po sto výstřelech byl v bouřlivých devadesátých letech minulého století (přesně v roce 1995) zakonzervován, neboť náklad 12 milionů dolarů na roční činnost bylo příliš mnoho. V roce 2010 se oživily plány na modernizaci. A nové jméno T-15 MD slibuje modifikovaný divertor! Originální limiter se vymění za grafitový divertor připravený na zátěž 20 MW/m2 – podobně jako očekává ITER. Další modernizace se týká dodatečného ohřevu až do 20 MW a neinduktivního buzení proudu v plazmatu, což umožní pulzy až 1 000 sekund dlouhé. V roce 2011 měla být modernizace dokončena, ale zdá se, že práce nabraly zpoždění. V plánu je zapálení prvního plazmatu v roce 2014 a v roce 2018 počítá T-15 MD s režimem ještě více podobným ITER. Ani T-15 se nevyhnul hit prvních let 21. století – koncept hybridního reaktoru. Místo toho, být jen zdrojem tepla, si klade hybridní reaktor za cíl být zdrojem neutronů pro ozařování přírodního uranu nebo thoria v obalu. Název hybridu již existuje: TIN-1 a projektové práce mají začít v roce 2011. (Konec citátu.) 

Historie T-15

Tokamak T-15 dosáhl svého prvního plazmatu v roce 1988. Od roku 1996 do roku 1998 byla provedena řada vylepšení. Výzkum měl být primárně zaměřen na podporu konstrukce reaktoru ITER, který bude využívat stejnou technologii – supravodivé magnety.

Tabulka srovnává parametry tří tokamaků: původního T-15, modernizovaného T-15 MD a konečně tokamaku ITER, který se staví.

 

Т-15

Т-15 MD

ITER

Magnetické pole

3,6 Т

3,6 Т

5,3 Т

Velký průměr torusu

4,6 m

4,9 m

12,4 m

Malý průměr torusu

1,4 m

1,4 m

4 m

Objem plazmatu,

50 m³

50 m³

837 m³

Maximální proud v plazmatu,

1,8 MА

2 MА

15 MА

Délka pulzu

15 s

30 s

>400 s

 

Modernizace T-15 směrem k hybridu

V současné době je tokamak hotov, ale stále probíhá modernizace, která zahrnuje vybavení třemi NBI (svazky vysokoenergetických částic) s celkovým výkonem 6 MW. Dále zde bude pět gyrotronů pro rezonanční elektron-cyklotronový ohřev s celkovým výkonem 5 MW a neinduktivní buzení elektrického proudu v plazmatu o výkonu 4 MW. O další dodatečný rezonanční ohřev na ionto-cyklotronové frekvenci se postará výkon 6 MW dodávaný třemi anténami. Celkový výkon dodatečného ohřevu bude až 20 MW. Hlavní parametry nového tokamaku jsou:

  • velký poloměr R = 2,5 m,
  • malý poloměr a = 0,7 m,
  • dosažitelná hustota 1020 částic na metr krychlový a
  • dosažitelné teploty elektronů a iontů 5 -9 keV.

Samotné zařízení hraje významnou roli v národním termonukleárním programu a získané výsledky budou použity při vývoji budoucího supravodivého Tokamak Reactor Technologies (TRT), který by se měl stát plnohodnotným prototypem termonukleárního reaktoru a zdrojem neutronů pro hybridní reaktor. Po Číně, Koreji, snad i Evropě a USA tedy další stát uvažuje o DEMO - Demonstrační elektrárně. Stavba tokamaku T-15 MD trvala více než 10 let (2011-2020).

Jak bude fungovat hybrid

Hlavním cílem výzkumu v oblasti řízené termonukleární fúze po celém světě je vytvořit průmyslový reaktor, který bude schopen vyrábět elektřinu pomocí fúzních reakcí jader vodíkových izotopů, nejprve deuteria a tritia. Předpokládá se, že vysokoenergetické neutrony, které se produkují v průběhu reakcí, proniknou do obalu (blanketu) reaktoru, kde budou předávat svoji kinetickou energii chladicí kapalině nebo se podílet na výrobě tritia z lithia. Pokud se však do obalu vloží různé druhy jaderného paliva, například uran-238, thorium-232 nebo minoritní aktinidy z vyhořelého paliva nynějších štěpných atomových elektráren, bude tu hybridní reaktor, který bude schopen vyrábět jaderné palivo nebo iniciovat bezpečnější transmutace vysoce aktivního odpadu s dlouhým poločasem rozpadu. Taková zařízení jsou pro vědce atraktivní, protože jejich požadavky jsou nižší než u termonukleárních reaktorů. Hybridní reaktor nemusí k výrobě neutronů získávat ultravysoké teploty, které jsou nutné k výrobě fúzní energie.

Shrnutí, co lze od tokamaku T-15 MD očekávat

  • Výroba jaderného paliva: uran-238 a další složky vyhořelého jaderného paliva lze přeměnit na jiné izotopy, vč. izotopů k výrobě nových palivových souborů (TVEL) pro jaderné elektrárny.
  • Thorium-232 se po absorpci neutronu po nějaké době přemění na izotop uranu U-233. Izotop uranu U-233 je pro nás podstatný, neboť při zasažení neutronem o libovolné energii se s velkou pravděpodobností rozštěpí, přičemž reakce uvolní dostatek neutronů na pokračující přeměnu thoriových izotopů Th-232 na uran U-233. Izotop uran-233 z hybridního reaktoru lze použít jako palivo pro štěpné jaderné elektrárny. V této roli není horší než tradiční uran 235, naopak je výhodný kratším poločasem rozpadu výsledných vysoce radioaktivních produktů. Zásoby thoria v zemské kůře jsou větší než uranu a je výrazně levnější než uran.
  • Hybridní tokamak lze použít pro transmutaci vysoce aktivního odpadu současných atomových elektráren na izotopy s nižší aktivitou či kratším poločasem přeměny. 

Tokamak T-15 MD slavnostně spuštěn

Modernizovaný reaktor T-15 MD byl spuštěn v prosinci 2020, slavnostní verze spuštění proběhla 18. května 2021 v Kurčatovově institutu. Slavnostního prvního plazmatu se zúčastnil ruský premiér Michail Mišustin. Ve velínu zahájili Mišustin a prezident Kurčatovova institutu Michail Kovalčuk činnost tokamaku stisknutím symbolického tlačítka. Mišustina doprovázel místopředseda vlády Dmitrij Černyšenko a vedoucí ministerstva školství a vědy Valery Falkov. Fyzikální spuštění bude zahájeno nízkoteplotním plazmatem, což by mělo demonstrovat provozuschopnost všech technologických systémů před postupným zvyšováním výbojového proudu a v důsledku toho i teploty plazmatu. Práce s vysokoteplotním plazmatem na T-15 MD začnou koncem roku 2021.

Je sice předělaný, ale v podstatě úplně nový

T-15 MD je nový stroj postavený na místě tokamaku T-15, druhého ruského supravodivého tokamaku (po T-7), který fungoval v Kurčatově ústavu v letech 1988 až 1995. Původní stroj byl v roce 2017 zcela rozebrán a všechny hlavní komponenty byly modernizovány – od dodatečného ohřevu a neindukčního buzení elektrického proudu po nové, nikoli supravodivé magnetické stříbro-měděné systémy a grafitový vnitřní povrch vakuové komory z nerezové oceli. Modernizovaný ruský tokamak rozšíří operační teritorium zařízení „doplňujících ITER“ o experimentální program, který přispěje ke stanovení optimálních provozních parametrů pro ITER a pro budoucí fúzní reaktory. Modernizace zahrnuje vytvoření zcela nového elektromagnetického systému a vakuové komory, stejně jako nový výkonný systém napájení. Ve skutečnosti jde o téměř nový tokamak.

T-15 MD dostal řadu nových systémů, ale jeho obecná architektura a provozní principy neprošly zásadními změnami. Stejně jako dříve musí tokamak vytvářet a udržovat plazmový provazec pomocí magnetického pole.

Původní tokamak T-15 měl vakuovou komoru kruhového průřezu. Průřez vakuové komory ve tvaru písmene D (průřez prodloužený čili elongated) je oproti kruhovému mechanicky pevnější a plazma v něm je stabilnější. (Elongace je poměr svislého a vodorovného „průměru“ vakuové komory.) Divertor – komponenta určující velikost a tvar příčného průřezu plazmového provazce a ovlivňující výkon a čistotu plazmatu – je standardně umístěn v údolí vakuové komory. Zkouší se divertor umístit ve vrcholu D-průřezu a experimentuje se s oběma variantami současně. O nulovém divertoru se mluví proto, že v bodě X, v bodě křížení silokřivek, je podélná složka magnetického pole nulová. Dalším geometrickým parametrem toroidální vakuové komory je poměr velkého a malého průměru, tzv. aspect ratio. Tokamak T-15 MD může pracovat s prodlouženou (elongated) konfigurací jedno- a dvounulového divertoru plazmového provazce s poměrem velkého a malého průměru (aspect ratio) v rozmezí 2,2 až 3,1 a prodloužením (elongation) až 1,9. (ITER bude mít aspect ratio přibližně 3).

Vodou chlazený elektromagnetický systém T-15 MD je schopen vytvořit v ose plazmatu toroidální magnetické pole 2 T; má také výkonné kvazistacionární dodatečné ohřevové systémy s celkovým příkonem do plazmatu až 20 MW a moderní inženýrskou infrastrukturu. Proud v plazmatu by měl dosáhnout 2,0 MA s dobou trvání 10 s.

Elektromagnetický systém T-15 MD se skládá ze 16 toroidálních a 6 poloidálních cívek, 3 sekcí centrálního solenoidu a 4 korekčních cívek. Měděno-stříbrný vodič toroidních cívek o rozměrech 22,5×32 mm má otvor o průměru 10,5 mm pro čerpání chladicí vody. U ostatních cívek se používají srovnatelné vodiče. 

T-15 MD nemá na světě obdoby

Jedinečnost T-15 MD spočívá v kombinaci vysokého výkonu a kompaktních rozměrů. Vysoce výkonné systémy dodatečného ohřevu plazmatu a generace elektrického proudu umožní současné dosažení vysoké teploty a hustoty plazmatu s délkou pulzu až 30 s. To znamená alespoň 20 s neindukčně buzeného proudu v plazmatu. Stroj bude testovacím zařízením pro různé scénáře dodatečného ohřevu díky svým možnostem vstřikování neutrálního svazku NBI, elektronového cyklotronového rezonančního ohřevu, iontového cyklotronového rezonančního ohřevu a dolního hybridního ohřevu, proudu v plazmatu a zkušebního lože pro studium fúzních materiálů.

Výzkumný program

Výzkumný program tokamaku T-15 MD bude zaměřen na řešení nejnaléhavějších problémů ITER, jako je mechanismus vytváření a udržení transportních bariér, neindukční generace stacionárního proudu, ohřev a udržování horkého plazmatu, kontrolu procesů na první stěně, v divertoru a potlačení globálních nestabilit, resp. periodických energetických emisí na stěnu. „T-15 MD bude hlavním fúzním experimentem v Ruské federaci v příštích 7 až 10 letech,“ říká Anatoly Krasilnikov, šéf ruské Domácí agentury ITER. „Jeho provoz poskytne podporu projektu ITER nejen studiem některých aspektů fyziky a technologie tokamaku, ale také výukou nové generace plazmových vědců a inženýrů. Kromě toho se bude na T-15 MD dále rozvíjet a studovat několik nových technologií fúzního plazmatu důležitých pro budoucí reaktory, například tekutá lithiová první stěna a divertorová komponenta spolu s neindukčním buzením elektrického proudu.“ Z hlediska kombinace technických parametrů nemá na světě obdoby.

Práce probíhaly v rámci státního programu „Rozvoj komplexu jaderné energetiky“. Zahájení provozu T-15 MD je „nezbytným krokem pro rozvoj domácí školy termonukleárního výzkumu, zvýšení mezinárodní konkurenceschopnosti Ruska v této oblasti a provádění ruského národního programu pro řízenou termonukleární fúzi,“ uvádí ruský vládní web.

Kompletní modernizace všech systémů bude dokončena v roce 2024. Modernizace 2021–2024 proběhne ve dvou fázích a stát na ni uvolní téměř 5 miliard rublů.

Milan Řípa
Poslat odkaz na článek

Opište prosím text z obrázku

Nejnovější články

Evropské univerzity se spojují pro výchovu kvantových odborníků

Desítky evropských univerzit včetně ČVUT se prostřednictvím Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské (FJFI) spojily v rámci evropského projektu QTEdu Open Master spadajícího do evropského projektu Quantum Flagship.

Jak pozná mobil ze signálů GPS mou polohu?

Systém GPS (údajně "Gde Proboha 'Sem?") umožní vašemu přijímači aby našel svou polohu na Zemi ze signálů vysílaných družicemi systému.

Earth 300 bude první superjachtou s jaderným pohonem na světě

Projekt Earth300 je nejen první superjachtou s jaderným pohonem na světě, ale má se stát extrémní technologickou platformou pro vědu, průzkum a inovace na moři.

Skrytý svět pod nohama Brňanů

Hluboko pod ulicemi Brna leží na dvě desítky kilometrů důmyslných staveb, díky nimž do tisíců brněnských domů proudí voda či elektřina. Síť podzemních kolektorů moravské metropole se ...

Města budoucnosti, která fungují již dnes

Už dnes využívá mnoho měst technologie a inovace, které zlepšují život občanům. Mohli bychom je označit za města budoucnosti - určitě by si obyvatelé i jiných měst přáli, aby se jim žilo lépe a snadněji.

Nejnovější video

Jak funguje PCR test na coronavirus

Krásně a jednoduše vysvětleno se srozumitelnými animacemi. V angličtině.

close
detail