F?zn? reaktor.

F?zn? reaktor- za??zen? pro z?sk?v?n? energie termonukle?rn?mi f?zn?mi reakcemi lehk?ch atomov?ch jader vyskytuj?c?ch se v plazmatu p?i velmi vysok?ch teplot?ch (>108K).

Hlavn?m po?adavkem, kter? mus? f?zn? reaktor spl?ovat, je energie uvoln?n? jako v?sledek termonukle?rn? reakce(TP) v?ce ne? kompenzov?ny n?klady na energii z extern? zdroje pro udr?en? reakce.
Hlavn?m a jedin?m kandid?tem na z?kladn? energii je jadern? energie. V sou?asn? dob? jsou k v?rob? energie zvl?dnuty pouze jadern? ?t?pn? reakce, kter? se pou??vaj? v modern?ch jadern?ch elektr?rn?ch. ??zen? termonukle?rn? f?ze je zat?m pouze potenci?ln?m kandid?tem na z?kladn? energii.

V?echna za??zen? vynalezen? v?ce ne? 50 let lze rozd?lit do dvou velk?ch t??d:
1. Reaktory se zap?len?m samoudr?uj?c? termonukle?rn? reakce. Stacion?rn? nebo kvazistacion?rn? syst?my.
To zahrnuje reaktory, kter? vy?aduj? energii z vn?j??ch zdroj? pouze k za?ehnut? termonukle?rn? reakce. Reakce je d?le podporov?na energi? uvoln?nou v plazmatu b?hem termonukle?rn? reakce, nap??klad ve sm?si deuterium-tritium se energie a-??stic vznikl?ch b?hem reakc? spot?ebov?v? na udr?en? vysok? teploty. Ve sm?si deuteria s 3He se energie v?ech reak?n?ch produkt?, tedy a-??stic a proton?, vynakl?d? na udr?en? po?adovan? teplota plazma. V ust?len?m provozn?m re?imu termonukle?rn?ho reaktoru energie p?en??en? nabit?mi reak?n?mi produkty kompenzuje ztr?ty energie z plazmatu, kter? jsou zp?sobeny p?edev??m tepelnou vodivost? plazmatu a z??en?m. P??klad takov?ho f?zn?ho reaktoru: tokamak, stelar?tor.
V syst?mech zalo?en?ch na magnetick?m zadr?en? hork?ho plazmatu; V tomto p??pad? je hustota plazmatu n?zk? a p?ebytku energie uvoln?n? p?i ??zen? termojadern? f?zi nad energi? zavedenou do syst?mu (Lawsonovo krit?rium) je dosa?eno d?ky dobr?mu zadr?ov?n? energie v syst?mu, tzn. dlouh? ?ivotnost energetick? plazmy. Proto syst?my s magnetick?m omezen?m maj? charakteristickou velikost plazmatu v ??du n?kolika metr? a relativn? n?zkou hustotu plazmatu, n ~ 1020 m-3 (to je p?ibli?n? 105kr?t ni??? ne? atomov? hustota p?i norm?ln? tlak A pokojov? teplota).
2. Reaktor se zachov?n?m spalov?n? termojadern?ch reakc?. Pulzn? syst?my.
Pat?? sem reaktory, ve kter?ch se pro udr?en? ho?en? reakc? neuvol?uje dostatek energie v plazmatu ve form? nabit?ch reak?n?ch produkt? a je pot?eba energie z vn?j??ch zdroj?. K tomu doch?z? v t?ch termojadern?ch reaktorech, kde jsou energetick? ztr?ty vysok?, nap?. otev?en? magnetick? past, tokamak pracuj?c? v re?imu hustoty plazmatu a teploty pod k?ivkou z??ehu termojadern? reakce. Tyto dva typy reaktor? zahrnuj? v?echny mo?n? typy termonukle?rn?ch reakc?, kter? lze postavit na b?zi syst?m? s magnetick?m omezen?m plazmatu (tokamak, stelar?tor, otev?en? magnetick? past atd.) nebo syst?m? s inerci?ln? dr?en? plazma.
V pulzn?ch syst?mech lze Lawsonova krit?ria dos?hnout komprimac? termonukle?rn?ch c?l? laserov?m nebo rentgenov?m z??en?m a vytvo?en?m sm?si s velmi vysok? hustota. ?ivotnost v pulzn?ch syst?mech je kr?tk? a je ur?ena volnou expanz? c?le. Hlavn?m fyzik?ln?m ?kolem v tomto sm?ru ??zen? termojadern? f?ze je sn??it celkovou energii v?buchu na ?rove?, kter? umo?n? vyrobit praktick? termonukle?rn? reaktor.

Oba typy syst?m? se p?es ?etn? probl?my ji? p?ibl??ily vytvo?en? experiment?ln?ch termonukle?rn?ch f?zn?ch stroj? s kladn?m energetick?m v?stupem, ve kter?ch se budou testovat hlavn? prvky budouc?ch termonukle?rn?ch reaktor?.

V?voj f?zn?ho reaktoru pro magnetick? zadr?en? je pokro?ilej?? ne? syst?my pro inerci?ln? zadr?en?.
V sou?asn? dob? je realizov?n projekt ITER - mezin?rodn? experiment?ln? termonukle?rn? reaktor vyv?jej? od roku 1988 ?ty?i strany - SSSR (od roku 1992 Rusko), USA, zem? Euratomu a Japonsko. Posl?n?m ITER je demonstrovat proveditelnost komer?n?ho vyu?it? f?zn?ho reaktoru a ?e?it fyzik?ln? a technologick? probl?my, kter? mohou na cest? nastat. Projekt reaktoru byl kompletn? dokon?en a pro jeho stavbu bylo vybr?no m?sto – v?zkumn? centrum Cadarache na jihu Francie, 60 km od Marseille.

ITER - Mezin?rodn? termonukle?rn? reaktor (ITER)

Lidsk? spot?eba energie ka?d?m rokem roste, co? tla?? energetiku k aktivn?mu rozvoji. Se vznikem jadern?ch elektr?ren tedy v?razn? vzrostlo mno?stv? vyroben? energie po cel?m sv?t?, co? umo?nilo bezpe?n? vyu??vat energii pro v?echny pot?eby lidstva. Nap??klad 72,3 % elekt?iny vyroben? ve Francii poch?z? z jadern?ch elektr?ren, na Ukrajin? – 52,3 %, ve ?v?dsku – 40,0 %, ve Spojen?m kr?lovstv? – 20,4 %, v Rusku – 17,1 %. Technologie v?ak nestoj? na m?st?, a aby uspokojili dal?? energetick? pot?eby budouc?ch zem?, v?dci pracuj? na ?ad? inovativn? projekty, jedn?m z nich je ITER - mezin?rodn? termonukle?rn? reaktor (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor).

I kdy? je ziskovost tohoto za??zen? st?le sporn?, podle pr?ce mnoha v?zkumn?k? m??e vytvo?en? a n?sledn? v?voj technologie ??zen? termonukle?rn? f?ze vy?stit v v?konn? a bezpe?n? zdroj energie. Pod?vejme se na n?kter? pozitivn? aspekty takov? instalace:

• Hlavn?m palivem termojadern?ho reaktoru je vod?k, co? znamen? prakticky nevy?erpateln? z?soby jadern?ho paliva.
• Vod?k lze vyr?b?t zpracov?n?m mo?sk? vody, kterou m? v?t?ina zem? k dispozici. Z toho vypl?v?, ?e nem??e vzniknout monopol palivov?ch zdroj?.
• Pravd?podobnost nouzov?ho v?buchu p?i provozu termojadern?ho reaktoru je mnohem men?? ne? p?i provozu jadern?ho reaktoru. Podle v?zkumn?k? ani v p??pad? hav?rie nebudou emise radiace p?edstavovat nebezpe?? pro obyvatelstvo, tak?e nen? pot?eba evakuace.
• Na rozd?l od jadern?ch reaktor? produkuj? f?zn? reaktory radioaktivn? odpad, kter? m? kr?tk? polo?as rozpadu, co? znamen?, ?e se rychleji rozkl?d?. V termonukle?rn?ch reaktorech tak? nevznikaj? ??dn? produkty spalov?n?.
• F?zn? reaktor nevy?aduje materi?ly, kter? se tak? pou??vaj? pro jadern? zbran?. Odpad? tak mo?nost kryt? v?roby jadern?ch zbran? zpracov?n?m materi?l? pro pot?eby jadern?ho reaktoru.

Termonukle?rn? reaktor - pohled zevnit?

Existuje v?ak tak? ?ada technick?ch nedostatk?, se kter?mi se v?zkumn?ci neust?le setk?vaj?.

Nap??klad sou?asn? verze paliva, prezentovan? ve form? sm?si deuteria a tritia, vy?aduje v?voj nov?ch technologi?. Nap??klad na konci prvn? s?rie test? termonukle?rn?ho reaktoru JET, dosud nejv?t??ho, se reaktor stal natolik radioaktivn?m, ?e k dokon?en? experimentu bylo pot?eba d?le vyvinout speci?ln? syst?m robotick? ?dr?by. Dal??m faktorem zklam?n? p?i provozu termojadern?ho reaktoru je jeho ??innost - 20%, zat?mco ??innost jadern? elektr?rny je 33-34% a tepeln? elektr?rny je 40%.

Vytvo?en? projektu ITER a spu?t?n? reaktoru

Projekt ITER se datuje do roku 1985, kdy Sov?tsk? svaz nab?dl spolutvo?en? tokamak - toroidn? komora s magnetick?mi c?vkami, kter? je schopna dr?et plazma pomoc? magnet?, ??m? vytv??? podm?nky pot?ebn? pro uskute?n?n? termonukle?rn? f?zn? reakce. V roce 1992 byla podeps?na ?ty?strann? dohoda o v?voji ITER, jej?? smluvn?mi stranami byly EU, USA, Rusko a Japonsko. V roce 1994 se k projektu p?ipojila Republika Kazachst?n, v roce 2001 - Kanada, v roce 2003 - Ji?n? Korea a ??na, v roce 2005 - Indie. V roce 2005 bylo ur?eno m?sto pro stavbu reaktoru - Cadarache Nuclear Energy Research Center, Francie.

Stavba reaktoru za?ala p??pravou j?my pro zalo?en?. Tak?e parametry j?my byly 130 x 90 x 17 metr?. Cel? komplex tokamaku bude v??it 360 000 tun, z toho 23 000 tun tvo?? samotn? tokamak.

R?zn? prvky komplexu ITER budou vyvinuty a dod?ny na staveni?t? z cel?ho sv?ta. Tak?e v roce 2016 byla v Rusku vyvinuta ??st vodi?? pro poloid?ln? c?vky, kter? byly n?sledn? odesl?ny do ??ny, kter? si c?vky sama vyrob?.

Je z?ejm?, ?e takto rozs?hl? d?lo nen? v?bec snadn? zorganizovat, ?ada zem? opakovan? nedok?zala dodr?et harmonogram projektu, v d?sledku ?eho? bylo spu?t?n? reaktoru neust?le odkl?d?no. Tak?e podle ?ervnov? zpr?vy z lo?sk?ho roku (2016): „p??jem prvn? plazmy je pl?nov?n na prosinec 2025“.

Opera?n? mechanismus tokamaku ITER

Term?n „tokamak“ poch?z? z rusk? zkratky, kter? znamen? „toroidn? komora s magnetick?mi c?vkami“.

Srdcem tokamaku je vakuov? komora ve tvaru torusu. Uvnit?, p?i extr?mn? teplot? a tlaku, plynn? vod?kov? palivo se st?v? plazmou - hork?m elektricky nabit?m plynem. Jak zn?mo, hv?zdnou hmotu p?edstavuje plazma a termonukle?rn? reakce ve slune?n?m j?dru prob?haj? p?esn? za podm?nek zv??en? teplota a tlak. Podobn? podm?nky pro vznik, retenci, kompresi a oh?ev plazmatu jsou vytv??eny pomoc? masivn?ch magnetick?ch c?vek, kter? jsou um?st?ny kolem vakuov? n?doby. Vliv magnet? omez? hork? plazma od st?n n?doby.

P?ed zah?jen?m procesu se z vakuov? komory odstran? vzduch a ne?istoty. Magnetick? syst?my, kter? pomohou ??dit plazma, jsou pot? nabity a plynn? palivo. Kdy? mocn? elekt?ina, plyn je elektricky ?t?pen a st?v? se ionizovan?m (to znamen?, ?e elektrony opou?t?j? atomy) a tvo?? plazmu.

Kdy? se ??stice plazmy aktivuj? a sraz?, za?nou se tak? zah??vat. Pomocn? metody oh?ev pom?h? p?iv?st plazmu na teploty t?n? (150 a? 300 milion? °C). ??stice „vybuzen?“ do t?to m?ry mohou p?i sr??ce p?ekonat sv? p?irozen? elektromagnetick? odpuzov?n? a v d?sledku takov?ch sr??ek uvol?ovat obrovsk? mno?stv? energie.

Konstrukce tokamaku se skl?d? z n?sleduj?c?ch prvk?:

Vakuov? n?doba

(“kobliha”) – toroidn? komora vyroben? z z nerezov? oceli. Jej? velk? pr?m?r je 19 m, mal? je 6 m a v??ka je 11 m Objem komory je 1400 m 3 a hmotnost je v?ce ne? 5 000 tun St?ny vakuov? n?doby budou cirkulovat mezi st?nami, ve kter?ch bude destilovan? voda. Aby se zabr?nilo kontaminaci vody, je vnit?n? st?na komory chr?n?na p?ed radioaktivn?m z??en?m pomoc? p?ikr?vky.

Deka

(„deka“) – skl?d? se ze 440 ?lomk? pokr?vaj?c?ch vnit?n? povrch kamery. celkov? plocha banketn? plocha je 700 m2. Ka?d? fragment je druh kazety, jej?? t?lo je vyrobeno z m?di a p?edn? st?na je odn?mateln? a vyroben? z berylia. Parametry kazet jsou 1x1,5 m a hmotnost nep?esahuje 4,6 tuny Takov? beryliov? kazety zpomal? vysokoenergetick? neutrony vznikaj?c? b?hem reakce. B?hem moderov?n? neutron? bude teplo uvol?ov?no a odv?d?no chladic?m syst?mem. Je t?eba poznamenat, ?e beryliov? prach vznikaj?c? v d?sledku provozu reaktoru m??e zp?sobit v??n? onemocn?n? zvan? berylium a m? tak? karcinogenn? ??inek. Z tohoto d?vodu jsou v are?lu vyv?jena p??sn? bezpe?nostn? opat?en?.

Tokamak v sekci. ?lut? - solenoid, oran?ov? - magnety toroidn?ho pole (TF) a poloid?ln?ho pole (PF), modr? - deka, sv?tle modr? - VV - vakuov? n?doba, fialov? - divertor

("popeln?k") poloidn?ho typu je za??zen?, jeho? hlavn?m ?kolem je "o?istit" plazmu od ne?istot vznikaj?c?ch zah??v?n?m a interakc? p?ikr?vek pokryt?ch st?n komory s n?. Kdy? se takov? kontaminanty dostanou do plazmatu, za?nou intenzivn? vyza?ovat, co? m? za n?sledek dal?? ztr?ty z??en?. Je um?st?n ve spodn? ??sti tokomaku a pomoc? magnet? sm??uje horn? vrstvy plazmatu (kter? jsou nejv?ce zne?i?t?n?) do chladic? komory. Zde se plazma ochlad? a zm?n? se v plyn, na?e? je od?erp?no zp?t z komory. Prach berylia se po vstupu do komory prakticky nem??e vr?tit zp?t do plazmatu. Plazmatick? kontaminace tedy z?st?v? pouze na povrchu a nepronik? hloub?ji.

Kryostat

- nejv?t?? sou??st tokomaku, kterou je nerezov? pl??? o objemu 16 000 m 2 (29,3 x 28,6 m) a hmotnosti 3 850 tun Dal?? prvky syst?mu budou um?st?ny uvnit? kryostatu a s?m slou?? jako bari?ra mezi tokamakem a vn?j?? prost?ed?. Na jeho vnit?n?ch st?n?ch budou tepeln? clony chlazen? cirkuluj?c?m dus?kem na teplotu 80 K (-193,15 °C).

Magnetick? syst?m

– soubor prvk?, kter? slou?? k zadr?ov?n? a ??zen? plazmatu uvnit? vakuov? n?doby. Jedn? se o soubor 48 prvk?:

• Toroidn? c?vky pole jsou um?st?ny vn? vakuov? komory a uvnit? kryostatu. Jsou prezentov?ny v 18 kusech, ka?d? o rozm?rech 15 x 9 ma v??? p?ibli?n? 300 tun Tyto c?vky dohromady generuj? magnetick? pole 11,8 Tesla kolem torusu plazmy a ukl?daj? energii 41 GJ.
• C?vky poloidn?ho pole – um?st?n? na horn? stran? c?vek toroidn?ho pole a uvnit? kryostatu. Tyto c?vky jsou zodpov?dn? za generov?n? magnetick?ho pole, kter? odd?luje hmotu plazmatu od st?n komory a stla?uje plazma pro adiabatick? oh?ev. Po?et takov?ch svitk? je 6. Dva z svitk? maj? pr?m?r 24 ma hmotnost 400 tun, zb?vaj?c? ?ty?i jsou o n?co men??.
• Centr?ln? solenoid je um?st?n ve vnit?n? ??sti toroidn? komory, respektive v „d??e na koblihu“. Princip jeho ?innosti je podobn? transform?toru a hlavn?m ?kolem je vybudit induk?n? proud v plazmatu.
• Korek?n? c?vky jsou um?st?ny uvnit? vakuov? n?doby, mezi pokr?vkou a st?nou komory. Jejich ?kolem je udr?et tvar plazmy, kter? je schopen se lok?ln? „vyboulit“ a dokonce se dot?kat st?n n?doby. Umo??uje sn??it ?rove? interakce st?n komory s plazmou, a tedy ?rove? jej? kontaminace, a tak? sni?uje opot?eben? samotn? komory.

Struktura komplexu ITER

V??e popsan? design tokamaku „ve zkratce“ je vysoce komplexn? inovativn? mechanismus sestaven? d?ky ?sil? n?kolika zem?. K jeho pln?mu provozu je v?ak zapot?eb? cel? komplex budov um?st?n?ch v bl?zkosti tokamaku. Mezi nimi:

• Syst?m ??zen?, p??stupu k dat?m a komunikace – CODAC. Nach?z? se v ?ad? budov komplexu ITER.
• Sklad paliva a palivov? syst?m - slou?? k dod?n? paliva do tokamaku.
• Vakuov? syst?m – sest?v? z v?ce ne? ?ty? set vakuov? pumpy, jeho? ?kolem je od?erp?vat z vakuov? komory produkty termonukle?rn? reakce, ale i r?zn? kontaminanty.
• Kryogenn? syst?m – p?edstavovan? okruhem dus?ku a helia. Heliov? obvod bude normalizovat teplotu v tokamaku, jeho? pr?ce (a tedy i teplota) neprob?h? kontinu?ln?, ale v pulzech. Okruh dus?ku bude ochlazovat tepeln? ?t?ty kryostatu a samotn? okruh helia. Bude tak? p??tomen vodn? syst?m chlazen?, kter? je zam??eno na sn??en? teploty st?n p?ikr?vky.
• Zdroj nap?jen?. Tokamak bude pro nep?etr?it? provoz vy?adovat p?ibli?n? 110 MW energie. Za t?mto ??elem budou vybudov?ny kilometrov? elektrick? veden?, kter? bude napojeno na Francouze pr?myslov? s??. Je t?eba p?ipomenout, ?e experiment?ln? za??zen? ITER nezaji??uje v?robu energie, ale funguje pouze ve v?deck?ch z?jmech.

financov?n? ITER

Mezin?rodn? termonukle?rn? reaktor ITER je pom?rn? n?kladn? podnik, kter? se p?vodn? odhadoval na 12 miliard USD, p?i?em? Rusko, USA, Korea, ??na a Indie p?edstavuj? 1/11 ??stky, Japonsko 2/11 a EU 4. /11 . Tato ??stka se pozd?ji zv??ila na 15 miliard dolar?. Je pozoruhodn?, ?e financov?n? prob?h? prost?ednictv?m dod?vek vybaven? pot?ebn?ho pro komplex, kter? je vyvinut v ka?d? zemi. Rusko tak dod?v? p?ikr?vky, plazmov? topn? za??zen? a supravodiv? magnety.

Perspektiva projektu

V sou?asn? dob? prob?h? v?stavba are?lu ITER a v?roba v?ech po?adovan?ch komponent? pro tokamak. Po pl?novan?m startu tokamaku v roce 2025 za?ne s?rie experiment?, na jejich? z?klad? budou zaznamen?ny aspekty vy?aduj?c? zlep?en?. Po ?sp??n?m zprovozn?n? ITERu se pl?nuje v?stavba elektr?rny zalo?en? na termojadern? f?zi s n?zvem DEMO (DEMOnstration Power Plant). C?lem DEMo je demonstrovat takzvanou „komer?n? p?ita?livost“ energie z jadern? synt?zy. Pokud je ITER schopen generovat pouze 500 MW energie, pak DEMO bude schopno nep?etr?it? generovat energii 2 GW.

Je v?ak t?eba m?t na pam?ti, ?e experiment?ln? za??zen? ITER nebude vyr?b?t energii a jeho ??elem je z?skat ?ist? v?deck? v?hody. A jak v?te, jedno nebo druh? fyzik?ln? experiment m??e nejen naplnit o?ek?v?n?, ale tak? p?in?st lidstvu nov? poznatky a zku?enosti.

F?zn? elektr?rna.

V sou?asn? dob? v?dci pracuj? na vytvo?en? termojadern? elektr?rny, jej?? v?hodou je poskytovat lidstvu elekt?inu na neomezenou dobu. Termonukle?rn? elektr?rna funguje na b?zi termojadern? f?ze - reakce synt?zy t??k?ch izotop? vod?ku za vzniku helia a uvol?ov?n? energie. P?i termonukle?rn? f?zn? reakci nevznik? plynn? ani kapaln? radioaktivn? odpad a nevznik? plutonium, kter? se pou??v? k v?rob? jadern?ch zbran?. Vezmeme-li v ?vahu i to, ?e palivem pro termonukle?rn? stanice bude izotop t??k?ho vod?ku deuterium, kter? se z?sk?v? z jednoduch? vody – p?l litru vody obsahuje energii f?ze ekvivalentn? t?, kterou z?sk? sp?len?m sudu s benz?nem – pak v?hody elektr?rny zalo?en? na termonukle?rn?ch reakc?ch se st?vaj? samoz?ejm?mi.

P?i termonukle?rn? reakci se energie uvol?uje, kdy? se lehk? atomy spojuj? a p?em??uj? na t????. Aby toho bylo dosa?eno, je nutn? zah??t plyn na teplotu p?es 100 milion? stup?? – mnohem vy???, ne? je teplota ve st?edu Slunce.

Plyn se p?i t?to teplot? m?n? v plazmu. Atomy izotop? vod?ku se spojuj?, m?n? se na atomy helia a neutrony a uvol?uj? se velk? po?et energie. Komer?n? elektr?rna funguj?c? na tomto principu by vyu??vala energii neutron? moderovanou vrstvou hust?ho materi?lu (lithia).

Ve srovn?n? s jadernou elektr?rnou po sob? f?zn? reaktor zanech? mnohem m?n? radioaktivn?ho odpadu.

Mezin?rodn? termonukle?rn? reaktor ITER

??astn?ci mezin?rodn?ho konsorcia na vytvo?en? prvn?ho termonukle?rn?ho reaktoru na sv?t? ITER podepsali v Bruselu dohodu, kter? zahajuje praktickou realizaci projektu.

Z?stupci Evropsk? unie, Spojen?ch st?t?, Japonska, ??ny, Ji?n? Koreje a Ruska hodlaj? zah?jit stavbu experiment?ln?ho reaktoru v roce 2007 a dokon?it ji do osmi let. Pokud v?e p?jde podle pl?nu, pak by do roku 2040 mohla b?t postavena demonstra?n? elektr?rna funguj?c? na nov?m principu.

R?d bych v??il, ?e ?ra ekologicky nebezpe?n?ch vodn?ch a jadern?ch elektr?ren brzy skon?? a p?ijde ?as na novou elektr?rnu - termojadernou, jej?? projekt se ji? realizuje. Ale navzdory skute?nosti, ?e projekt ITER (International Thermonuclear Reactor) je t?m?? p?ipraven; Navzdory tomu, ?e ji? u prvn?ch provozovan?ch experiment?ln?ch termonukle?rn?ch reaktor? byl z?sk?n v?kon p?esahuj?c? 10 MW - ?rove? prvn?ch jadern?ch elektr?ren, prvn? termojadern? elektr?rna neza?ne pracovat d??ve ne? za dvacet let, proto?e jej? cena je velmi vysok? . N?klady na d?lo se odhaduj? na 10 miliard eur – jde o nejdra??? mezin?rodn? projekt elektr?rny. Polovinu n?klad? na stavbu reaktoru hrad? Evropsk? unie. Ostatn? ??astn?ci konsorcia p?id?l? 10 % odhadu.

Nyn? mus? pl?n na stavbu reaktoru, kter? se stane nejdra???m spole?n?m v?deck?m projektem v?bec, ratifikovat poslanci ?lensk?ch zem? konsorcia.

Reaktor bude postaven na jihu francouzsk? provincie Provence, v bl?zkosti m?sta Cadarache, kde se nach?z? francouzsk? centrum jadern?ho v?zkumu.

Dnes se termonukle?rn?ho v?zkumu ??astn? mnoho zem?. Vedouc?mi p?edstaviteli jsou Evropsk? unie, Spojen? st?ty, Rusko a Japonsko, zat?mco programy v ??n?, Braz?lii, Kanad? a Koreji se rychle roz?i?uj?. Zpo??tku byly f?zn? reaktory v USA a SSSR spojov?ny s v?vojem jadern?ch zbran? a z?staly utajeny a? do konference Atoms for Peace, kter? se konala v roce 1958 v ?enev?. Po vytvo?en? sov?tsk?ho tokamaku se v?zkum jadern? f?ze stal v 70. letech „velkou v?dou“. Ale n?klady a slo?itost za??zen? vzrostly do bodu, kdy se mezin?rodn? spolupr?ce stala jedinou cestou vp?ed.

Termonukle?rn? reaktory ve sv?t?

Od 70. let 20. stolet? se komer?n? vyu?it? energie z jadern? synt?zy neust?le zpo??ovalo o 40 let. V posledn?ch letech se v?ak ud?lo mnoho, co m??e umo?nit toto obdob? zkr?tit.

Bylo postaveno n?kolik tokamak?, v?etn? evropsk?ho JET, britsk?ho MAST a experiment?ln?ho f?zn?ho reaktoru TFTR v Princetonu v USA. Mezin?rodn? projekt ITER je v sou?asn? dob? ve v?stavb? ve francouzsk?m Cadarache. Po zah?jen? provozu v roce 2020 to bude nejv?t?? tokamak. V roce 2030 ??na postav? CFETR, kter? p?ekon? ITER. ??na mezit?m prov?d? v?zkum experiment?ln?ho supravodiv?ho tokamaku EAST.

Mezi v?zkumn?ky je obl?ben? i dal?? typ f?zn?ho reaktoru, stell?tory. Jeden z nejv?t??ch, LHD, za?al pracovat v Japonsku N?rodn? ?stav v roce 1998. Pou??v? se k nalezen? nejlep?? magnetick? konfigurace pro udr?en? plazmatu. N?meck? institut Maxe Plancka prov?d?l v letech 1988 a? 2002 v?zkum reaktoru Wendelstein 7-AS v Garchingu a v sou?asnosti reaktoru Wendelstein 7-X, jeho? stavba trvala v?ce ne? 19 let. Dal?? stelar?tor TJII je v provozu ve ?pan?lsk?m Madridu. V USA Princeton Laboratory (PPPL), kde byl postaven prvn? f?zn? reaktor tohoto typu v roce 1951 zastavil v?stavbu NCSX v roce 2008 kv?li p?ekro?en? n?klad? a nedostatku finan?n?ch prost?edk?.

Krom? toho bylo dosa?eno v?znamn?ho pokroku ve v?zkumu inerci?ln? f?ze. V?stavba N?rodn?ho zapalovac?ho za??zen? (NIF) v Livermore National Laboratory (LLNL) v hodnot? 7 miliard USD, financovan?ho N?rodn? spr?vou jadern? bezpe?nosti, byla dokon?ena v b?eznu 2009. Francouzsk? laser M?gajoule (LMJ) zah?jil provoz v ??jnu 2014. F?zn? reaktory vyu??vaj? lasery, kter? b?hem n?kolika miliardtin sekundy doru?uj? p?ibli?n? 2 miliony joul? sv?teln? energie na c?l o velikosti n?kolika milimetr?, aby spustily reakci jadern? f?ze. Prim?rn?m posl?n?m NIF a LMJ je v?zkum na podporu n?rodn?ch vojensk?ch jadern?ch program?.

ITER

V roce 1985 navrhl Sov?tsk? svaz postavit tokamak nov? generace spole?n? s Evropou, Japonskem a Spojen?mi st?ty. Pr?ce prob?haly pod z??titou MAAE. V obdob? od roku 1988 do roku 1990 prvn? projekty Mezin?rodn? termonukle?rn? experiment?ln? reaktor ITER, co? tak? znamen? „cesta“ nebo „cesta“ v latin?, s c?lem dok?zat, ?e f?ze m??e produkovat v?ce energie, ne? absorbuje. Z??astnily se tak? Kanada a Kazachst?n, zprost?edkovan? Euratomem a Ruskem.

O ?est let pozd?ji rada ITER schv?lila prvn? komplexn? n?vrh reaktoru zalo?en? na zaveden? fyzice a technologii, kter? st?l 6 miliard dolar?. Pot? Spojen? st?ty z konsorcia vystoupily, co? je donutilo sn??it n?klady na polovinu a zm?nit projekt. V?sledkem je ITER-FEAT, kter? stoj? 3 miliardy dolar?, ale dosahuje sob?sta?n? odezvy a pozitivn? energetick? rovnov?hy.

V roce 2003 se do konsorcia znovu p?ipojily Spojen? st?ty a ??na ozn?mila, ?e se chce z??astnit. V d?sledku toho se partne?i v polovin? roku 2005 dohodli na v?stavb? ITER v Cadarache na jihu Francie. EU a Francie p?isp?ly polovinou z 12,8 miliardy EUR, zat?mco Japonsko, ??na, Ji?n? Korea, USA a Rusko p?isp?ly ka?d? po 10 %. Japonsko poskytlo high-tech komponenty, udr?ovalo za??zen? IFMIF v hodnot? 1 miliardy EUR ur?en? k testov?n? materi?l? a m?lo pr?vo postavit dal?? testovac? reaktor. Celkov? n?klady na ITER zahrnuj? polovinu n?klad? na 10 let v?stavby a polovinu n?klad? na 20 let provozu. Indie se na konci roku 2005 stala sedm?m ?lenem ITER.

Experimenty maj? za??t v roce 2018 s pou?it?m vod?ku, aby se zabr?nilo aktivaci magnet?. Pomoc? D-T plazma se neo?ek?v? d??ve ne? v roce 2026.

C?lem ITER je generovat 500 MW (alespo? po dobu 400 s) s pou?it?m m?n? ne? 50 MW p??konu bez v?roby elekt?iny.

Dvougigawattov? demonstra?n? elektr?rna Demo bude vyr?b?t ve velk?m pr?b??n?. Koncep?n? n?vrh Demo bude dokon?en do roku 2017, se zah?jen?m v?stavby v roce 2024. Uveden? na trh prob?hne v roce 2033.

PROUD

V roce 1978 zah?jila EU (Euratom, ?v?dsko a ?v?carsko) spole?n? evropsk? projekt JET ve Velk? Brit?nii. JET je dnes nejv?t?? provozn? tokamak na sv?t?. Podobn? reaktor JT-60 funguje v japonsk?m National Fusion Institute, ale pouze JET m??e pou??vat deuterium-tritium.

Reaktor byl spu?t?n v roce 1983 a stal se prvn?m experimentem, jeho? v?sledkem byla ??zen? termonukle?rn? f?ze s v?konem a? 16 MW za jednu sekundu a 5 MW stabiln?ho v?konu na deuterium-tritiov? plazm? v listopadu 1991. Ke studiu bylo provedeno mnoho experiment? r?zn? sch?mata vyt?p?n? a dal?? techniky.

Dal?? vylep?en? JET zahrnuj? zv??en? jeho v?konu. Kompaktn? reaktor MAST je vyv?jen spole?n? s JET a je sou??st? projektu ITER.

K-STAR

K-STAR je korejsk? supravodiv? tokamak z National Fusion Research Institute (NFRI) v Daejeonu, kter? vyrobil sv? prvn? plazma v polovin? roku 2008. ITER, kter? je v?sledkem mezin?rodn? spolupr?ce. Tokamak o polom?ru 1,8 m je prvn?m reaktorem, kter? pou??v? supravodiv? magnety Nb3Sn, tyt?? pl?novan? pro ITER. B?hem prvn? etapy, dokon?en? do roku 2012, musel K-STAR prok?zat svou ?ivotaschopnost z?kladn? technologie a dos?hnout plazmov?ch pulz? trvaj?c?ch a? 20 sekund. Ve druh? etap? (2013-2017) se modernizuje na studium dlouh?ch puls? a? 300 s v re?imu H a p?echod na vysoce v?konn? AT re?im. C?lem t?et? f?ze (2018-2023) je dosa?en? vysok? produktivity a efektivity v re?imu dlouh?ho pulzu. Ve f?zi 4 (2023-2025) budou testov?ny DEMO technologie. Za??zen? nen? schopno zpracovat tritium a Palivo D-T nepou??v?.

K-DEMO

O?ek?v? se, ?e K-DEMO, vyvinut? ve spolupr?ci s Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) a jihokorejsk?m NFRI, bude dal??m krokem ve v?voji komer?n?ch reaktor? po ITER a bude prvn? elektr?rnou schopnou vyr?b?t energii v elektrick? s?t? konkr?tn? 1 milion kW b?hem n?kolika t?dn?. Bude m?t pr?m?r 6,65 m a bude m?t v r?mci projektu DEMO vytvo?en? modul reproduk?n? z?ny. Korejsk? ministerstvo ?kolstv?, v?dy a technologie do n?j pl?nuje investovat zhruba bilion korejsk?ch won? (941 milion? dolar?).

V?CHODN?

??nsk? experiment?ln? pokro?il? supravodiv? tokamak (EAST) na ?stavu fyziky ??ny v Che-fej vytvo?il vod?kov? plazma o teplot? 50 milion? °C a udr?oval ho po dobu 102 s.

TFTR

V americk? laborato?i PPPL fungoval v letech 1982 a? 1997 experiment?ln? f?zn? reaktor TFTR. V prosinci 1993 se TFTR stal prvn?m magnetick?m tokamakem, kter? provedl rozs?hl? experimenty s deuteriem a tritiem v plazmatu. V p???t? rok reaktor produkoval tehdy rekordn?ch 10,7 MW regulovateln?ho v?konu a v roce 1995 bylo dosa?eno teplotn?ho rekordu 510 milion? °C. Za??zen? v?ak nedos?hlo zlomov?ho c?le energie z jadern? synt?zy, ale ?sp??n? splnilo c?le n?vrhu hardwaru, co? v?znamn? p?isp?lo k rozvoji ITER.

LHD

LHD v japonsk?m National Fusion Institute v Toki v prefektu?e Gifu byl nejv?t??m stelar?torem na sv?t?. F?zn? reaktor byl spu?t?n v roce 1998 a prok?zal vlastnosti plazmov?ho zadr?en? srovnateln? s jin?mi velk?mi za??zen?mi. Bylo dosa?eno iontov? teploty 13,5 keV (asi 160 milion? °C) a energie 1,44 MJ.

Wendelstein 7-X

Po roce testov?n?, kter? za?alo na konci roku 2015, teploty helia dos?hly kr?tk? ?as dos?hl 1 milion °C. V roce 2016 dos?hl vod?kov? plazmov? f?zn? reaktor s v?konem 2 MW b?hem ?tvrt sekundy teploty 80 milion? °C. W7-X je nejv?t?? stelar?tor na sv?t? a je pl?nov?n na nep?etr?it? provoz po dobu 30 minut. N?klady na reaktor byly 1 miliarda €.

NIF

National Ignition Facility (NIF) v Livermore National Laboratory (LLNL) byla dokon?ena v b?eznu 2009. Pomoc? sv?ch 192 laserov?ch paprsk? je NIF schopen soust?edit 60kr?t v?ce energie ne? jak?koli p?edchoz? laserov? syst?m.

Studen? f?ze

V b?eznu 1989 dva v?zkumn?ci, Ameri?an Stanley Pons a Brit Martin Fleischman, ozn?mili, ?e spustili jednoduch? stoln? reaktor studen? f?ze pracuj?c? p?i pokojov? teplot?. Proces zahrnoval elektrol?zu t??k? vody pomoc? palladiov?ch elektrod, na kter?ch byla j?dra deuteria koncentrov?na do vysok? hustoty. V?zkumn?ci tvrd?, ?e produkovalo teplo, kter? lze vysv?tlit pouze z hlediska jadern?ch proces?, a existovaly vedlej?? produkty f?ze v?etn? h?lia, tritia a neutron?. Ostatn? experiment?to?i v?ak nebyli schopni tento experiment zopakovat. V?t?ina z V?deck? komunita nev???, ?e reaktory studen? f?ze jsou skute?n?.

N?zkoenergetick? jadern? reakce

V?zkum iniciovan? tvrzen?mi o „studen? f?zi“ pokra?oval v n?zkoenergetick? oblasti s ur?itou empirickou podporou, ale nen? obecn? p?ij?m?n v?deck? vysv?tlen?. K vytv??en? a zachycov?n? neutron? se z?ejm? pou??vaj? slab? jadern? interakce (a ne mocn? s?la, jako p?i jejich f?zi). Experimenty zahrnuj? vod?k nebo deuterium proch?zej?c? katalytickou vrstvou a reakci s kovem. V?zkumn?ci uv?d?j? pozorovan? uvol?ov?n? energie. Hlavn? praktick? p??klad je interakce vod?ku s niklov?m pr??kem za uvol?ov?n? tepla, jeho? mno?stv? je v?t??, ne? m??e jak?koli chemick? reakce vytvo?it.

Lidstvo se postupn? bl??? k hranici nevratn?ho vy?erp?n? z?sob uhlovod?k? Zem?. Ropu, plyn a uhl? t???me z ?trob planety t?m?? dv? stolet? a u? te? je jasn?, ?e jejich z?soby se vy?erp?vaj? obrovskou rychlost?. P?edn? zem? sv?ta ji? dlouho uva?uj? o vytvo?en? nov?ho zdroje energie, ?etrn?ho k ?ivotn?mu prost?ed?, bezpe?n?ho z hlediska provozu, s obrovsk?mi z?sobami paliva.

F?zn? reaktor

Dnes se hodn? mluv? o pou??v?n? tzv alternativn? typy energie - obnoviteln? zdroje v podob? fotovoltaiky, v?trn? energie a vodn? energie. Je z?ejm?, ?e tyto sm?ry mohou sv?mi vlastnostmi p?sobit pouze jako pomocn? zdroje dod?vky energie.

Jako dlouhodobou perspektivu pro lidstvo lze uva?ovat pouze o energii zalo?en? na jadern?ch reakc?ch.

Na jedn? stran? st?le v?ce st?t? projevuje z?jem o v?stavbu jadern?ch reaktor? na sv?m ?zem?. St?le je v?ak nal?hav?m probl?mem jadern? energetiky zpracov?n? a ukl?d?n? radioaktivn?ho odpadu, co? ovliv?uje ekonomick? a environment?ln? ukazatele. Je?t? v polovin? 20. stolet? se p?edn? sv?tov? fyzici p?i hled?n? nov?ch druh? energie obr?tili ke zdroji ?ivota na Zemi - ke Slunci, v jeho? hlubin?ch p?i teplot? asi 20 milion? stup?? prob?haj? reakce synt?zy (f?ze) sv?teln?ch prvk? prob?haj? za uvoln?n? kolos?ln? energie.

Dom?c? specialist? si s ?kolem vyvinout za??zen? pro realizaci reakc? jadern? f?ze v pozemsk?ch podm?nk?ch poradili nejl?pe ze v?ech. Znalosti a zku?enosti v oblasti ??zen? termonukle?rn? f?ze (CTF), z?skan? v Rusku, tvo?ily z?klad projektu, kter? je bez nads?zky energetickou nad?j? lidstva - Mezin?rodn? experiment?ln? termonukle?rn? reaktor (ITER), kter? vznik? postaven? v Cadarache (Francie).

Historie termonukle?rn? f?ze

Prvn? termonukle?rn? v?zkum za?al v zem?ch pracuj?c?ch na sv?ch programech atomov? obrany. To nen? p?ekvapiv?, proto?e na ?svitu atomov?ho v?ku hlavn? c?l N?stup deuteriov?ch plazmov?ch reaktor? byl studiem fyzik?ln?ch proces? v hork?m plazmatu, jejich? znalost byla nezbytn? mimo jin? pro vytvo?en? termonukle?rn?ch zbran?. Podle odtajn?n?ch ?daj? za?aly SSSR a USA t?m?? sou?asn? v 50. letech. pr?ce na UTS. Z?rove? v?ak existuj? historick? d?kazy, ?e ji? v roce 1932 star? revolucion?? a bl?zk? p??tel v?dce sv?tov?ho proletari?tu Nikolaje Bucharina, kter? v t? dob? zast?val post p?edsedy v?boru Nejvy??? hospod??sk? rady rozvoj sov?tsk? v?dy, navrhl zah?jit v zemi projekt na studium ??zen?ch termonukle?rn?ch reakc?.

Historie sov?tsk?ho termonukle?rn?ho projektu nen? bez legrace. Budouc? slavn? akademik a tv?rce vod?kov? bomby, Andrej Dmitrijevi? Sacharov, se inspiroval my?lenkou magnetick? tepeln? izolace vysokoteplotn?ho plazmatu z dopisu voj?ka sov?tsk? arm?dy. V roce 1950 poslal ser?ant Oleg Lavrentyev, kter? slou?il na Sachalin, do ?st?edn?ho v?boru V?esvazov? dopis komunistick? strany, ve kter?m navrhla pou??t v vod?kov? bomba lithium-6 deuterid m?sto zkapaln?n?ho deuteria a tritia a tak? vytvo?it syst?m s elektrostatick?m zadr?en?m hork? plazmy pro ??zenou termonukle?rn? f?zi. Dopis p?ezkoumal tehdej?? mlad? v?dec Andrej Sacharov, kter? ve sv? recenzi napsal, ?e „pova?uje za nutn? podrobn? projednat projekt soudruha Lavrentieva“.

Ji? v ??jnu 1950 provedli Andrej Sacharov a jeho kolega Igor Tamm prvn? odhady magnetick?ho termonukle?rn?ho reaktoru (MTR). Prvn? toroidn? instalace se siln?m pod?ln?kem magnetick? pole, na z?klad? my?lenek I. Tamma a A. Sacharova, byl postaven v roce 1955 v LIPAN. ??kalo se mu TMP – torus s magnetick?m polem. N?sledn? instalace se ji? naz?valy TOKAMAK, podle kombinace po??te?n?ch slabik ve fr?zi „TORID?LN? KOMOROV? MAGNETICK? C?VKA“. V jeho klasick? verze Tokamak je toroidn? komora ve tvaru koblihy um?st?n? v toroidn?m magnetick?m poli. Od roku 1955 do roku 1966 V Kurchatovov? institutu bylo postaveno 8 takov?ch za??zen?, na kter?ch bylo provedeno mnoho r?zn?ch studi?. Jestli?e p?ed rokem 1969 byl tokamak postaven mimo SSSR pouze v Austr?lii, pak v n?sleduj?c?ch letech byl postaven ve 29 zem?ch, v?etn? USA, Japonska, evropsk?ch zem?, Indie, ??ny, Kanady, Libye, Egypta. Celkem bylo dosud ve sv?t? vyrobeno asi 300 tokamak?, z toho 31 v SSSR a Rusku, 30 v USA, 32 v Evrop? a 27 v Japonsku. Ve skute?nosti se t?i zem? – SSSR, Velk? Brit?nie a USA – zapojily do nevysloven? sout??e o to, kdo jako prvn? vyu?ije plazmu a skute?n? za?ne vyr?b?t energii „z vody“.

Nejd?le?it?j?? v?hodou termonukle?rn?ho reaktoru je sn??en? radia?n?ho biologick?ho nebezpe?? p?ibli?n? tis?ckr?t ve srovn?n? se v?emi modern?mi jadern?mi reaktory.

Termonukle?rn? reaktor nevypou?t? CO2 a neprodukuje „t??k?“ radioaktivn? odpad. Tento reaktor m??e b?t um?st?n kdekoli a kdekoli.

Krok p?l stolet?

V roce 1985 akademik Evgeniy Velikhov jm?nem SSSR navrhl, aby v?dci z Evropy, USA a Japonska spolupracovali na vytvo?en? termonukle?rn?ho reaktoru, a ji? v roce 1986 byla v ?enev? uzav?ena dohoda o n?vrhu za??zen?, kter? pozd?ji dostal n?zev ITER. V roce 1992 partne?i podepsali ?ty?strannou dohodu o rozvoji in?en?rsk? projekt reaktor. Prvn? etapa v?stavby m? b?t dokon?ena do roku 2020, kdy se pl?nuje p??jem prvn? plazmy. V roce 2011 za?ala skute?n? v?stavba v are?lu ITER.

Konstrukce ITER navazuje na klasick? rusk? tokamak, vyvinut? ji? v 60. letech minul?ho stolet?. Pl?nuje se, ?e na prvn?m stupni bude reaktor pracovat v pulzn?m re?imu s v?konem termojadern?ch reakc? 400–500 MW, na druh?m stupni bude re?im testov?n pokra?uj?c? operace reaktor a tak? syst?m chovu tritia.

Ne nadarmo se reaktoru ITER ??k? energetick? budoucnost lidstva. Za prv? jde o nejv?t?? v?deck? projekt na sv?t?, proto?e ve Francii jej buduje t?m?? cel? sv?t: ??astn? se EU + ?v?carsko, ??na, Indie, Japonsko, Ji?n? Korea, Rusko a USA. Smlouva o v?stavb? instalace byla podeps?na v roce 2006. Evropsk? zem? se na financov?n? projektu pod?lej? zhruba 50 %, Rusko tvo?? p?ibli?n? 10 % z celkov? ??stky, kter? bude investov?na ve form? high-tech za??zen?. Ale nejd?le?it?j??m p??sp?vkem Ruska je samotn? technologie tokamaku, kter? tvo?ila z?klad reaktoru ITER.

Za druh?, p?jde o prvn? pokus o pou?it? ve velk?m m???tku termonukle?rn? reakce, kter? se vyskytuje na Slunci. Za t?et?, toto v?deck? pr?ce by m?la p?in?st velmi praktick? v?sledky a do konce stolet? sv?t o?ek?v? vzhled prvn?ho prototypu komer?n? termonukle?rn? elektr?rny.

V?dci p?edpokl?daj?, ?e prvn? plazma v mezin?rodn?m experiment?ln?m termonukle?rn?m reaktoru bude vyrobeno v prosinci 2025.

Pro? doslova cel? sv?t za?al stav?t takov? reaktor? v?deck? komunita? Faktem je, ?e mnoho technologi?, kter? se pl?nuj? pou??t p?i v?stavb? ITER, nepat?? do v?ech zem? najednou. Jeden st?t, i ten nejrozvinut?j?? z v?deck?ho a technick?ho hlediska, nem??e m?t okam?it? sto technologi? nejvy??? sv?tov? ?rovn? ve v?ech oblastech techniky pou??van?ch v tak vysp?l?m a pr?lomov?m projektu, jak?m je termonukle?rn? reaktor. ITER se ale skl?d? ze stovek podobn?ch technologi?.

Rusko p?ed?? glob?ln? ?rove? v mnoha technologi?ch termonukle?rn? f?ze. Ale nap??klad japon?t? jadern? v?dci maj? v t?to oblasti tak? jedine?n? kompetence, kter? jsou v ITERu docela pou?iteln?.

Hned na za??tku projektu se proto partnersk? zem? dohodly na tom, kdo a co bude na stavbu dod?vat, a ?e by se nem?lo jednat jen o spolupr?ci ve stroj?renstv?, ale o p??le?itost pro ka?d?ho z partner? z?skat nov? technologie. od ostatn?ch ??astn?k?, abyste je v budoucnu sami rozv?jeli.

Andrey Retinger , mezin?rodn? novin??