Průlom na tokamaku DIII-D. Zbystřete!

Režimy typu „Super H Mode“ demonstrují zlepšenou výkonnost fúze a umožňují zásadní krok směrem k ekonomické fúzní energii. Pokud Američané něco označí za „super výsledek“, bývá to zpravidla návnada pro sponzory. Ovšem pod zprávu z 24. června se podepsala společnost General Atomic, článek uveřejnil prestižní časopis Nuclear Fusion a je tedy na místě zbystřit pozornost. Mohlo by se totiž jednat o dramatické snížení nákladů a velikosti budoucích jaderných fúzních reaktorů.

Výzkumní pracovníci a spolupracovníci General Atomics (GA), kteří pracují na tokamaku DIII-D National Fusion Facility, popisují experimenty zkoumající nový pokročilý provozní režim pro fúzní reaktory, který by mohl představovat významný krok směrem ke stavbě téměř neomezeného bezuhlíkatého zdroje energie. Režim Super-H, jak vědci tento přístup označují, umožňuje tokamakům dosáhnout vyššího výkonu fúze než dříve. V nedávných experimentech pracujících v režimu Super H-Mode a v jeho blízkosti dosáhli vědci rekordních hodnot fúzního zisku pro zařízení velikosti tokamaku DIII-D. Fúzní zisk je poměr generovaného fúzního výkonu k topnému příkonu. „Naše nejnovější experimenty měly velmi povzbudivé výsledky, takže je zřejmé, že tu je významný potenciál, jak posunout praktickou fúzní energii o krok blíž k realitě,“ řekl Phil Snyder, ředitel Theory and Computational Science Group v GA ze San Diega, který ve smluvním režimu pro americké Ministerstvo energetiky (DOE, Department of Energy) provozuje DIII-D jako národní uživatelské zařízení. „Je to velmi vzrušující jak z hlediska vědeckého, tak z hlediska budoucnosti fúze.“

Profesor Steven Cowley (už jsme o něm psali), ředitel laboratoře pro fyziku plazmatu v Princetonu (Princeton Plasma Physics Laboratory, PPPL), prohlásil, že nový objev je pro společenství jaderné fúze mimořádně důležitý. „Režim Super-H slibuje snížení nákladů a rozměrů budoucích jaderných reaktorů, čímž se přiblíží realizace fúze,“ řekl Cowley, který se výzkumu nezúčastnil. „Stěží jsme mohli čekat významnější objev.“

Splnila se předpověď

Vědci se snaží vyvinout účinnější metody udržení plazmatu při teplotách a tlacích nezbytných pro ekonomické uvolňování energie fúzí. Snyder a jeho kolegové z GA - spolu s profesorem Howardem Wilsonem a jeho výzkumnou skupinou na University of York a Culham Center for Fusion Energy (UK) - vyvinuli teoretický model, který režim Super H-Mode předpovídal. Zjištění poskytnutá modelem byla potvrzena řadou rekordních experimentů na tokamaku DIII-D a tokamaku Alcator C-Mod (již odstaven) v MIT (Massachusetts Institute of Technology). Práci odvedl multi-institucionální tým z GA, MIT, Princeton, LMU Mnichov, Lawrence Livermore National Laboratory, University of Wisconsin, College of William and Mary, a University of California, Irvine.

Jak to funguje

Režim Super-H funguje tak, že zvyšuje teplotu a tlak ve vnější oblasti plazmatu, nazývané podstavec (pedestal). Experimenty ukázaly - jak teorie předpovídala -, že správné vyladění tvaru a hustoty plazmatu vede k teplotám podstavce a tlakům, které jsou více než dvojnásobné než u podstavců typických. Vzhledem k tomu, že stav plazmatu v jádru, kde dochází k fúzi, je závislý na podmínkách na hranici plazmatu, umožňuje režim Super-H až čtyřnásobné zvýšení výkonu při fúzi. „Když naše výpočty poprvé předpověděly existenci režimu Super-H, mysleli jsme si, že to může být jen teoretická kuriozita,“ řekl Snyder. „Ale brzy jsme si uvědomili, že s vhodným řízením by Super H-mód mohl být uskutečněn i experimentálně.“ „Výzkum v oblasti energie z jaderné fúze historicky postupuje s trvalým a výrazným zlepšováním v průběhu času,“ řekl David Hill, ředitel DIII-D. „Není často vidět výrazný skok ve výsledcích, jakého jsme nyní svědky v režimu Super-H. Tento objev má významné důsledky pro budoucí fúzní elektrárny a jsme nadšeni z toho, jak daleko by mohl posunout objev fúzi dopředu.“

O polovinu vyšší fúzní zisk

DIII-D, stejně jako většina vědeckých experimentů zkoumajících fúzi, používá čisté palivo – deuterium (neboli „DD“), protože je levné a snadno se s ním pracuje. Fúzní elektrárny budou používat směs deuteria-tritia (neboli „DT”), protože má mnohem vyšší pravděpodobnost fúze než DD. Pokud by plazma DIII-D v experimentech v režimu Super H bylo vyměněno za palivo DT, produkovalo by více než 4 miliony wattů (4 MW) fúzního výkonu. To odpovídá fúznímu zisku (značí se Q) – poměru produkovaného fúzního výkonu k tepelnému příkonu, který je injektován do plazmatu, - asi o ½ vyššímu, než bylo vůbec kdy dosaženo na DIII-D nebo jiných tokamacích podobné velikosti.

Tyto vysoké hodnoty zisku z fúze v zařízení se skromným rozměrem spolu s novými technologiemi, jako jsou supravodivé magnety s vysokým polem, zvyšují vyhlídky na rozvoj energie z jaderné fúze jako v podstatě neomezeného a ekologicky přitažlivého zdroje energie. Mimochodem, jsou to přesně táž slova, kterými se chlubí většina privátních společností slibujících fúzní elektrárnu do pěti let!

Míra efektivní velikosti

Udržení fúzního plazmatu v tokamaku je umožněno třemi klíčovými složkami: fyzickou velikostí zařízení v metrech „m“ (charakterizovanou „malým poloměrem“ tokamaku), magnetickým polem v teslách „T“ a elektrickým proudem v plazmatu v megaampérech „MA“. Vynásobením těchto tří parametrů se získá míra „efektivní velikosti (ev)“ zařízení. Zvýšení této efektivní velikosti (čili zvětšením alespoň jednoho z parametrů) se zvyšuje výkon, ale také se zvyšují náklady a zvětšují technické problémy spojené se stavbou a provozem zařízení. Zvětšením rozměru a magnetického pole se zvětšuje doba udržení plazmatu, zvětšováním elektrického proudu se může zvýšit teplota plazmatu. Co tokamak, to jiné ev. Snahou je z pokud možná laciného zařízení získat co největší fúzní výkon, neboť ten se později bude měnit na elektřinu. Čím bude fúzní elektřina lacinější, tím bude konkurenceschopnější. Samo zařízení bude lacinější, bude-li menší, bude-li mít slabší magnetické pole nebo menší elektrický proud v plazmatu, jinými slovy bude-li mít menší součin vyjmenovaných tří parametrů, což není nic jiného, než menší efektivní velikost ev.

Relativně velký fúzní výkon mají zařízení s velkým fúzním ziskem Q, to je s velkým poměrem fúzního výkonu a ohřevového příkonu. Takže nákladově efektivní fúzní výkon (za málo peněz hodně muziky), to je poměr fúzního zisku Q a efektivní velikosti ev, tedy Q/ev, zvětšíme tak, že zvětšíme čitatele nebo zmenšíme jmenovatele nebo oboje současně. Nedávné experimenty na tokamaku DIII-D dosáhly při fúzi deuteria a tritia (fúzi DT) poměrů Q/ev v pulzním režimu 21 %/m MA T [procenta/(metr×megaampér×tesla)] a při režimu stacionárním 8 %/(m MA T). Vzhledem k menšímu fúznímu výkonu ve stacionárním režimu oproti režimu pulznímu je ve stacionáru menší Q a tudíž i menší poměr Q/ev, zde 21 oproti 8.

Upřesnění k obrázku: Během experimentů je plazma DIII-D nejteplejším místem ve sluneční soustavě, mnohem teplejším než jádro Slunce. Podstavec a jádro jsou jako pyramida s jedním patrem. Přízemí je podstavec (žlutá) a patro je jádro (oranžová) – tak nějak by profil hustoty plazmatu vyhlížel v poloidálním (na obrázku ve vodorovném) směru.

Pro více informací navštivte www.ga.com/diii-d.