Pomemben korak k izkoriščanju fuzijske energije

Stelarator Wendelstein 7-X – Prvi poskus z vodikovo plazmo:
obet hitrejšega napredovanja do fuzijske elektrarne?
Objavljeno
01. april 2016 15.25
Boštjan Končar, Iztok Čadež
Boštjan Končar, Iztok Čadež

V novi fuzijski napravi Wendelstein 7-X so februarja znanstveniki nemškega instituta Max Planck prvič izvedli poskus z vodikovo plazmo; simbolično ga je zagnala nemška kanclerka Angela Merkel. Dogodek je zaznamoval začetek obširnega raziskovalnega programa na največji napravi tipa stelarator na svetu. Osnovni cilj raziskav je dokazati, da je v stelaratorju mogoče vzdrževati vročo plazmo neprekinjeno, kar je danes glavna tehnološka ovira na poti k izkoriščanju fuzijske energije.

Po dobrem desetletju gradnje so konec lanskega leta v Greifswaldu na severu Nemčije prvič zagnali Wendelstein 7-X (W7-X) in v njem vžgali helijevo plazmo. V prvih mesecih obratovanja so znanstveniki Inštituta Maxa Plancka izvedli več kratkih pulzov helijeve plazme, predvsem za čiščenje vakuumske posode, testiranje zahtevne merilne opreme in sistemov segrevanja plazme. Februarja letos pa je začetek raziskovalnega programa zaznamoval prvi vžig vodikove plazme, ki so ga z aplavzom pospremili številni mednarodni in domači gostje iz sveta znanosti in politike, s kanclerko dr. Angelo Merkel na čelu. Med navzočimi je bil tudi vodja Slovenske fuzijske asociacije (SFA) dr. Boštjan Končar z Instituta Jožef Stefan.

Za pridobivanje energije s fuzijo (zlivanjem) lahkih atomskih jeder je najprimernejše gorivo vodik. Pri poskusu v W7-X so ga radiofrekvenčno segreli do 80 milijonov stopinj Celzija, pri čemer je nastala plazma – oblak nepovezanih vodikovih jeder in elektronov. Prva vodikova plazma je sicer »gorela« le četrtinko sekunde, a tako kratek pulz je bil načrtovan, saj naprava v začetni fazi še ni pripravljena za daljše obratovanje. Po seriji prvih poskusov jo bodo marca in aprila znova razstavili in vanjo namestili diverter (napravo za odvajanje nečistoč iz plazme), notranje stene pa zaščitili z grafitnimi ploščami. S postopno nadgradnjo sistemov naj bi bil stelarator W7-X sposoben vzdrževati plazmo najmanj pol ure. Za primerjavo – dosedanji rekord v vzdrževanju plazme v tokamakih je šest minut in pol, dosegli pa so ga v francoskem reaktorju Tore Supra.

Fuzija in magnetno zadrževanje

Fuzija, proces jedrskega zlivanja lahkih elementov, predvsem vodika in njegovih izotopov, je vir ogromne energije, ki se sprošča v zvezdah, tudi v našem Soncu. Za izkoriščanje energije, denimo pri gorenju premoga ali lesa, je treba gorivo najprej prižgati, nato pa zgorevanje v peči poteka samodejno. Podobno je pri fuziji, le da je tu za vžig potrebna izjemno visoka temperatura. V središču Sonca je temperatura kar 15 milijonov stopinj Celzija. Zaradi velike mase Sonca drži visokoenergijske delce v njegovem središču skupaj sila gravitacije in tako omogoča počasno, a neprekinjeno fuzijsko reakcijo.

Zaradi manjše gostote energijskih delcev v napravah na Zemlji je za jedrsko zlivanje potrebna desetkrat višja temperatura kot na Soncu, vendar so z današnjo tehnologijo tudi takšne temperature že dosegljive. Večji problem je prostorsko omejevanje »goreče« plazme v tako ekstremnih pogojih, saj noben znani material ne bi zdržal stika z vročo plazmo.

K sreči rešitev ponujajo kar lastnosti same plazme. Pri tako visokih temperaturah je plazma namreč popolnoma ionizirana, kar pomeni, da so vsi elektroni ločeni od jedra. Zaradi električnega naboja elektronov in pozitivno nabitih jeder je takšno plazmo mogoče omejiti z močnim magnetnim poljem, ki delce prisili, da se gibljejo po vijačnici okoli magnetnih silnic in se pri tem ne dotikajo sten reaktorja. Povedano preprosto, magnetno polje v fuzijskem reaktorju nadomešča močno gravitacijo, kakršna vlada na Soncu.

Plazmo je najlažje omejevati v zaprtem toroidnem (obročastem) magnetnem polju, v katerem so magnetne silnice sklenjene. A se pokaže, da v enostavnem toroidnem magnetnem polju, ki ga tvori sistem tuljav, nanizanih okoli obročasto oblikovane komore, to vendarle ni preprosto. V vsakem ukrivljenem magnetnem polju, torej tudi v toroidnem, namreč nabite delce zaradi neenakomerne gostote magnetnih silnic čedalje bolj odnaša proti robu plazme, kjer je magnetno polje šibkejše.

Že sredi prejšnjega stoletja so znanstveniki ugotovili, da pomikanje delcev proti robu plazme lahko omejimo z dodatnim spiralnim magnetnim poljem, ki obročasto plazmo še zavrti okoli njene osi, tako da v seštevku dobimo magnetno polje, ki je spiralno zvito okoli obroča.

Tokamak in stelarator

Kot najprimernejši tehnološki izvedbi takšnega magnetnega polja sta se uveljavili dve rešitvi: tokamak in stelarator (slika 1). V tokamaku spiralno komponento magnetnega polja, potrebno za stabilizacijo plazme, zagotavlja močan električni tok, ki se v plazmi inducira s transformatorskim navitjem. V stelaratorju pa stabilnost plazme v celoti zagotavlja zgolj sistem zapleteno oblikovanih tridimenzionalnih zunanjih tuljav, tok skozi plazmo pa je neznaten.

Doslej je bilo največ truda vloženega v razvoj tokamakov, zato se je uveljavilo splošno prepričanje, da je samo v tokamakih mogoče doseči potrebne pogoje za pridobivanje fuzijske energije. Takšnega tipa bo tudi največji poskusni fuzijski reaktor ITER (izraz v latinščini pomeni pot), ki ga v sklopu širokega mednarodnega sodelovanja gradijo v Cadarachu na jugu Francije. V njem naj bi prvič dokazali, da je s fuzijo mogoče pridobivati velike količine energije.

Po svetu trenutno deluje nekaj deset poskusnih fuzijskih reaktorjev tipa tokamak. Med njimi je največji tokamak JET (Joint European Torus), ki že dalj časa obratuje v Culhamu blizu Oxforda v Veliki Britaniji. V njem so doslej dosegli tudi najvišje razmerje med sproščeno fuzijsko energijo in dovedeno energijo za segrevanje plazme (0,68). Pri tem so za gorivo uporabili vodikova izotopa devterij in tritij.

V francoskem raziskovalnem centru Cadarache, torej v neposredni bližini naprave ITER, stoji nekoliko manjši poskusni reaktor Tore Supra, ki je bil dolgo edini tokamak na svetu, opremljen s superprevodnimi magneti, s katerimi so dosegli tudi rekordni čas zadrževanja plazme v tokamakih – šest minut in pol.

V zadnjih letih se mu je na Kitajskem pridružil še primerljiv fuzijski reaktor EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak), v katerem so pred kratkim s superprevodnimi magneti dosegli slabi dve minuti vzdrževanja plazme.

Vzrok, da je bil razvoj večinoma posvečen reaktorjem tipa tokamak, je predvsem enostavnejša, čeprav še vedno izjemno zahtevna tehnična izvedba, ki je obljubljala hitrejšo pot do nadzorovane fuzije. Ker tokamak deluje kot transformator in za svoje delovanje potrebuje naraščajoče magnetno polje, je njegovo delovanje pulzno.

Napredek pri podaljševanju teh pulzov je sicer velik, vendar je njihovo omejeno trajanje še vedno glavna pomanjkljivost tokamakov. Njihova prednost pa so številni napredni sistemi za obratovanje: lažji dovod goriva, obvladovanje produktov fuzijske reakcije, helija in nevtronov, segrevanja plazme do potrebne temperature in drugo.

Hkrati z razvojem tokamakov ves čas poteka tudi razvoj alternativnih konceptov, predvsem stelaratorja. Stelarator drugače kot tokamak za stabilno delovanje ne potrebuje induciranega toka skozi plazmo, zato lahko obratuje zvezno, plazma pa je stabilnejša.

V osnovi je tudi stelarator toroidna naprava, toda v nasprotju s tokamakom, ki je rotacijsko popolnoma simetričen, je plazma v stelaratorju, kakršen je tudi W7-X, zvita na poseben način (slika 1). Med obema tipoma naprav je nekaj podobnosti tako glede načina omejevanja plazme kot gretja plazme, vsaka od njiju pa ima tudi veliko specifičnih lastnosti.

Tehnična izvedba je zaradi kompleksne geometrije veliko bolj zahtevna kot pri tokamakih, zato je razvoj stelaratorjev bistveno počasnejši; uspešno obratovanje W7-X bo zato s tega vidika pomenilo velik napredek na poti k fuzijski elektrarni.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X (ime je dobil po gorovju v južni Nemčiji) je največji stelarator na svetu, ki pa še ne bo namenjen pridobivanju fuzijske energije, temveč preizkušanju plazme. V napravi niso načrtovani poskusi s fuzijskim gorivom, devterijem in tritijem, cilji raziskovalnega programa so usmerjeni predvsem v učinkovito, dolgotrajno (30 minut) in stabilno omejevanje plazme do temperatur nad 100 milijonov stopinj Celzija.

V sklopu programa bodo raziskovalci razvijali specifične metode za gretje plazme, diagnostiko, obvladovanje nečistoč, kontroliranje količine vodika in helija v plazmi, raziskovali pa bodo tudi obnašanje plazmi izpostavljenih materialov. Glavni cilj raziskav bo zlasti potrditev možnosti uporabe stelaratorja za pravi fuzijski reaktor v neprekinjenem režimu obratovanja.

W7-X so začeli graditi leta 2005 in ga dokončali po dobrih desetih letih. Osrednji del naprave sestavlja obroč petdesetih 3,5 metra visokih superprevodnih magnetnih tuljav komplicirane tridimenzionalne oblike (slika 2). Njihova posebna oblika je rezultat sofisticiranih računalniških analiz, s katerimi naj bi dosegli optimalno in stabilno magnetno zadrževanje plazme. Za načrtovanje in optimizacijske analize so porabili več kot deset let, preden so lahko začeli gradnjo.

Magneti obdajajo plazemsko posodo prostornine 30 kubičnih metrov, kjer nastaja vroča plazma. Superprevodni magneti so hlajeni s tekočim helijem na stalno temperaturo minus 269 stopinj Celzija. To pomeni, da morajo biti zaprti v posebnem ohišju (kriostatu), ki je torej nekakšen velikanski hladilnik. W7-X je tako ena najbolj kompleksnih velikih naprav.

Podobno kot velja za druge velike strateške znanstvene projekte globalnega pomena, tudi projekt W7-X ne poteka le v nacionalnem okviru, temveč s širokim mednarodnim sodelovanjem. Razvoj in gradnja sta trajala dolgo in sta bila velik tehnološki izziv, temu ustrezno pa tudi velik finančni zalogaj. Samo gradnja naprave je stala 370 milijonov evrov, skupaj z razvojem pa več kot milijardo evrov. Večino sredstev je prispevala Nemčija, petino pa Evropska unija; Japonska in ZDA so pomagale predvsem pri razvoju in izdelavi nekaterih pomembnih komponent. Projekt W7-X je del skupnega evropskega raziskovalnega programa EUROfusion, ki združuje evropske fuzijske raziskave na poti do fuzijske elektrarne.

Kako daleč še do elektrarne?

Značilnost fuzijskih raziskav, ki begajo javnost pa tudi številne strokovnjake, je njihova dolgoročnost in še vedno dokaj oddaljeni cilj – delujoče fuzijske elektrarne. Da je kljub temu razvoj na tem področju nujen, saj je pridobivanje velike količine čiste energije zelo pomembno za nadaljnji razvoj človeške civilizacije, se zavedajo tudi politiki odgovornih in naprednih držav, ki podporo razvoju izražajo na različne načine.

Pred tridesetimi leti je bil v Evropi začrtan in uresničen projekt fuzijske naprave JET, ki je doslej ključno pripomogel k razvoju fuzije. Podobno velja za ITER, ki je projekt z najširšim mednarodnim sodelovanjem na svetu: vanj so poleg EU (ki nastopa kot enoten partner) vključene še Kitajska, Indija, Japonska, Koreja, Rusija in ZDA.

Nemška kanclerka dr. Angela Merkel je v slovesnem nagovoru ob prvem vžigu vodikove plazme v stelaratorju W7-X posebej poudarila velik pomen vlaganj v raziskave.

In mislila je resno. Zavedanje o strateškem pomenu znanosti za razvoj sodobne družbe je razlog, da je Nemčija med letoma 2005 in 2015, kljub krizi v zadnjih letih ali prav zaradi nje, za 65 odstotkov povečala sredstva za raziskave in razvoj, ki zdaj znašajo malo manj kot 15 milijard evrov na leto. Medtem je Slovenija, žal, drastično znižala proračun za raziskave in inovacije, ki je lani znašal le še dve tretjini tistega iz leta 2010.

Do prve elektrike iz fuzijske elektrarne bo vsekakor potrebno še precej časa. Pot do tja je zahtevna, a dokaj jasna, na njej pa bo gotovo nastalo tudi veliko novih produktov in znanj, ki jih vedno prinaša kreativno udejstvovanje na mejah obstoječega znanja.

Dr. Boštjan Končar
dr. Iztok Čadež

Slovenska fuzijska asociacija, Institut Jožef Stefan