Sciencemag.cz
Doporučujeme
Uhlík není vhodný pro fúzní energetické reaktory ani pro ITER, protože snadno absorbuje vodíkové izotopy a akumuloval by příliš mnoho radioaktivního tritia. Proto je v současnosti preferován wolfram.
Více než půl století trvající výzkum jaderné fúze zaměřený na její energetické využití lze s nadsázkou rozdělit na dvě fáze – dosažení uvolňování tepla a poté zajištění jeho odvodu. První fáze, trvající až do konce 20. století, se převážně soustředila na pochopení fyziky transportu tepla v plazmatu a dosažení co nejvyššího Lawsonova trojného součinu.
V roce 1997 bylo v reaktoru JET dosaženo hodnoty faktoru zesílení Q = 0,65 s poměrně jasnou vizí, jak tento faktor dramaticky zvýšit zvětšením rozměrů plazmatu a intenzity magnetického pole. Proto byl zahájen projekt ITER, kterým symbolicky započala druhá fáze fúzního výzkumu – fokusace na odvod tepla z reaktoru bez poškození jeho konstrukce. Pro vyřešení tohoto úkolu je nejprve nutné pochopit fyziku transportu částic a tepla z místa produkce (centra plazmatu) ke stěně. V druhé polovině 20. století probíhala řada experimentů, které vedly k popisu transportu částic a energie napříč magnetickými plochami v rámci magnetohydrodynamické teorie (od klasické k neoklasické). Velmi úspěšné bylo použití gyrokinetických modelů, na základě kterých bylo možné zlepšovat parametry plazmatu, např. potlačovat některé poruchy (neoklasické tearing módy) pomocí lokálního elektronového ohřevu nebo aktivně využívat přirozenou pilovou nestabilitu (sawteeth) k odvodu nečistot z centra plazmatu. Okrajová vrstva SOL za poslední uzavřenou magnetickou plochou se však ukázala natolik turbulentní, že zde difuzní popis transportu zcela selhal.
Motorem radiálního transportu částic v SOL je dříve zmíněný E×B drift. Vertikální separace náboje implikující vertikální elektrické pole Ez je důsledkem základního grad-B driftu vyvolaného toroidální geometrií tokamaku. Tento přirozený tokamakový drift je uvnitř separatrix kompenzován helicitou siločar. Ve vrstvě SOL za separatrix ale siločáry nejsou uzavřené, a drift proto kompenzován není. Na vnější straně tokamaku tento drift směřuje vždy proti gradientu tlaku. Dochází tak k analogické situaci, jakou pozorujeme v horkém vzduchu nad rozpálenou silnicí, když se horký vzduch vlní a stoupá proti gravitaci. Nad separatrix se vytvářejí houbovité struktury (bloby), plazma se promíchává rychlostí, jež je dána viskozitou plazmatu a gradientem magnetického tlaku. Plazma ve vrstvě SOL sestává převážně z takových blobů, tvořených podlouhlými shluky plazmatu přibližně kruhového průřezu o průměru 1–2 cm, které jsou podél magnetických siločar dlouhé řádově metry a vypadají jako vlákna (filaments). Protože se pohybují rychlostí 1–2 km/s radiálně ven ke stěně, trvá jim řádově desítky mikrosekund, než odnesou plazma na stěnu. Přibližně stejnou dobu trvá také jejich ambipolární transport do divertoru podél magnetických siločar daný délkou siločar a rychlostí iontů ve vrstvě (cca 100 km/s). Výsledný radiální pokles tlaku plazmatu má exponenciální profil, ve kterém poměr obou rychlostí přímo determinuje délku útlumu (decay length) vrstvy SOL. Délka útlumu je velmi důležitá pro návrh tokamaků. Zvolíme-li v toroidálním směru poloměr křivosti první stěny na základě očekávané délky útlumu, bude stěna rovnoměrně tepelně zatížena. V opačném případě vzniknou na stěně přehřátá místa (hot spots), která mohou způsobit poškození stěny.
Předpověď délky útlumu například změnila původní design dlaždic první stěny reaktoru ITER a pravděpodobně zabrání tavení berylliové povrchové vrstvy první stěny. Tato předpověď vyšla z měření na tokamaku COMPASS a deseti dalších tokamacích světa a je převážně empirická. Postupně se ale daří procesy v SOL také teoreticky modelovat.
Horké plazma působí na materiály vystavené plazmatu řadou destruujících mechanismů, jako jsou:
• fyzikální odprašování (sputtering);
• chemická eroze a odprašování;
• radiační sublimace a fotony indukovaná desorpce;
• odpařování a sublimace;
• praskání a křehký lom;
• tavení a rozstřik;
• jiskrový výboj;
• poškození neutrony a transmutace;
• vodíkové a heliové křehnutí.
U různých materiálů jsou kritické různé mechanismy poškození, nicméně rozhodujícím společným požadavkem na materiály je teplotní a neutronová odolnost. Divertorové terče se aktuálně vyrábějí z uhlíkových kompozitů nebo z wolframu. Tyto materiály jsou charakteristické velmi vysokou teplotní odolností, uhlík ale není vhodný pro fúzní energetické reaktory ani pro ITER, protože snadno absorbuje vodíkové izotopy a akumuloval by příliš mnoho radioaktivního tritia. Proto je v současnosti preferován wolfram a pokročilé wolframové materiály.
Na přelomu století zahájilo mnoho světových tokamaků testování první stěny vyrobené z těžkých kovů, jako je molybden, wolfram či tekutý cín, anebo naopak z lehkých chemických prvků, jako je beryllium či lithium. Volba materiálu první stěny je obtížným kompromisem mezi těžkými a lehkými prvky. Těžký prvek je jen málokdy vyražen z povrchu dopadem lehkého jádra vodíku či helia a tyto prvky obecně nabízejí vyšší teplotní odolnost a vyšší teplotu tání než lehké prvky. Jejich použití je ale spojeno s kriticky vysokou intenzitou ochlazování plazmatu zářením, pokud se atomy těchto prvků dostanou do plazmatu, protože těžké prvky vedou k podstatně vyšší intenzitě brzdného záření prostřednictvím zvýšení efektivního náboje a navíc v důsledku neúplné ionizace těžkých atomů také dochází k čárovému a rekombinačnímu záření.
Hlavní míra, „jak moc daný prvek vadí plazmatu“, je jeho akceptovatelná míra znečištění v centru plazmatu (CLIP, Concentration Limit for Ignited Plasma), která udává, kolik procent znečištění DT plazmatu daným prvkem vyzáří 10 procent energie plazmatu. CLIP klesá s druhou až čtvrtou mocninou atomového čísla Z, protože těžký atom obsahuje velké množství elektronů k ionizaci, které jsou silně vázány k jádru, a současně má velké množství deexcitačních hladin.
K překročení CLIP může snadno dojít nepatrným vypařením nebo rozprášením těžkého prvku. Pro roztavené kovy platí, že intenzita vypařování kovu z povrchu exponenciálně roste s jeho teplotou. Pro látky s vysokou teplotou tání je vypařování zanedbatelné vůči fyzikálnímu odprašování, které nezávisí na teplotě povrchu, ale naopak na teplotě plazmatu, protože energie částic dopadajícího plazmatu musí být dostatečná k vyražení atomu z krystalové mřížky.
Hlavní výhoda těžkých kovů spočívá v nízké intenzitě odprašování a ve vysoké teplotě tání. Pokud nedojde k lokálnímu natavení, wolfram či molybden se prakticky neuvolňují, a jsou ideálním materiálem. Navíc je jejich tepelná vodivost i schopnost pohlcovat tepelné šoky obrovská. Protože ale mají velmi nízkou CLIP, i malá kapička hodnotu CLIP překročí a způsobí prudké ochlazení plazmatu, pravděpodobně následované disrupcí plazmatu. Mezi další nevýhody wolframu patří, že při teplotách nad 1200 oC rekrystalizuje a při tepelných cyklech pak může dojít k jeho praskání. V neutronovém toku také stejně jako většina kovů v pevném skupenství křehne. Jeho velmi vysokou teplotní odolnost pak mohou překonat tepelné šoky.
Tepelné šoky jsou krátkodobé události s dobou trvání kratší, než je doba potřebná pro průnik tepla do hloubky terče. Například typický výboj na tokamaku COMPASS trvající 0,1 s lze považovat za tepelný šok s hloubkou průniku do grafitu pouhý 1 mm. Tepelný šok roztavení pak odpovídá tepelnému šoku dostatečnému k ohřátí povrchu z pokojové teploty až na teplotu tání. Hodnoty nevratného poškození (teplota přechodu tvárné – křehké DBTT, prasknutí, rekrystalizace) jsou pak typicky poloviční nebo menší pro povrch předehřátý předchozími šoky nebo trvalým tepelným zatížením.
V letech 2005–2017 probíhala na tokamacích ASDEX-U a JET řada experimentů zkoumajících chování wolframu roztaveného plazmatem (ať už pomalým ohřevem, anebo tepelnými šoky), které odhalily exponenciální růst wolframové taveniny: čím více wolframu se roztaví, tím je větší „kopec“ taveniny, na kterém je větší úhel dopadu plazmatu, a proto vzroste tepelný tok, a tím se tavení dále rozšíří. Ostré hrany ztuhlé taveniny jsou pak náchylné k přehřátí a tvorbě odlétávajících kapiček. Silou působící na taveninu je především termoelektrický proud projevující se při teplotách nad 3000 oC. Zkondenzovaný wolfram je posléze obtížné odstranit z povrchu materiálu jinak než mechanicky, což je v prostředí energetických reaktorů těžko představitelné. Nový tokamak COMPASS-U dosáhne tepelných toků srovnatelných s toky v divertoru reaktoru ITER (~100 MW/m2). Díky tomu bude možné podrobně zkoumat existující i nové materiálové koncepty.
Nedostupnost dostatečně odolných materiálů iniciovala výzkum aplikace tekutých kovů. Hlavní výhoda tekutých kovů (např. lithium, cín nebo jejich slitina) je jejich samoopravitelnost. Tepelně zatížený povrch je tvořen kovem s nízkou teplotou tání, nasáknutým v kapilární porézní matrici (CPS, Capillary Porous System) vyrobené z kovu s vysokou teplotou tání, jako je wolfram nebo molybden. Dojde-li k lokálnímu přehřátí implikujícímu intenzivní výpar, či dokonce pohyb kapaliny, povrch se kapilárními silami opět zacelí taveninou. Latentní teplo výparu vyloučí poškození (roztavení) matrice, dokud se veškerý tekutý kov nevypaří, k čemuž by nemělo dojít při jeho dostatečném doplňování. Nevýhodou tekutého kovu může být naopak jeho intenzivní výpar a následná kondenzace v komoře reaktoru, kde může např. zkratovat kontakty nebo pokrýt diagnostické průzory. Evropské konsorcium EUROfusion plánuje do roku 2019 navrhnout koncept divertorových terčů z tekutých kovů pro elektrárnu DEMO jako alternativu k vyvíjeným terčům z pokročilých wolframových materiálů.
Tento text je úryvkem z knihy:
Slavomír Entler, Ondřej Ficker, Josef Havlíček, Jan Horáček, Martin Hron, Jan Mlynář, Radomír Pánek, Milan Řípa, Jan Stockel, Jozef Varju, Vladimír Weinzettl
Budoucnost energetiky: jaderná fúze
Academia 2019
Kompletní text on-line (PDF)
