Fusion Energy Conference: Vědci jednali o pokroku termojaderné fúze

Na 25. ročníku mezinárodní konference Fusion Energy Conference jednali vědečtí pracovníci, studenti technických škol a zástupci organizace ITER a Mezinárodní agentury pro atomovou energii (MAAE) o tom, jakého pokroku bylo dosaženo ve výzkumu termojaderné fúze. Hlavním tématem byl samozřejmě největší fúzní projekt světa – tokamak ITER.

Od prvního ročníku této konference uběhlo už 53 let, takže je patrný i značný přesun oblasti témat ke konkrétním technologickým problémům, které se týkají magnetického udržení plasmatu. Objevují se už ale i otázky legislativního a ekonomického rázu, které budou v příštích letech nabývat na významu.

Na konferenci konané od 13. do 18. října v Petrohradu měla své zastoupení i Česká republika s pěti delegáty. Čtyři byli z pražského Ústavu fyziky plasmatu, který provozuje tokamak COMPASS, a jeden z Centra výzkumu Řež, které se mimo jiné zabývá testováním vnitřních komponent nádoby tokamaku ITER. RNDr. Pavel Cahyna, Ph.D., z ÚFP zde prezentoval poster věnující se kontrole okrajových nestabilit plazmatu v tokamacích pomocí vnějších magnetických poruch.

Konference byla zahájena obecnějšími tématy týkajícími se pokroku ve výstavbě tokamaku ITER, výzkumu v Ioffeho výzkumném ústavu a výsledky pokusů na tokamaku JET. Poté přišly na řadu plenární diskuze věnující se odbornějším tématům specificky zaměřeným na konkrétní problém z oblasti teorie, nebo projektování a výroby komponent pro ITER. Desítky dalších projektů byly prezentovány v posterové sekci.

Letošního ročníku konference Fusion Energy Conference (FEC 2014) se zúčastnilo 660 delegátů ze 43 zemí, z nichž zmíníme jen několik nejdůležitějších: Čína, Jižní Korea, Japonsko, Indie, USA, Rusko a většina zemí Evropské unie. Mezi účastníky byli vědci z výzkumných ústavů, představitelé úřadů pro rozvoj a regulaci jaderné energetiky, zástupci předních energetických společností a MAAE. Na akci nechyběli ani přes 50 novinářů z celého světa, mezi nimi zástupci redakce Atominfo.cz a MM Průmyslové spektrum.

Osamu Motodžima, generální ředitel organizace ITER, zahájil proslovem konferenci FEC 2014. (Foto autor) 

Výroba komponent pro ITER v Jefremovově výzkumném ústavu

Účastníci konference FEC 2014 měli možnost se podívat do petrohradských výzkumných ústavů zapojených do mezinárodního projektu ITER, který má za cíl výstavbu největšího fúzního reaktoru pro ověření teorie a materiálů pro budoucí termojaderné elektrárny. Jefremovův výzkumný ústav se přes 70 let zabývá projektováním a výrobou speciálních zařízení pro ruský jaderný program a urychlovače částic a od devadesátých let i dodávkami zařízení pro výzkumné ústavy po celém světě. Ioffeho výzkumný fyzikální ústav byl založen v roce 1918 a patří k největším ruským institutům v oblasti výzkumu plasmatu. V jeho areálu je provozováno několik tokamaků a pro ITER dodá diagnostické systémy.

Jefremovův výzkumný ústav má vyrobit asi 60 % zařízení a komponent přislíbených do projektu ITER ruskou stranou. Mezi nejdůležitější patří supravodiče pro poloidální cívky, dvě kompletní poloidální cívky, panely primární stěny a elektrická spínací zařízení.

Tokamak ITER bude mít mnoho magnetů budících různé typy polí. Patří mezi ně centrální solenoid a 18 cívek TF, které budou budit toroidální pole držící plasma uvnitř nádoby tokamaku. Ta bude mít tvar toroidu, který si můžete nejsnáze představit jako pneumatiku s průřezem ve tvaru velkého písmene D. Od stěn nádoby bude plasma udržovat poloidální pole buzené šesti cívkami PF. Dále zde budou různé korekční cívky.

Cívky PF1 a PF6 budou tvarově shodné a budou umístěny v horní a spodní části tokamaku ITER. Díky jejich rozměrům (poloměr 8,9 metru) bude možné je vyrobit a dodat vcelku na staveniště ve francouzském výzkumném ústavu Cadarache poblíž města Saint-Paul-lez-Durance. Ostatní poloidalní cívky budou muset být navinuty přímo na místě.

Úsek makety cívky PF1 vyrobený z naohýbaným hliníkových jeklů. Skutečná cívka bude navinuta z hranatých supravodičů vyrobených ze slitiny niobu a titanu. Bude vážit 193 tun a její průřez bude téměř metr krát metr.

Supravodivý kabel, z nějž bude navinuta cívka PF1. Jeho pracovní teplota bude 4 K (-269 °C), na níž bude udržován pomocí kapalného helia.

Nádoba tokamaku ITER bude mít uvnitř vrstvu nazývanou blanket, která bude plnit několik funkcí: stínění nádoby před tokem neutronů, ochrana nádoby před poškozením při dotyku plazmatu a odebírání energie neutronům při jejich zpomalování a předávání tepelné energie chladicí kapalině. Ve spodní části se bude nacházet divertor, který bude mimo jiné odebírat z plazmatu nečistoty, zbývající část blanketu bude tvořena primární stěnou. Jednotlivé panely, které ji budou tvořit, jsou vyrobeny ze tří vrstev kovů: beryllium, měď a nerezová ocel, v níž budou kanálky s proudící vodou.

K výrobě těchto panelů je použito CNC obrábění, svařování výbuchem, orbitální svařování a počítačem řízené svařování laserem. Na opracovaný nerezový blok je přitisknut měděný plát, na nějž je rozprostřena výbušnina, která rázovou vlnou způsobí dynamický tlak nutný ke zplastizování kovů v místě dotyku a jejich pevnému spojení. Poté následuje přivaření berylliových čtverečků k měděnému plátu stejnou metodou. Na rotačním pracovním stole jsou k nerezovému bloku přivařeny trubky k vzájemnému propojení kanálků v jednotlivých panelech.

Různé druhy panelů primární stěny. (Foto autor)

Přípravek na uchycení berylliových čtverečků pro jejich přivaření. (Foto autor)

Poslední prezentovanou oblastí byla elektrotechnika. Protože cívkami poteče stejnosměrný proud v řádu desítek kA o napětí v řádu kV, budou potřeba složité spínací přístroje založené na tyristorech nebo na výbušninách. Dále zde jsou vyráběny vybíjecí rezistory, které slouží k vybití cívek v případě náhlého zhasnutí plazmatu nebo jiné neočekávané události.

Spínač Fast Open Switch (FOS) je rychlý víceúčelový hybridní spínač skládající se z mechanických částí a tyristorů. Přes tento spínač poteče stálý proud 50 kA o napětí 1 kV. Spínač je schopen rozpojit okruh za necelé 4 ms. (Foto autor)

Tento přerušovač obvodu je spouštěn výbušninou a slouží k rychlému odpojení cívek v případě náhlého zhasnutí plazmatu. Zvládá stálý proud 70 kA o napětí 10 kV a obvod rozpojí za 0,3 ms. (Foto autor)

Vybíjecí rezistor Fast Discharge Resistor (FDR) je určen k rychlému odvedení energie ze supravodivých cívek v případě náhlého zhasnutí plazmatu nebo jiné neplánované události. Rezistor FDR bude složen z 18 sériově zapojených rezistorů a každý z nich bude složen z dílčích modulů. Samotné moduly jsou vyrobeny ze slitiny oceli s velkým elektrickým odporem. Po vybití energie z cívek se zahřejí až na teplotu 254 °C. (Foto autor)

Vodivý materiál každého dílčího modulu váží 517 kg, celý dílčí modul potom téměř dvojnásobek. (Foto autor)

Všechny komponenty pro ITER, které má dodat Jefremovův výzkumný ústav jsou nyní ve fázi testování vlastností prototypů a přípravy linek pro sériovou výrobu.