Termojaderne reaktory

Energeticke problemy lidstva muze v budoucnu vyresit zvladnuti noveho typu jaderne enrgetiky, zalozeneho ne na stepeni tezkych jader, ale naopak na slucovani jader lehkych na jadra tezsich prvku podobne, jak se tomu deje v termojadernych reakcich na Slunci a hvezdach. Vytvoreni reaktoru na tomto principu by poskytlo zdroj temer nevycerpatelne energie, ktery by byl z ekologickeho hlediska podstatne unosnejsi nez soucasna jaderna energetika.

Pro energeticke vyuziti v pozemskych podminkach prichazeji do uvahy nasledujici jaderne reakce izotopu vodiku:

Zde D je jadro tezkeho izotopu vodiku (deuteria), T jadro supertezkeho izotopu vodiku (tritia), p je proton, n neutron a hodnoty v zavorkach udavaji energie danych castic. Energie 1 MeV je rovna 1,6.10^-13 Joulu.

Nejsnadneji realizovatelna je prvni reakce (DT), jez ma prijatelny ucinny prurez jiz pri energiich radu desitek keV, tedy teplotach kolem 200 milionu stupnu. Tritium je vsak material, ktery se musi umele vyrabet v jadernych procesech a je radioaktivni. Energie se krome toho uvolnuje prevazne ve forme energetickych neutronu. Presto je tato reakce povazovana za jediny realny proces pro termojaderne reaktory prvni generace. Termojaderny proces tedy muze byt realizovan jen za velmi vysokych teplot, kdy se kazda hmota vyskytuje ve forme plazmatu, ctvrteho skupenstvi hmoty, kde jsou od atomu odtrzeny elektronove obaly. Plazma se tedy sklada z kladne nabitych jader a zapornych elektronu.

K realizaci termojaderneho procesu v reaktoru vsak nestaci pouze zahrat plazma na potrebnou teplotu 200 milionu stupnu, je treba toto plazma oddelit, izolovat od okolniho prostredi, jako jsou steny reaktoru. A to nejen z duvodu, ze by steny nevydrzely kontakt s takto horkym plazmatem, ale i proto, aby byly omezeny na minimum energeticke ztraty z plazmatu. Aby totiz byl reaktor skutecne zdrojem energie, musi termojaderne reakce probehnout v takovem mnozstvi, aby uvolnena energie byla vetsi nez energie, ktera byla spotrebovana k jeho vytvoreni, zahrati a udrzovani na termojaderne teplote. Tato podminka je nazyvana Lawsonovym kriteriem a zjednodusene ji lze formulovat takto: soucin hustoty castic v plazmatu na doby existence plazmatu t musi byt vetsi nez jista kriticka velicina K:

Velicina K zavisi na teplote, ucinnosti premeny energie a typu reakce a pro realny system s DT reakci lezi v intervalu 10²⁰ az 10²¹ s/m³.

Jiz padesat let se vedci snazi v rade zami a na mnoha experimentalnich zarizenich realizovat princip termojaderneho reaktoru. Byla studovana cela rada principu a systemu vytvoreni a udrzeni plazmatu, ve kterych by bylo dosazeno Lawsonova kriteria. To je mozno splnit celou radou soucinu v intervalu krajnich extremnich pripadu: superhuste plazma s hustotou desetitisickrat vetsi nez je hustota pevnych latek, kde staci doba existence plazmatu mensi nez miliardtina sekundy az po tak zvane kvazistacionarni systemy s hustotou radove 10²⁰ castic v krychlovem metru s energetickou dobou udrzeni plazmatu radu sekundy.

Prvni extrem je realizovan v tak zvanych mikrovybusich, kdy je miniaturni tercik z termojaderneho paliva komprimovan a ohrivan mohutnymi pulsy laseroveho zareni nebo elektronovych ci iontovych svazku. Reakce by mely probehnout v dostatecnem mnozstvi drive, nez se plazma vybuchem rozletne do prostoru. Jde tedy v podstate o miniaturni vodikovou bombu.

V ostatnich systemech, kde se predpoklada delsi doba existence plazmatu, je vyuzivano vlastnosti plazmatu, zejmena toho, ze na nabite castice pusobi magneticke pole. Nabite castice se totiz napric magnetickych silocar nepohybuji volne, ale obihaji kolem nich po kruznicich. Je tedy mozne plazma pomoci externich nebo internich magnetickych poli izolovat od sten a snizit tok castic na steny. Byly studovany impulsni systemy vyuzivajici vnitrnich magnetickych poli, tak zvane pince - vyboje samovolne se stahujici pusobenim magnetickeho pole vytvareneho elektrickym proudem protekajicim plazmatem. Z hlediska technicke realizace je vsak lakave a zadouci mit stacionarni nebo alespon kvazistacionarni system. Nejintenzivneji byly zkoumany magneticke zrcadlove nadoby, stalaratory a tokamaky. V poslednich patnacti letech se ukazal system tokamak jako nejperspektivnejsi. Plazma je v nem drzeno v toroidalni nadobe kombinaci magnetickeho pole vytvareneho magnetickymi civkami a megnetickeho pole vytvareneho proudem protekajicim plazmatem. Tento system je zkouman ve vsech vyspelych statech (napr. USA - zarizeni TFTR, Dublet a dalsi, Francie - TOR SUPRA, Rusko - T-10, T-15, Japonsko - JT-60). Take v CR je provaden vyzkum na malem tokamaku pod nazvem CASTOR. Avsak nejvetsim zarizenim tohoto typu je zarizeni mezinarodniho spolecenstvi EUROATOM nazyvane JET (Joint European Torus) v Culhamu ve Velke Britanii. Schema tohoto zarizeni je uvedeno na uvodnim obrazku. Vakuova prstencova (toroidalni) komora o malem prumeru 3,5 - 4,5 m a velkem prumeru 6 m, v niz je vytvareno plazma, ma objem 200 kubickych metru. K vytvoreni a ohrati plazmatu protekajicim proudem je treba vykon 2 MW. Dalsi ohrev je realizovan nekterymi tak zvanymi dodatecnymi ohrevy bud pomoci vysokofrekvencnich poli nebo svazky neutralnich atomu o vykonu nekolika desitek MW. V tomto zarizeni byla v nedavne dobe prokazana fyzikalni uskutecnitelnost termojaderneho reaktoru. Bylo docileno dostatecneho toku termojadernych neutronu z deutero-tritiove reakce. Ve vsech predchozich vyzkumech bylo pracovano pouze s normalnim vodikem nebo s deuteriem, aby nebylo zarizeni kontaminovano radioaktivnim tritiem. Prekazkou na ceste k uskutecneni termojaderneho reaktoru jsou cetne nestability a turbulence vznikajici v plazmatu, jimz je ve stavajicich zarizenich venovana nejvetsi pozornost.

Jiz nekolik let pracuje mezinardni skupina vedcu na projektu zkusebniho termojaderneho reaktoru ITER na principu tokamaku. Prstencova komora tohoto reaktoru by mela velky prumer 16 m a jeho termojaderny vykon by mel dosahnout 1,5 GW. Ocekavane naklady na jeho vystavbu jsou vsak kolosalni - 10 miliard $. O jeho stavbe vsak zatim nebylo rozhodnuto.

S pripadnymi pripominkami, dotazy ci namety se prosim obracejte na administratora techto stranek. Administratorem techto stranek je Vladimir Kopecky Jr. Posledni revize teto stranky 28. 3. 1997.