Nejnavštěvovanější odborný portál pro stavebnictví a technická zařízení budov

Základy fúzní energetiky V. – Výroba elektřiny

Jaderná fúze je zdrojem energie Slunce a všech ostatních hvězd. Blíží se ale doba, kdy budeme jadernou fúzí vyrábět elektřinu. Pětidílný seriál Základy fúzní energetiky popisuje současný stav vývoje fúzní elektrárny. Poslední článek se věnuje palivovému cyklu a výrobě elektrické energie. Palivový cyklus fúzního reaktoru představuje zcela novou technologii. V první generaci fúzních reaktorů bude v blanketu jadernou reakcí lithia produkováno tritium, které bude následně separováno a použito pro fúzní reakci. Zásoby fúzního paliva se nacházejí ve světových oceánech a jsou reálně nevyčerpatelné. Fúzní elektrárny budou inherentně bezpečné a bez negativních vlivů na životní prostředí. Cena výroby elektrické energie z jaderné fúze bude srovnatelná s cenou výroby elektřiny v jaderných elektrárnách.

Jaderné reakce

Prakticky ve všech v současnosti provozovaných fúzních zařízeních probíhá jaderná fúze jader deuteria označovaná jako DD reakce. DD reakce může proběhnout dvěma způsoby, oba mají přibližně 50% pravděpodobnost:

D + D → 3He (0,820 MeV) + n (2,449 MeV) (50 %)
 

D + D → T (1,011 MeV) + p (3,022 MeV) (50 %)
 

Obr. 58. Účinný průřez fúzních reakcí
Obr. 58. Účinný průřez fúzních reakcí

Deuterium je přírodní látka, která se na Zemi hojně vyskytuje ve formě sloučenin. Nejvíce deuteria se nachází jako součást těžké vody ve světových oceánech, přičemž přibližně na 6240 molekul vody připadá 1 molekula těžké vody. Celkové množství deuteria ve světových oceánech je přibližně 4,76 × 1016 kg [1].

Pro dosažení energetického zisku je v souladu s Lawsonovými kritérii nutná určitá minimální rychlost fúzní reakce. Tato rychlost závisí na účinném průřezu reakce a jak ukazuje obr. 58, účinný průřez reakce DD je při nízkých teplotách významně menší než účinný průřez fúzní reakce deuteria a tritia označované jako DT reakce:

D + T → 4He (3,561 MeV) + n (14,029 MeV)
 

DT reakce umožnuje nejsnadněji splnit Lawsonova kritéria a dosáhnout energetického zisku. Proto byla zvolena pro první generaci fúzních energetických reaktorů. Na rozdíl od DD reakce, se ale jeden z reaktantů, tritium, na Zemi téměř nevyskytuje, protože není stabilní. Tritium [2] se β-rozpadem mění s poločasem rozpadu 12,323 let na stabilní izotop helia 3He:

T → 3He + β (~ 5,6 keV) + 𝜈̅𝑒
 

Izotop helia 3He může být také využit pro energetické účely ve fúzní reakci s deuteriem označované jako D3He:

D + 3He → 4He (3,712 MeV) + p (14,641 MeV)
 

Na Zemi je tohoto izotopu ale relativně málo a je obtížně dosažitelný: přibližně 1×109 kg, z toho 3,7×107 kg v atmosféře.

Tritium je velice slabý β zářič, k jeho odstínění stačí 6 mm vzduchu nebo 1 μm kovu a jeho nebezpečnost je minimální. Zdravotní nebezpečí hrozí pouze při jeho požití, vdechnutí, anebo pokud se jinou cestou dostane do organismu, kde se může hromadit a z blízkosti ozařovat tělesné tkáně.

Důležitou vlastností tritia, stejně jako všech izotopů vodíku, je jeho vysoká permeabilita (pronikavost materiály). Permeabilita tritia je definována jako množství atomů tritia, které projdou napříč stěnou o stanovené tloušťce a ploše za jednotku času a závisí především na schopnosti difúze tritia v materiálu stěny. Díky relativně vysoké hodnotě permeability se tritium obtížně skladuje. V případě velkých fúzních zařízení je také nutné počítat s retencí (ukládáním) tritia v konstrukčních materiálech reaktoru.

Tritium v pozemských podmínkách vzniká přirozeně vlivem ionizujícího kosmického záření ve vrchních vrstvách zemské atmosféry a uměle v jaderných reaktorech. Hlavním zdrojem tritia jsou v současnosti kanadské těžkovodní reaktory CANDU. Celosvětové zásoby tritia činily v roce 2008 přibližně 75 kg, v současnosti se udává přibližně 27 kg. Reaktor ITER spotřebuje za celý svůj provoz zhruba 20 kg tritia, které bude získáno v reaktorech CANDU. Spotřeba tritia ve fúzní elektrárně o elektrickém výkonu 2 GWe dosáhne přibližně 1 kg denně. Toto tritium bude produkováno přímo ve fúzních reaktorech elektrárny reakcí fúzních neutronů a lithia.

Lithium je přírodní látka, která se na Zemi hojně vyskytuje. V zemské kůře je přibližně 9,9×1010 kg lithia a v oceánech 2,47×1014 kg [3,1]. Z toho je přibližně 1,85×1013 kg izotopu 6Li. Procentuální zastoupení izotopů v přírodním lithiu je 7,5 % 6Li a 92,5 % 7Li.

Reakce s neutrony jsou následující:

6Li + n → 4He + T + 4,784 MeV
7Li + n + 2,467 MeV → 4He + T + n (s nižší energií)
 

Obr. 59. Účinný průřez jaderných reakcí pro výrobu tritia: produkčních reakcí 6Li a 7Li a reakcí multiplikace neutronů Be a Pb
Obr. 59. Účinný průřez jaderných reakcí pro výrobu tritia: produkčních reakcí 6Li a 7Li a reakcí multiplikace neutronů Be a Pb

Reakce izotopu 6Li je exotermická a má vysoký účinný průřez až 940 barn pro tepelné neutrony, který klesá se zvyšující energií neutronů (obr. 59). Díky tomu je možné v této reakci využít většinu zpomalujících se fúzních neutronů a neutronů vzniklých neutronovou multiplikací.

Reakce izotopu 7Li je endotermická a má naopak velmi malý účinný průřez 0,3 barn a probíhá pouze při energii neutronů nad 2,5 MeV. Při reakci se uvolňuje další neutron s nižší energií vhodný pro reakci izotopu 6Li. Účinný průřez reakce je ale menší, než účinný průřez reakce neutronových multiplikátorů beryllia a olova (obr. 59), jejichž multiplikační reakce jsou následující:

n (3,228 MeV) +  9Be → 2 4He + 2 n
n (10,0 MeV) + 204Pb → 203Pb + 2 n
 

Optimalizace blanketu pro maximální produkci tritia proto směřuje k použití neutronových multiplikátorů v kombinaci s vyšším zastoupením izotopu 6Li než má přírodní lithium. Předpokládá se použití obohaceného lithia s podílem 60 až 90 % 6Li.

Světová produkce lithia činila 20 000 tun v roce 2010, především pro výrobu keramiky a baterií. V roce 2014 produkce dosahovala 36 000 tun [3]. Fúzní elektrárna o elektrickém výkonu 2 GWe spotřebuje přibližně 2 kg lithia 6Li denně.

Pro soběstačný provoz energetického reaktoru je nezbytné, aby reaktor vyprodukoval nejméně tolik tritia, kolik spálí. Účinnost produkce tritia charakterizuje faktor TBR (Tritium Breeding Ratio).

TBR =  průměrný počet vyprodukovaných atomů tritia průměrný počet atomů tritia spálených ve fúzní reakci
 

Za minimální pro tritiovou soběstačnost reaktoru se považuje hodnota TBR ≈ 1,04.

Výroba tritia

Obr. 60. Schéma palivového cyklu první generace fúzních elektráren
Obr. 60. Schéma palivového cyklu první generace fúzních elektráren

Palivový cyklus fúzní elektrárny (obr. 60) obecně zahrnuje 4 zdroje plynného deuteria a tritia [4, 5, 6]:

  • extrakce z lithia,
  • extrakce z chladících médií,
  • extrakce z vody,
  • evakuace vakuové komory.
 
Obr. 61. Systém extrakce tritia reaktoru ITER (zkratky jsou popsány v textu)
Obr. 61. Systém extrakce tritia reaktoru ITER (zkratky jsou popsány v textu)

Extrakce tritia z keramického lithia probíhá přímo v blanketu prostým profukováním kazet s lithiem proudem helia dopovaného vodíkem. Extrakce tritia z tekutého LiPb probíhá promýváním LiPb proudem helia dopovaného vodíkem v extrakčním zařízení TRS (Tritium Recovery System) (obr. 61).

 

Z helia je vyprodukované tritium extrahováno v zařízení TES (Tritium Extraction System). V adsorpčních kolonách TES probíhá zachytávání a desorpce H2O a HTO, a na getrovacích plochách probíhá zachytávání a desorpce H2 a HT.

H2O a HTO jsou zavedeny do systému detritiace vody WDS (Water Detritiation System). Detritiace vody probíhá cyklickou elektrolýzou, kombinovanou s varem a kondenzací vody, přičemž dochází k uvolňování H2 a HT.

Pro získání tritia, které proniklo přes stěny kanálů do chladiva, je určen systém čištění paliva CPS (Coolant Purification System). Podle typu chladiva pracuje na stejné bázi jako popsané TES, TRS nebo WDS.

Výstup TES (H2, HT), WDS (H2, HT) a CPS (H2, HT) se v zásobnících smíchává s výstupem vakuového systému VS (H2, D2, T2, DT, HT, HD). Z výsledného plynu je získáno deuterium a tritium kryogenickou separací v systému ISS (Isotope Separation System). Kryogenická separace je založena na rozdílném bodu varu molekul izotopů vodíku a probíhá jejich destilací:

MolekulaH2HDHTD2DTT2
Bod varu [K]20,722,123,523,825,025,5

Výstupem isotopického separačního systému ISS reaktoru ITER jsou jednotlivé vodíkové izotopy a směs deuteria a tritia:

  • vodík pro technologické využití,
  • deuterium s vysokou čistotou,
  • tritium s vysokou čistotou,
  • deuterium kontaminované tritiem pro přímý vstup do palivového cyklu.

Získané tritium je uskladněno v tritiovém ochranném kontejnmentu, sousedícím s reaktorovým kontejnmentem. Tritiový kontejnment je určen pro zpracování a skladování tritia a také pro ostatní technologické procesy související s tritiem. V kontejnmentu bude také probíhat sběr a uskladnění 3He, vznikajícího rozpadem tritia. Vzduch v reaktorovém a tritiovém kontejnmentu bude čištěn ventilačním detritiačním systémem oxidací tritia na HTO a následnou detritiací HTO v systému WDS.

Dávkování paliva

Obr. 62. Schéma dávkování a odvodu paliva
Obr. 62. Schéma dávkování a odvodu paliva

Dávkování a odvod paliva do a z reaktoru zajišťuje v součinnosti několik různých zařízení (obr. 62). Pro doplňování paliva reaktoru ITER slouží tři mechanismy [7]:

  • vstřikování plynu,
  • peletový systém,
  • injektory neutrálních svazků NBI systému ohřevu.
 

Při startu reaktoru bude palivo vstříknuto do vakuové komory v plynné formě. Po vytvoření plazmatu bude zajišťovat přísun dalšího paliva do reaktoru především peletový systém. Pro reaktor ITER budou pelety ve tvaru válečků o délce a průměru shodně 5 mm vyráběny ze zmrazeného paliva. Plynné deuterium a tritium se smíchají v požadovaném poměru a zmrazí se do formy vlákna. Vlákno se pak bude přímo při dávkování sekat na jednotlivé pelety. Pelety budou vstřelovány do plazmatu až 16krát za sekundu rychlostí 300 m/s. Vstřikování plynného paliva umožní regulovat hustotu plazmatu v okrajových částech plazmatu, zatímco pelety budou ovlivňovat hustotu plazmatu v jeho centrální části. Malé množství deuteria do plazmatu doplní také injektory neutrálních svazků NBI při ohřevu plazmatu a neinduktivním generování elektrického proudu.

Odvod odpadního helia a nespotřebovaného paliva z reaktoru bude při provozu probíhat průběžně evakuací vakuové komory. Vakuová čerpadla budou nepřetržitě odsávat částice z vakuové komory v prostoru divertoru, kde je nižší teplota a vyšší hustota plazmatu než v ostatních částech komory. Odsávané částice budou tvořené především nespáleným palivem. Rychlost odsávání paliva se bude pohybovat od 50 % do 200 % dávkovací rychlosti, tak aby byla udržována požadovaná hustota plazmatu v komoře. Z odsávaného plynu bude nespálené palivo plynule extrahováno a vraceno do palivových zásobníků.

Proces doplňování a odsávání paliva bude kontinuální. V průběhu jednoho cyklu reaktor ITER spálí přibližně 1 % paliva obsaženého ve vakuové komoře, v energetických reaktorech by mělo být toto číslo významně vyšší.

Zásoby fúzního paliva

Obr. 66. Světové oceány obsahují 4,76×10 na šestnáctou kg deuteria. Toto palivo je dostupné všem lidem na Zemi a jeho množství představuje dostatečnou zásobu paliva pro celé lidstvo až do výbuchu Slunce a zániku Země. Ve vesmíru pak fúzní palivo tvoří převážnou část viditelné hmoty.
Obr. 66. Světové oceány obsahují 4,76×1016 kg deuteria. Toto palivo je dostupné všem lidem na Zemi a jeho množství představuje dostatečnou zásobu paliva pro celé lidstvo až do výbuchu Slunce a zániku Země. Ve vesmíru pak fúzní palivo tvoří převážnou část viditelné hmoty.

Zásoby fúzního paliva jsou reálně nevyčerpatelné. Ve světových oceánech se nachází až 4,76×1016 kg deuteria [1]. Toto množství je dostatečné pro pokrytí celosvětové spotřeby energie roku 2015 ve výši 6×1020 J/rok po dobu 8 miliard let. Protože již odhadem za 5 miliard let dojde k vyhoření fúzního paliva na Slunci, má jaderná fúze větší zásoby paliva než obnovitelné zdroje energie.

OSN odhaduje, že populace Země poroste přibližně do roku 2100, kdy se ustálí na 10 miliardách obyvatel [8]. V tomto roce dosáhne spotřeba energie podle nejhoršího scénáře přibližně 1,75×1021 J/rok [9]. Bez ohledu na uvedený růst celosvětové spotřeby zůstane zachována schopnost jaderné fúze uspokojit veškerou poptávku po energii po celou dobu existence Země díky využití bezneutronové fúze a přímé výroby elektrické energie bez termodynamického cyklu. V časovém měřítku miliard let je důležité zmínit, že fúzní palivo také tvoří velkou část viditelné hmoty vesmíru.

Zásoby lithia pro první generaci fúzních elektráren jsou přibližně 1,83×1013 kg izotopu 6Li [1, 3]. Pokud by měla být fúzní reakce DT používána delší dobu, což se nepředpokládá, pak by zásoby lithia v oceánech vystačily na pokrytí celosvětové spotřeby energie po dobu 2,2 milionů let. Všechny stávající fúzní reaktory používají především reakci DD a je proto jen otázkou času, kdy bude možné i v energetických reaktorech slučovat pouze deuterium bez potřeby lithia.

Z antropogenního hlediska je fúzní palivo nevyčerpatelný zdroj energie. Jeho zásoby jsou ve světových oceánech v antropogenním prostoru a jsou dostupné všem obyvatelům Země. Využití jaderné fúze odstraní energetickou nadvládu zemí disponujících zásobami energetických surovin a poskytne i těm nejmenším zemím energetickou nezávislost. Dostupnost fúzního energetického zdroje je také kvalitativně vyšší než dostupnost obnovitelných energetických zdrojů OZE, které jsou ve většině případů závislé na nahodilosti počasí a na geografických podmínkách [10].

Fúzní energetický tok je kontinuální a zcela přirozený. Při čerpání fúzního paliva z mořské vody dojde k nepatrnému snížení jeho lokální koncentrace v místě čerpání. Přírodní procesy, difúze a proudění vody, budou přirozeně a nepřetržitě tuto koncentraci vyrovnávat s okolní vodou oceánů bez zásahu člověka. Čerpání paliva bude probíhat v malých množstvích, přibližně 2 kg paliva denně pro fúzní elektrárnu o elektrickém výkonu 2 GWe. Odpadem této elektrárny bude zhruba 1 kg helia denně. Pro srovnání, přirozený únik vodíku a helia ze Země do vesmíru dosahuje až 90 milionů kg ročně a naopak jejich přírůstek z vesmíru činí přibližně 40 milionů kg ročně. Tím dochází k přirozenému energetickému toku fúzního paliva do antroposféry v souladu s definicí OZE.

Pro získání paliva fúzní elektrárny o elektrickém výkonu 2 GWe na celý den provozu postačí přečerpat 60 m3 vody, z nichž 59,998 m3 se zase vrátí zpět do oceánu. Pro měsíční provoz fúzní elektrárny o velikosti Temelínské jaderné elektrárny bude stačit přefiltrovat vodu z plaveckého bazénu.

Výroba elektrické energie

Obr. 63. Fúzní elektrárna
Obr. 63. Fúzní elektrárna

Fúzní elektrárna (obr. 63) se bude podobat současným jaderným elektrárnám. Bude tvořena jaderným a turbínovým ostrovem, palivovým hospodářstvím a dalšími obvyklými technologiemi elektrárny. Reaktor bude umístěn v ochranném kontejnmentu, ke kterému bude přiléhat z jedné strany ochranný kontejnment palivového hospodářství a z druhé strany turbínový ostrov.

Zdrojem tepelné energie pro výrobu elektřiny bude první stěna, blanket a divertor fúzního reaktoru. Jednotlivé komponenty budou pracovat v různých tepelných režimech a pravděpodobně i s různými chladícími médii. Struktura a technologie primární části elektrárny bude přímo závislá na konstrukčním řešení chlazených komponent. Podle současných návrhů bude mít elektrárna dva až tři různé primární okruhy s kombinací chladících médií helia, LiPb a vody.

Obr. 64. Blokové schéma fúzní elektrárny
Obr. 64. Blokové schéma fúzní elektrárny

Fúzní reaktory jsou charakteristické vysokým nominálním tepelným tokem z plazmatu do okolních konstrukcí a extrémním tepelným tokem při přímé interakci s plazmatem, který řádově překračuje tepelné toky obvyklé v energetice nebo v jiných odvětvích průmyslu. Odvod tepla při těchto tepelných tocích vyžaduje vysokou intenzifikaci přestupu tepla do chladícího média a vývoj nových konstrukčních řešení chladících kanálů.

Pro sloučení tepelných výkonů jednotlivých primárních okruhů a pro vytvoření bariéry přenosu sekundárně radioaktivních materiálů do turbínové části bude technologie elektrárny dvouokruhová (obr. 64). V závislosti na parametrech primárních okruhů (tab. 8) a dosažené výstupní teplotě primárních médií bude sekundární okruh pracovat na bázi Rankin-Clausiova parovodního nebo Braytonova plynového termodynamického cyklu [11, 12].

Z hlediska nákladů na vývoj a výstavbu zařízení elektrárny se jeví jako výhodné využití stávající technologie chlazení tlakovodních jaderných elektráren PWR/VVER, které by poskytlo standardizaci, funkčnost a spolehlivost nefúzní části elektrárny.

Tab. 8. Rozdělení tepelných výkonů modelů fúzní elektrárny PPCS
ModelAABBCD
Fúzní výkon [MW]50004290360034102530
Tepelný výkon blanketu [MW]48454470425234082164
Tepelný výkon divertoru [MW]894981685583607
Tepelný výkon stínění [MW]006700
Tepelný výkon reaktoru [MW]57395451500439912771
Hrubý elektrický výkon [MW]20662385215716961640
Vlastní spotřeba [MW]520885825247113
Čistý elektrický výkon [MW]15461500133214491527

Výstupní teplota primárních médií z reaktoru bude limitována vysokými tepelnými toky na povrch chlazených komponent. Přestože bude reaktor pracovat s plazmatem o teplotě stovek milionů °C, nebude v základním uspořádání možné využít vysokoteplotní termodynamické cykly s vysokou účinností. Vysoké tepelné toky vytvoří v komponentách vystavených plazmatu velké teplotní gradienty a pro udržení pracovní teploty jejich povrchu bude muset mít chladící médium relativně nízkou teplotu. Za současných technologických možností bude možné vysoké výstupní teploty chladícího média dosáhnout pouze v případě objemového chlazení blanketu tekutým kovem LiPb.

Obr. 65. Schéma fúzní elektrárny DEMO
Obr. 65. Schéma fúzní elektrárny DEMO

Specifickým rysem fúzních elektráren bude vysoký recirkulační výkon [13]. Jde o výkon, kterým bude napájen systém ohřevu plazmatu. Spotřeba systému ohřevu plazmatu může dosáhnout až stovek MW podle velikosti reaktoru (tab. 8), ale část tohoto výkonu se bude vracet zpět jako součást tepelného výkonu reaktoru (obr. 64). Proto se tento výkon označuje jako recirkulační. Recirkulační výkon zvýší vlastní spotřebu elektrárny a tím ovlivní čistou účinnost výroby elektrické energie. Vlastní spotřeba fúzní elektrárny bez ohřevu plazmatu bude podobná vlastní spotřebě provozovaných jaderných elektráren. Proto probíhá intenzivní výzkum a vývoj technologie systémů ohřevu a generování elektrického proudu v plazmatu H&CD směrovaný na jejich zdokonalení a zvýšení jejich účinnosti.

Inherentní bezpečnost fúzních reaktorů

Základním rysem fúzních reaktorů je skutečnost, že termojaderná fúzní reakce probíhá pouze při velmi vysokých teplotách plazmatu. Jakákoliv porucha ovlivňující chod reaktoru automaticky povede k ochlazení plazmatu a tím k okamžitému přerušení fúzní reakce. Stejně tak lze fúzní reakci kdykoliv jednoduše zastavit. Termojaderná reakce je v tomto smyslu mnohem bezpečnější než například oheň. Termojaderný reaktor je inherentně naprosto bezpečný zdroj energie.

Kromě inherentní bezpečnosti bude fúzní reaktor při provozu obsahovat pouze minimální množství paliva, řádově gramy vodíkových izotopů, jejichž havarijní únik do ovzduší by nijak neohrozil životní prostředí.

Obr. 67. Vizualizace plazmatu v reaktoru ITER (Jamison Daniel, Oak Ridge)
Obr. 67. Vizualizace plazmatu v reaktoru ITER (Jamison Daniel, Oak Ridge)

Působením fúzních neutronů bude docházet k sekundární aktivaci konstrukce reaktoru a korozních produktů v chladících médiích, a proto budou reaktor a primární okruh elektrárny umístěny v ochranném kontejnmentu. V druhém ochranném kontejnmentu bude umístěno tritiové hospodářství. Kontejnmenty zamezí úniku radioaktivních látek do životního prostředí. Bezpečnostní opatření ve fúzních elektrárnách budou posuzována podle standardních přísných bezpečnostních pravidel pro jaderné elektrárny a fúzní elektrárny budou získávat jaderné licence podobně jako jiná jaderná zařízení. Jaderné havárie s rizikem vlivu na okolí jsou však ve fúzní elektrárně fyzikálně vyloučeny a nemohou nikdy nastat.

Ekonomika

Rychlost vstupu fúzních reaktorů do energetiky závisí na řadě politických a ekonomických faktorů. Z politického hlediska má jaderná fúze jako jediný energetický zdroj potenciál umožnit každé zemi energetickou nezávislost. Je proto na rozhodnutí vlád, zda stojí za to k energetické nezávislosti směřovat.

Z ekonomického hlediska by v první řadě měly být existující energetické zdroje zhodnoceny, zda poskytují energii bezpečně bez vlivu na zdraví obyvatelstva, bez emisí měnících klima nebo jiných negativních vlivů a bez odpadu zatěžujícího budoucí generace. Vznikající externality by měly být v plné výši zahrnuty do ekonomické bilance těchto zdrojů. Pak by jaderná fúze s vysokou pravděpodobností vyšla jako ekonomicky nejvýhodnější, protože umožňuje efektivní, bezemisní, bezodpadovou a ekologickou výrobu elektřiny.

Uvedené externality se však obtížně oceňují a jejich vliv se do investičních záměrů obvykle nezapočítává. Pokud má být fúzní elektrárna konkurenceschopná, tak především musí přes své nesporné výhody vyrábět elektřinu za cenu porovnatelnou se současnou výrobní cenou v existujících elektrárnách. To vyžaduje, aby investiční náklady na výstavbu fúzní elektrárny a provozní náklady na vlastní výrobu elektřiny byly celkově srovnatelné s náklady aktuálně platnými v energetice.

Počáteční nevýhodou fúzní energetiky jsou nedostatečně optimalizované technologie a nedostatek zkušeností. Není proto reálné, aby byly první fúzní elektrárny konkurenceschopné. Až postupné zdokonalování jednotlivých zařízení na základě zkušeností z jejich provozu umožní snížit cenu elektřiny na úroveň srovnatelnou s výrobní cenou elektřiny desítky let využívaných jaderných elektráren. Pozitivní vliv na snížení investičních a provozních nákladů mohou mít dva faktory: využití moderních technologií jaderných elektráren a nízké palivové náklady.

Využití zkušeností a praxe z výstavby a provozování jaderných elektráren může výrazně omezit ekonomická rizika výstavby elektrárny pouze na fúzní technologie a tím snížit celkové investiční náklady. Konkrétně jde například o využití průmyslově zvládnuté technologie chlazení tlakovodních elektráren PWR/VVER.

Nízké palivové náklady jsou dány minimální spotřebou paliva a nízkou cenou vstupů palivového cyklu – vody a lithia. Výrobní cena elektřiny tak bude určována především investičními a provozními náklady, které budou klesat s optimalizací jednotlivých technologií elektrárny.

V souladu s výše uvedeným se cena výstavby první fúzní elektrárny odhaduje na 12 miliard $, cena výstavby druhé elektrárny na 9 miliard $ [14, 15]. To je cena srovnatelná s cenou nových jaderných elektráren. Podobně je výrobní cena elektřiny první fúzní elektrárny odhadována přibližně na 0,356 $/kWh, tj. při aktuálním kurzu cca 8,6 Kč/kWh a výrobní cena elektřiny druhé fúzní elektrárny na 0,128 $/kWh, tj. cca 3,2 Kč/kWh. S výstavbou dalších elektráren se cena vyráběné elektřiny postupně sníží pod výrobní cenu elektřiny z jaderných elektráren [16].

Poděkování

Převzaté obrázky a fotografie byly použity s laskavým svolením ITER (www.iter.org), EUROfusion (www.euro-fusion.org), Fusion for Energy (fusionforenergy.europa.eu), Ústavu fyziky plazmatu AV ČR (www.ipp.cas.cz) a FOM-Rijnhuizen/Verdult – Kennis in Beeld (www.differ.nl).
Poděkování patří Ing. Milanu Řípovi, CSc., a RNDr. Radomíru Pánkovi, Ph.D., za pečlivé přečtení rukopisu a cenné poznámky.

Použitá literatura

  1. U. Bardi, Extracting Minerals from Seawater An Energy Analysis, Sustainability 2 (2010) 980–992
  2. D. McMorrow, Tritium, JSR-11-345, The MITRE Corporation, JASON Program Office Virginia, DOE Office of Fusion Energy Sciences, USA 2011
  3. en.wikipedia.org/wiki/Lithium, 13. 4. 2015
  4. M. Glugla, Fuel Cycle: Design, Technologies and Schedule, ITER Business Forum 2013, Toulon, France 2013
  5. T. Chikada, et al., Tritium permeation experiments using reduced activation ferritic/martensitic steel tube and erbium oxide coating, Fusion Engineering and Design 89 (2014) 1402–1405.
  6. Ricapito et al., Technologies and modelling issues for tritium processing in the European Test Blanket Systems and perspectives for DEMO, Fusion Engineering and Design 89 (2014) 1469–1475
  7. J. How, a kol., PD-Plant Description, IO IDM 2X6K67, ITER Organization, 2009.
  8. UN, The World at Six Billion, UN DESA, Population Division (1999)
  9. Detlef P. van Vuuren, et al, The representative concentration pathways: an overview, Climatic Change (2011) 109:5–31
  10. Entler S., Fúzní palivo a obnovitelné zdroje, Energetika 5 (2015) 249–252
  11. D. Maisonnier, I. Cook, P. Sardain, R. Andreani, L. Di Pace, R. Forrest, L. Giancarli, S. Hermsmeyer, P. Norajitra, N. Taylor, D. Ward et al., A conceptual study of commercial fusion power plants, Final Report of the European Fusion Power Plant Conceptual Study (PPCS), EFDA-RP-RE-5.0, 2005.
  12. D. Maisonnier, et al.,Power plant conceptual studies in Europe, Nucl. Fusion 47 (2007) 1524–1532.
  13. S. Entler, Engineering Breakeven, Journal of Fusion Energy, 34 (2015) 513–518.
  14. R. Kemp, DEMO1 Reference Design April 2015, EUROfusion IDM EU_2LBJRY, EUROfusion, 2014.
  15. R. Kemp, DEMO2 Reference Design May 2015, EUROfusion IDM EU_D_2LCBVU, EUROfusion, 2015.
  16. D. J. Ward, I. Cook, Y. Lechon, R. Saez, The economic viability of fusion power, Fusion Engineering and Design 75–79 (2005) 1221–1227.
English Synopsis
An Introduction to Fusion Energy – Production of electricity

Nuclear fusion is the energy source of the Sun and all other stars. Time is coming when nuclear fusion will produce electricity. A five-part series Mastery of sun describes the state of the art of developing a fusion power plant. Fifth last article deals fuel cycle and the production of electricity. A fusion reactor fuel cycle represents a whole new technology. The first generation of fusion reactors will use lithium placed in the blanket to produce tritium, which will then be separated and used for the fusion reaction. Stocks of fusion fuel are found in the world's oceans and are practically inexhaustible. Fusion power stations will be inherently safe and without negative effects on the environment. The price of electricity production from nuclear fusion will be comparable to the cost of electricity production from nuclear power plants.

 
 
Reklama