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.

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.

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.