Jaderné zdroje pro vesmírnou kolonizaci

Vladimír Wagner

(ÚJF AVČR Řež a FJFI ČVUT Praha)

„Kadmiové tyče se vysouvaly z pomocných reaktorů, magnetická čerpadla čerpala kapalný sodík do chladících hadic, pancíř zadních palub se zachvěl a současně slabý šramot uvnitř stěn prozradil, že pohyblivé kontrolní přístroje se už vydaly na mnohakilometrovou cestu … Celý kosmický koráb se naplnil šumem a pohybem …“

S. Lem: „Nepřemožitelný“

V poslední době se znovu začíná uvažovat o zintenzivnění činnosti lidí ve vesmíru. Člověk by se měl vrátit tentokrát už na trvalo na Měsíc, reálně se hovoří o možnosti expedice na Mars, do vnějších částí sluneční soustavy by měly létat ještě komplexnější automatické sondy a některé by se měly vydat i do mezihvězdného prostoru mimo vliv Slunce. Tyto plány lze jen velmi těžko splnit bez využití jaderných zdrojů energie. Bude je třeba využívat nejen jako zdroje energie a tepla, jako je tomu v současnosti, ale také jako zdroj energie pro dopravu kosmických sond i lidí. Umožňují totiž nejefektivnější produkci energie na jednotku hmotnosti paliva. Proto jsem se pokusil o přehled historie, současnosti a možné budoucnosti využití jaderných zdrojů v kosmickém výzkumu i při případné budoucí kolonizaci vesmíru lidmi.

Obr. č. 1) Mezihvězdná loď v podání Teodora Rotrekla, jednoho z našich nejvýraznějších malířů sci-fi.

Výhody a nevýhody jaderných zdrojů

Mezi hlavní výhody jaderných zdrojů patří jejich již zmíněná vysoká efektivita produkce energie ve srovnání s chemickými zdroji. Na jednotku hmotnosti se uvolňuje velké množství energie. Je to dáno rozdílem mezi energií vazby elektronu v atomu založené na elektromagnetické interakci a energií vazby nukleonů v atomovém jádře založené na silné jaderné interakci. V tabulce č. 1 je srovnání chemických a jaderných zdrojů energie. Jedná se o přibližné odhady maximálních možností. Přesné hodnoty pak závisí na konkrétních použitých případech. V případě jejich použití pro pohon to vede k tomu, že chemické zdroje mohou sice vyvinout velmi vysoký tah, ale pracují jen velmi krátce. Většinu doby letu se kosmická loď pohybuje setrvačností. V případě využití jaderných zdrojů lze urychlovat dlouhodobě a celkové udělené zrychlení je daleko vyšší. Let pak může probíhat tak, že při letu například k Měsíci nebo Marsu je první polovinu dráhy loď zrychlována a druhou zpomalována. Dochází tak k velmi výraznému zkrácení doby letu, což je velmi důležité hlavně pro pilotované lety.

Další výhodou je, že jaderné zdroje mohou pracovat v libovolném prostředí. Nepotřebují sluneční energii, nejsou citlivé vůči silným magnetickým a elektrickým polím a jejich činnost neohrožuje ani silná radioaktivita. Na rozdíl od slunečních baterií, které se vedle chemických baterií používají nejčastěji, nejsou jaderné zdroje závislé na záření ze Slunce a jeho intenzitě. Ta klesá s kvadrátem vzdálenosti od Slunce a tedy poměrně velice rychle (viz. obr.č.2). Záření ze Slunce u Země představuje výkon 1368 W/m². Jupiterova vzdálenost od Slunce je přibližně 5,2 krát větší. Hodnota výkonu u Jupitera je tedy přibližně 50 W/m². Sluneční baterie mají v současné době maximální účinnost okolo 20%. Z jednoho m² solárních baterií tak dostaneme u Jupitera elektrický výkon maximálně 10 W. Panely slunečních baterií sondy, která by se vydala do oblasti Jupitera, by tak musely být neúměrně velké. I když pro menší sondy s relativně menším požadovaným příkonem není použití slunečních baterií úplně vyloučené ani u Jupitera. Poprvé by k tomu mohlo dojít u sondy Juno (Jupiter Polar Orbiter), která by měla zkoumat okolí Jupitera a elektřinu jí budou dodávat tři panely slunečních baterií, každý o ploše 15 m². Horší situace je, když musí kosmické aparáty pracovat na povrchu planet a měsíců, i když je Slunce pod obzorem nebo je zakryto mraky. V takové situaci není možné využití slunečních baterií vůbec a chemické zdroje mívají značně omezenou funkční dobu.

Typ pohonu	Využití klidové energie paliva	Získaná energie [maximální]
chemický	~ 0,00000001 %	~ 10^7 J/kg
jaderný - štěpení	~ 0,1 %	~ 9·10^13 J/kg
jaderný - fúze	~ 0,4 %	~ 4·10^14 J/kg
anihilační	100 %^*)	~ 9·10^16 J/kg ^*)

^*) Úplná anihilace E = mc²

Tabulka č. 1) Srovnání různých zdrojů energie.

Mezi nevýhody jaderných zdrojů patří hlavně možná bezpečnostní a ekologická rizika. Dále pak to, že tyto zdroje nelze postavit (kromě radioizotopových) v malém měřítku a jsou tak technicky i finančně poměrně velmi náročné.

Obr.č.2) Závislost energie slunečního záření dopadajícího na jeden m² za sekundu na vzdálenosti sondy od Slunce (1 astronomická jednotka AU je dána vzdáleností Země od Slunce – okolo 150 milionů km). Velikost této energie klesá s kvadrátem vzdálenosti.

Způsoby využití

Jaderné zdroje můžeme využít jako zdroje tepla pro udržení tepelného režimu vhodného pro život lidí a fungování přístrojů. Pokud chceme pomocí nich vyrábět elektřinu, musíme zajistit konverzi tepelné energie na elektrickou. Lze použít například termoelektrický článek, termionický měnič, Stirlingův motor, plynovou turbínu nebo další způsoby.

Převod tepelné energie na elektrickou.

Termoelektrické články jsou sestrojeny na základě Sebeckova jevu, který vzniká, jestliže spojíme dva vhodné typy vodičů (například kovů) nebo polovodičů do uzavřeného elektrického obvodu a zajistíme, aby v místech kontaktů byla různá teplota. Čím větší je rozdíl mezi teplotami v místech kontaktů, tím větší se mezi těmi konci generuje napětí. V našem případě se horký kontakt ohřívá radioizotopovým zdrojem a studený je vystrčen do vesmírného chladu. Velikost napětí pochopitelně také závisí na vlastnostech materiálů vybrané termoelektrické dvojice. Účinnost konverze tepelné energie na elektrickou je v jednotkách procent.

V případě termionické přeměny se využívá termoemise, kterou objevil v roce 1893 Edison. Ten zjistil, že z některých materiálů jsou při velmi vysoké teplotě emitovány elektrony. Tento jev lze při dosahování vysokých teplot a s použitím vhodných materiálů využít pro přímou přeměnu tepelné energie v elektrickou. Výhodou je možnost dosažení vyšší efektivity. Nevýhodou pak nutnost dosahování daleko vyšších teplot.

Nahrazení termoelektrického článku tzv. Stirlingovým motorem by mohlo zajistit efektivnější převod tepelné energie na elektrickou (až 20 %). Tento motor patří mezi tepelné motory. Pro svou funkci využívá rozdílu tlaků mezi teplým plynem ohřívaným na ohřívači a studeným ochlazeným v chladiči k vykonávání mechanické práce ať už pomocí pístu nebo membrány. Ta se pak může využít k výrobě elektřiny. Nevýhodou jsou pohyblivé části, které mohou vést k větší pravděpodobnosti poruch. Také mohou způsobovat nežádoucí vibrace, které mohou rušit činnost některých přístrojů citlivých k otřesům (například seismometrů).

Dále lze využívat řadu různých typů parních a plynových turbín. Ty umožňují dosáhnout relativně vysokou účinnost až několik desítek procent. Reálně se ve vesmíru uvažuje využití plynových turbín a v současnosti organizace NASA testuje uplatnění tzv. Braytonova systému (vyvinutého v šedesátých letech) s využitím inertního plynu – směsi hélia a xenonu. Dosahovaná účinnost je ke třiceti procentům.

Obr. č. 3) Prozatím se pro pohon ve vesmíru většinou využívají chemické zdroje energie. Start raketoplánu při letu STS100 (zdroj NASA).

Různé typy pohonu.

Jako pohon můžeme jaderné zdroje využívat také několika způsoby. Téměř dominantně se jedná o tryskové typy pohonu. Pro posuzování výhodnosti jednotlivých druhů tryskového pohonu jsou důležité tyto fyzikální veličiny. První z nich je výtoková rychlost plynů. Druhou je tah motoru, což je síla, kterou motor vytváří. Někdy se místo něho udává zrychlení, které motor kosmické lodi udělují (poměr tahu ku její hmotnosti). Často se udává specifický impuls – impuls udělený na jednotku hmotnosti paliva. Lze jej určit jako tah motoru dělený množstvím paliva, které vytéká tryskou za časovou jednotku. Také se rovná hybnosti vytékajících plynů vztažené k jeho hmotnosti. Pokud se tedy udává v jednotkách SI (kNskg^-1 = 1000 Nskg^-1)[1], rovná se specifický impuls výtokové rychlosti. Jako standard pro srovnávání si uveďme, že výtoková rychlost klasického raketového motoru využívajících spalování kapalného vodíku je zhruba 4,5 km/s a jeho specifický impuls je tedy 4,5 kN s kg^-1.

Motory můžeme rozdělit podle toho, jakým způsobem se získává reaktivní hmota, jejíž vyvržení je základem tryskového pohonu. Tepelný motor funguje na základě expanze horkého plynu nebo plazmatu. Teplo potřebné k jejich produkci se získává například v jaderném nebo termojaderném reaktoru. Horký plyn nebo plazma vylétá vysokou rychlostí tryskou ven. Velikost udíleného zrychlení pak závisí na hodnotě této výtokové rychlosti. Jeho velkou výhodou je možnost dosažení velkého tahu. Pulsní motor funguje na základě mikro případně mini nebo i větších výbuchů. Existují i projekty, které by využívaly výbuchy malých jaderných nebo termojaderných bomb. Podrobněji se o nich zmíníme později. U obou těchto typů motorů závisí výtoková rychlost na teplotě, kterou dosahuje horký plyn nebo plazma. Teplota totiž souvisí s rychlostmi a tedy i kinetickými energiemi molekul, atomů nebo iontů, které je tvoří. Ty jsou v širokém rozmezí, ale můžeme definovat střední kinetickou energii a střední kvadratickou rychlost. Vztah mezi teplotou a energií či rychlostí jsou ukázány na obr.č.4 pro plyn (tvořený vodíkem) nebo plazmu ( tvořená protony).

Obr. č. 4) Vztah mezi střední kinetickou energií atomů (iontů) vodíku na teplotě. Grafy jsou v logaritmickém měřítku. Energie je vyjádřena v MeV[2]. Stejný vztah je ukázán pro střední kvadratickou rychlost. V grafech jsou vyznačeny případy raketového motoru založeného na hoření kapalného vodíku[3], jaderném reaktoru s pevným či s plynným jádrem a řízené termonukleární reakci v komoře typu tokamak. Bližší vysvětlení příkladu bude v průběhu následujícího textu.

Další velkou skupinou jsou motory, které k získání reaktivního pohybu využívají elektrická a magnetická pole. V těchto případech slouží jaderné zdroje k produkci elektrické energie, která je k získání těchto polí potřebná. V případě iontového motoru se produkují nabité ionty[4] a ty se pak urychlují na velmi vysoké výtokové rychlosti. Výhodou iontových motorů je jejich velmi efektivní přeměna elektrické energie na pohybovou. Takový motor má ve většině případů velice malý tah, takže jej nelze použít pro starty z povrchu planet či měsíců, ale zato může pracovat velice dlouho, má vysoký specifický impuls a může tak zvýšit velmi významně rychlost kosmické sondy. To ho předurčuje pro dlouhodobé lety do velkých vzdáleností. Obecně jsou tedy vhodnější pro let automatů, kde neexistují tak striktní požadavky na zkrácení doby letu.

Iontové motory se již ve vesmíru několikrát testovaly. Motor NSTAR[5] velice dobře fungoval například při letu sondy Deep Space I. Podobný motor byl testován i na evropské sondě SMART-1. V těchto případech však byl napájen elektřinou ze slunečních baterií. Jednalo se o typ, který označujeme jako elektrostatický pohon. K urychlení iontů se využívá elektrostatické pole. V nejznámější variantě tohoto typu, použité i na zmíněných sondách, jsou kladně nabité ionty přitahovány k mřížkové katodě. Takový iontový motor je už dlouho velice intenzivně testován. Vzhledem k tomu, že mřížková elektroda je v případě tohoto pohonu umístěna v proudu vylétávajících iontů, omezuje její odolnost maximální použitelnou energii i intenzitu proudu iontů. V současnosti se využívá jako pracovní látka xenon. Je to hlavně z důvodu jeho malé reaktivity a tím i poškozování součástí motoru, hlavně mřížky katody. Organizace NASA testovala dlouhodobou činnost motoru NSTAR během téměř tříleté nepřetržité činnosti ve vakuové komoře. U sondy Deep Space I byla výtoková rychlost 30 km/s, u motoru NSTAR však může být až 100 km/s a evropská organizace ESA testuje motor s výtokovou rychlostí až 210 km/s. To znamená, že v nejbližší době vzroste specifický impuls z běžných 30 kNskg^-1 až na 210 kNskg^{-1 a navíc by motory měly spolehlivě fungovat déle než pět let.}

Obr. č. 5) Nalevo kontrola iontového motoru sondy Deep Space I (zdroj firma Boeing) a napravo test iontového motoru sondy SMART-1 (zdroj ESA).

Dalším typem elektrostatického pohonu je Hallův pohon. K urychlení kladných iontů se nepoužívá záporně nabité mřížky, ale Hallův jev, díky kterému vzniká napěťový rozdíl mezi konci vodiče, kterým prochází proud a který je v magnetickém poli kolmém na pohyb proudu. Jeho parametry tedy nejsou omezeny velikostí a životností mřížky. Výtokové rychlosti a specifický impuls jsou velice podobné předchozímu typu pohonu. Systém už byl ve vesmíru využíván, i když ne jako pohon. Kromě zmíněných dvou existuje ještě několik dalších koncepcí elektrostatických pohonů. Všechny se ale vyznačují malými tahy a vysokými specifickými impulsy. Stačí jim i malé výkony elektrických zdrojů.

Na rozdíl od elektrostatických motorů elektromagnetické pohonné systémy potřebují vyšší elektrický výkon, ale mohly by poskytnout vyšší tah. Nejznámější jejich variantou je MPD[6] pohon. Využívá se Lorentzova síla[7] vznikající interakcí elektrického proudu v plazmatu nacházejícím se v pracovní komoře s magnetickým polem. Vznikající síla urychluje plazma, které velkou rychlostí vyletuje tryskou ven. Pro napájení jsou potřeba vysoké elektrické výkony v řádu MW. Specifické impulsy jsou také vysoké až v řádu 100 kNskg^-1. Prototypy takových zařízení jsou vyvíjeny hlavně v Rusku a Japonsku a dokonce už letěly i do vesmíru.

K iontovým motorům lze přiřadit velmi nadějný systém VASIMR[8]. V tomto případě se ionizované plazma pomocí proměnného radiofrekvenčního elektromagnetického pole ohřeje a urychlí a magnetická pole namíří plazma do správného směru. Hlavní výhody oproti klasickému iontovému motoru je neexistence elektrod, které by byly plazmatem zasaženy, a možnost měnit tah v širokém rozmezí. V případě vyššího tahu bude specifický impuls menší, v opačném případě větší. Zatím je tento pohon v oblasti studií, simulačních výpočtů a testů některých prvků, jeho uplatnění je otázkou ještě nejméně několika let. Mohlo by však jít o ideální řešení pro meziplanetární cestování i první kroky za hranice sluneční soustavy. Potřebuje také velké elektrické výkony.

Různé typy jaderných zdrojů energie.

Podívejme se nyní na jednotlivé druhy jaderných energetických zdrojů. V zásadě je můžeme rozdělit do čtyř skupin podle procesu, kterým je energie získávána.

I. Jaderné radioizotopové zdroje

Radioizotopové zdroje byly první, které se z jaderných začaly využívat. Jsou založeny na využití energie, která vzniká při radioaktivní přeměně jader. V přírodě se vyskytují nestabilní izotopy jader, které se mohou samovolně přeměňovat několika způsoby, vždy však dochází k uvolnění energie. Při přeměně (rozpadu) alfa se produkuje částice alfa, během přeměny beta pak pozitron nebo elektron. Vyletující lehké částice odnášejí největší část uvolněné energie v podobě kinetické energie svého pohybu. Je třeba vytvořit takové podmínky, aby ji předaly materiálu a byla přeměněna na teplo. Obecně je to jednodušší v případě využití rozpadu alfa než v případě rozpadu beta. Pokud potřebujeme elektrickou energii, musíme pak toto teplo přeměnit na elektřinu.

Obr.č. 6) Pokles výkonu radioizotopového zdroje je dán poklesem radioaktivity a je exponenciální. Na obrázku je poměr počtu radioaktivních jader v době, která uplynula od počátku vyjádřené v poločasech rozpadu, ku původnímu počtu radioaktivních jader.

Každé nestabilní jádro se rozpadá náhodně. Nelze říci v kterém konkrétním okamžiku se konkrétní jádro rozpadne. U dostatečně velkého souboru stejných jader však můžeme určit, jaká část z těchto jader se rozpadne za daný časový okamžik. Můžeme tak najít dobu, za kterou se rozpadne přesně polovina z původního počtu jader. Takový časový interval se nazývá poločasem rozpadu. Poločas rozpadu je velmi důležitým parametrem při výběru vhodného izotopu pro radioizotopový zdroj. Musí být dostatečně dlouhý, aby zdroj dodával dostatek energie po celou potřebnou dobu. Nesmí být však příliš dlouhý, aby počet rozpadlých jader za časovou jednotku, a tím i příslušný výkon daného zdroje, nebyl příliš malý. Počet jader a tedy i výkon zdroje klesá exponenciálně podle tzv. rozpadového zákona, viz obr.č.6.

Vhodné izotopy je třeba vybírat nejen podle poločasu rozpadu ale důležité je i, jestli jej lze produkovat v dostatečném množství a s co nejmenšími náklady. Z tohoto důvodu jsou zvláště vhodné izotopy, které vznikají v jaderných reaktorech. Takovým je i v současnosti nejčastěji používaný radioizotop plutonium 238 jehož poločas rozpadu je 87,7 let. V několika případech se také u kratších misí využil izotop polonia 210. Výhodou těchto radioizotopů je, že se rozpadají rozpadem alfa. Alfa částice velice rychle předává ionizací energii materiálu. U rozpadu beta, při kterém vznikají elektrony, je konverze jejich energie v materiálu na teplo mnohem pomalejší. Díky tomu, že stačí pro absorpci alfa částic daleko menší vrstva materiálu, jsou v případě využití zdrojů alfa i menší problémy s odstíněním radioaktivního záření. Přehled několika vhodných radioizotopů je v tabulce č. 2.

Izotop	Poločas rozpadu [roky]	druh rozpadu	způsob produkce
^60Co	5.27	b-	pohlcení neutronu
^90Sr	28.78	b-	štěpný produkt
^137Cs	30.07	b-	štěpný produkt
^144Ce	0.78	b-	štěpný produkt
^210Po	0.38	a	pohlcení neutronu
^238Pu	87.7	a,SF1.9´10^-7%	pohlcení neutronu
^242Cm	0.45	a,SF6.2´10^-6%	pohlcení neutronu
^244Cm	18.10	a,SF1.3´10^-4%	pohlcení neutronu

Tabulka č. 2) Použitelné radioaktivní izotopy (SF – štěpení jádra).

V případě, že nám radioizotopový zdroj neslouží jen pro udržení tepelného režimu, je třeba přeměnit vznikající tepelnou energii na energii elektrickou. K tomu se zatím většinou využívají termoelektrické články. Často byly termoelektrickými dvojicemi struktury křemíko-germániové (SiGe), používané teploty pak v případě posledního modelu používaného organizací NASA jsou u horkého konce okolo 1000^oC a u studeného okolo 300^oC. Účinnost konverze tepelné energie na elektrickou je v tomto případě okolo 6 %. Nahrazení termoelektrického článku například Stirlingovým motorem, které se plánuje při budoucích aplikacích by umožnilo efektivitu zvýšit tří až čtyř násobně.

Na závěr bych pro představu uvedl pár čísel o posledním typu radioizotopových zdrojů a jejich vlastnostech. Současné sondy Galileo, Ulysses, Cassini a New Horizons byly vybaveny stejným typem zdroje (GPHS-RTG)[9], jehož počáteční tepelný výkon je okolo 4400 W. Jeho celková hmotnost je 56 kg. Je rozdělen do osmnácti oddělených modulů (GHPS). Každý z nich obsahuje čtyři tablety plutonia o hmotnosti 151 g uzavřené v iridiové obálce a celková hmotnost plutonia je 10,9 kg. Sonda Galileo startovala koncem roku 1989, k Jupiteru dorazila koncem roku 1995 a tehdy tepelný výkon jednoho článku (sonda měla dva) klesl na hodnotu zhruba 4200 W (pokles na 95,4 % původní hodnoty). Svoji činnost ukončila řízeným pádem do atmosféry Jupitera koncem roku 2003 a v té době byl tepelný výkon článku něco málo pod 4000 W (89,5 %). V našem případě s vyvíjeným teplem a tedy i teplotou klesá poměrně rychle i účinnost konverze. Elektrický výkon tedy klesá rychleji než výkon tepelný. Při startu v roce 1989 měl každý z obou zdrojů sondy Galileo celkový elektrický výkon 290 W a při příletu k Jupiteru v prosinci 1995 pak okolo 240 W. Tedy už v této době snížení přibližně na 83% původní hodnoty.

Obr.č.7) Sonda Galileo u Jupitera už svoji práci skončila, ale Cassini stále zkoumá planetu Saturn a její okolí. Obě sondy v představách malíře. (Zdroj NASA).

Historie využití radioizotopových zdrojů

Výzkum radioizotopových zdrojů začal v polovině padesátých let. Zaměříme se více na americký kosmický program, který využíval radioizotopové zdroje zdaleka nejvíce. První dva starty sond s těmito zdroji proběhly v červnu a listopadu 1961 a jednalo se o vojenské navigační družice Transit 4a a 4b. Let sloužil k testům zdroje s výkonem 3 W v kosmických podmínkách. Operační použití bylo zahájeno v roce 1963.

Radioizotopové zdroje byly použity pro zásobování teplem a elektřinou automatických základen zřízených na Měsíci posádkami programu Apollo. Ty pak mohly fungovat i během dlouhých měsíčních nocí. Všechny tyto zdroje spolehlivě fungovaly až do konce září 1977, kdy organizace NASA měřící základny vypnula. K udržení teploty během měsíční noci sloužily radioizotopové zdroje i u sovětských Lunochodů. V tomto případě se jednalo pouze o malé tepelné jednotky, které využívaly izotop ²¹⁰Po s daleko kratší funkční dobou.

Radioizotopové zdroje zásobovaly také řadu modulů přistávajících na planetě Mars. Začalo to už přistávacími moduly sond Viking a pokračovalo malými radioizotopovými zdroji, které udržovaly tepelný režim vozítka Sojourner. Stejné tepelné jednotky ohřívají i vozítka Spirit a Opportunity, které stále pracují na povrchu Marsu. Jak uvidíme za chvíli, plánovaná role radioizotopových zdrojů v budoucím výzkumu Marsu je ještě daleko vyšší.

Největší práci však radioizotopové zdroje odvedly při výzkumu sluneční soustavy za Marsem, tedy hlavně velkých vnějších planet. Začalo to skvělým úspěchem sond Pioneer 10 a 11 z let 1972 a 1973, jejichž radioizotopové zdroje měly při startu elektrický výkon 165 W. Poslední signály z Pioneeru 10 byly zachyceny ještě v roce 2003. Skvěle se osvědčily také na sondách Voyager 1 a 2 startujících v srpnu a září 1977, které znamenaly novou generaci zdrojů. Další vylepšený a již zmíněný typ GPHS-RTG s výkonem téměř 285 W_e[10] při startu zásoboval tak velké a komplexní laboratoře, jakými byly sonda Galileo (2 zdroje), Ulysses (1 zdroj), Cassini (3 zdroje) a poslední sondou s tímto radioizotopovým zdrojem je New Horizons (1 zdroj), která se vydala na cestu do vnějšího vesmíru v lednu minulého roku, aby po průzkumu soustavy Pluto a Charon zkoumala i další objekty vnitřních oblastí Kuiperova pásu. Předpokládá se, že další sondy budou využívat nově vyvíjený typ, který si popíšeme za chvíli.

Obr.č.8) Příprava posledního radioizotopového generátoru typu GPHS-RTG připravovaného pro sondu New Horizons a tato sonda. (Zdroj NASA).

Bezpečnostní aspekty

Plutonium je silně toxické. Je to dáno nejen radioaktivitou ale i jeho chemickými vlastnostmi. Velmi nebezpečné jsou i další používané radioaktivní materiály. Řešení ekologických rizik vznikajících při haváriích zařízení s těmito zdroji bylo v různých obdobích odlišné. Až do poloviny šedesátých let se předpokládala konstrukce taková, že zdroj shoří při návratu do atmosféry ve velké výšce. Radioaktivní materiál se rozptýlí a díky velkému zředění životní prostředí neohrozí. To nastalo při první havárii sondy s radioizotopovým zdrojem 21. dubna 1964. Po selhání nosné rakety shořel radioizotopový zdroj spolu s celou sondou při návratu do atmosféry. Stejný osud potkal ruskou lunární sondu, která se koncem roku 1969 nedostala na dráhu k Měsíci a shořela v atmosféře. Ještě předtím na začátku stejného roku vybuchla při startu raketa vynášející ruský lunochod. Obě lunární zařízení měla radioizotopové zdroje (pravděpodobně ²¹⁰Po) pro udržování tepelného režimu.

V americkém programu se už dříve s vyššími nároky na ochranu životního prostředí konstrukce radioizotopového zdroje změnila tak, aby se plutonium nemohlo dostat do životního prostředí. Konstruoval se tak, aby vydržel každou možnou nehodu rakety i sondy. Dokonce i při případném návratu do atmosféry musí zůstat v kompaktní podobě a radioaktivní materiál musí být oddělen od životního prostředí. Tuto koncepci prověřily tři další nehody, které do současnosti nastaly. Při první z nich byla v roce 1968 družice Nimbus B-1 zničena krátce po startu ze základny Vandenberg v Kalifornii. Radioizotopové zdroje byly vyzvednuty u pobřeží Kalifornie z hloubky vody okolo 90 metrů, kam nepoškozené dopadly. Palivová náplň byla přepracována a plutonium použito při pozdějším letu. Ani při dalších nehodách nedošlo k úniku radioaktivity a ohrožení životního prostředí. Zatím poslední nehodou sondy s radioizotopovými zdroji na palubě byla havárie ruské meziplanetární sondy Mars-96 (Mars 8) připravované s mezinárodní účastí, která se sice dostala na parkovací dráhu, ale po nesprávné funkci motoru zanikla v atmosféře. Kompaktní dobře chráněné radioizotopové zdroje obsahující okolo 200 g plutonia dopadly do Tichého oceánu bez toho, aby ohrozily životní prostředí.

Obr.č.9) Radioizotopové zdroje havarované sondy Nimbus B-I na dně moře u pobřeží Kalifornie (zdroj R.R. Furlog,E.J.Wahlquist, Nuclear News, Duben 1999).

Jako příklad bezpečnostního řešení může sloužit konstrukce kompaktních zdrojů používaných v současnosti organizací NASA. Plutonium je ve formě oxidu plutoničitého Pu0₂, což je keramický materiál daleko odolnější proti nárazu i vysokým teplotám než kovové plutonium. Každý zdroj je složen z osmnácti oddělených modulů. Jak už bylo zmíněno, obsahuje každý z nich čtyři tablety plutonia uzavřené v iridiové obálce. Vnější několikavrstevná uhlíková obálka zajišťuje ochranu před destrukčním, tepelným a erozivním účinkem prostředí při neplánovaném návratu do zemské atmosféry. Další uhlíkové části zajišťují ochranu při nárazu v okamžiku dopadu a iridiová obálka zabraňuje úniku plutonia v době po dopadu.

Nová generace radioizotopových zdrojů

Pro následující období připravuje NASA dva typy nově vyvíjených zdrojů v oblasti větších výkonů (minimálně 100 W_e). Při vývoji se využívá řada konstrukčních prvků, které se plně osvědčily u předchozích modelů. U prvního typu MMRTG[11] se jedná o koncepci využívající konverzi tepla v elektrickou energii pomocí termoelektrického jevu. Jako termoelektrický pár bude použit telurid olova PbTe a teluridy antimonu, germania a stříbra TAGS. Budou se využívat pro mise, které budou probíhat v „tvrdších“ podmínkách nebo bude potřeba co nejvíce omezit vibrace přístrojů. Tento vývoj je založen na zkušenostech ověřených v řadě předchozích vesmírných misí. Používají se již popsané moduly se čtyřmi tabletami plutonia. Zdroje MMRTG budou mít osm těchto modulů produkujících 2 kW tepelného výkonu a celý zdroj tak zajístí požadovaných 100 W_e.

Druhým typem je SRG[12], který bude přeměňovat produkované teplo na elektrickou energii pomocí Stirlingova motoru. Jde o novinku, která zatím nebyla pro produkci energie při vesmírném letu vyzkoušena, i když v chladicích systémech vesmírných zařízeních už byl využit několikrát. Jeho hlavní výhodou bude vyšší účinnost (už zmiňovaných 20 %) a tedy při stejném elektrickém výkonu bude potřeba pouze čtvrtinové množství plutonia a i celková hmotnost tak bude mnohem nižší. Tím se snižuje i riziko plynoucí z existence radioaktivity, což je důležité třeba při jejich využití při případné výpravě lidí na Mars nebo na obydlené základně na Měsíci. Konkrétně půjde o dvojici Stirlingových motorů, každý připojený na jeden modul. Tepelný výkon dvou modulů je 500 W a elektrický výkon celého systému tak bude okolo 125 W_e.

Obr. č. 10) Radioizotopové zdroje by měla využívat i sonda Solar Probe (zdroj NASA).

Dalšími vyvíjenými typy jsou pokračovatelé drobných radioizotopových zdrojů určených pro malé sondy do vzdálených částí sluneční soustavy, výsadkové moduly pracující v podmínkách nedostatečného slunečního svitu, dlouhodobě pracující automatické meteorologické a seismologické stanice, pohyblivé automaty pracující na povrchu a v atmosféře planet i podzemní sondy zahrnující penetrátory a vrtná zařízení. Jedná se velmi často o jednotky zajišťující pouze tepelný režim přístrojů. Pokud je potřeba produkovat i elektrickou energii, používá se zařízení založené na konverzi elektrické energie pomocí termočlánku. Je potřeba vyvinout několik typů s výkony v širokém rozmezí od desítek mW_e až po desítky W_e.

Stejně jako v předchozím období je garantem vývoje DOE[13] a NASA. V současnosti je hlavně práce na typu MMRTG ve velmi pokročilém stadiu. Alespoň první z nich by měly být dostupné v roce 2009. Existuje už několik planetárních misí, které s těmito zdroji počítají.

Zdroj MMRTG by měla využívat i sonda letící do bezprostřední blízkosti Slunce „Solar Probe“. U ní není problém v nedostatku slunečního záření ale právě naopak v tom, že intenzita slunečního záření a radiační podmínky jsou takové, že silně poškozují sluneční baterie.

Koncem minulého roku pak rozhodlo vedení NASA, že také hlavním zdrojem energie pro vozidlo v projektu MSL[14] bude radioizotopový zdroj typu MMRTG. Tato mise má startovat koncem roku 2009 a jejím hlavním úkolem bude zkoumat propadliny a další špatně osvětlená místa na Marsu.

Pochopitelně největšími zájemci jsou pak sondy pro studium velkých vnějších planet sluneční soustavy a těch jejich velkých měsíců, kde by mohly existovat podmínky ke vzniku života. Jde o řadu plánovaných sond k Jupiteru a jeho měsíci Europa, Saturnu s Titanem, Uranu či Neptunu s Tritonem. Počítá se s družicemi, moduly vznášejícími se v atmosféře, přistávacími moduly, či pohyblivými aparáty ať už na povrchu nebo pod ledem oceánu. Které z nich se nakonec realizují není zatím jisté.

Výhodou radioizotopových zdrojů je, že jsou poměrně malé a jednoduché. Mohou dodávat výkony od velmi malých po relativně vysoké. Jejich konstrukce může být velmi jednoduchá bez pohyblivých částí a tedy i velmi odolná proti vnějším vlivům a poruchám. Určitou jejich nevýhodou je úbytek výkonu, daný poločasem rozpadu, a ekologická rizika. Je velmi pravděpodobné, že ve vesmírném průzkumu se budou využívat i v budoucnu a to ve zvýšené míře. Dokladem je i zmíněná renesance vývoje nových radioizotopových zdrojů v poslední době. Jejich základní technické principy jsou dobře otestované v praxi. Můžeme čekat zlepšování účinnosti převodu tepla na elektrickou energii a radiačně bezpečnostních prvků, ale k radikální změně konstrukce nejspíše nedojde. Ve spojení s elektrostatickými druhy iontového pohonu by se mohly stát ideálním zdrojem pohonu pro malé levné automatické sondy pracující ve vnějších částech sluneční soustavy až po její hranici. Pro efektivní použití elektromagnetického pohonu či systému VASIMR však nemají dostatečné výkony.

II. Jaderné reaktory

Dalším typem jaderných zdrojů, které se používají a ve vesmíru se již osvědčily, jsou jaderné reaktory. V tomto případě se energie uvolňuje při štěpení velmi těžkých jader. Těžká jádra mají totiž menší vazebnou energii na jeden nukleon, než jádra ve střední oblasti hmotností (počtu nukleonů).

Pro nastartování procesu štěpení lze využít energii, která se uvolní po záchytu neutronu například jádrem uranu 235. Při štěpení se kromě energie uvolňuje taky několik neutronů, které mohou být následně zachyceny stejným izotopem uranu a způsobit jeho štěpení. Vzniká tak řetězová reakce. To, jestli je jádro vhodné pro štěpení pomocí záchytu neutronu, závisí na počtu neutronů. Stejné typy nukleonů – neutrony a protony – mají tendenci se párovat. Jádra se sudým počtem neutronů nebo protonů mají pak daleko větší vazebnou energii. Máme-li jádro uranu s lichým počtem neutronů, které neutron zachytí, může se vznikem jádra se sudým počtem neutronů uvolnit dostatek energie k tomu, aby se toto jádro rozštěpilo. Vhodný pro štěpení tak je právě izotop uranu 235. Pokud chceme využít i uran 238, musíme ho přeměnit na plutonium 239, které pak lze také záchytem neutronu štěpit.

V přírodě se vyskytují dva zmíněné izotopy uranu. Uran 238 má poločas rozpadu 4,51·10⁹ let a uran 235 pouze 0,71 ·10⁹ let. To je také důvodem, proč je uranu 235 na zemi pouze 0,72 %. Při vzniku sluneční soustavy bylo obou izotopu srovnatelně, ale množství uranu 235 klesalo mnohem rychleji. Poměr mezi izotopem uranu 235 a 238 tedy závisí na tom, jak stará je hmota v dané části vesmíru (kdy vybuchla supernova, která je za ní zodpovědná). Pokud budeme někdy v budoucnu kolonizovat jiné planetární soustavy, tak bude platit že, čím budeme kolonizovat mladší systém, tím bude uranová ruda bohatší na izotop uranu 235 a tím výhodnější bude i situace pro provoz tzv. klasických reaktorů.

V stabilně pracujícím reaktoru musí být podmínky nastaveny tak, aby probíhala řízená řetězová reakce a udržoval se stálý počet štěpení tedy i neutronů v systému. Podle toho, jakým způsobem a jaká stabilní hustota neutronů se dosahuje, rozdělujeme reaktory do dvou základních typů. Rozdělení vychází z toho zda jsou neutrony, které se uvolňují, zpomaleny na velmi malé kinetické energie nebo se pro další štěpení využívají neutrony s původní energií.

Obr.č. 11) Pozemská jaderná energetika je založena na klasických reaktorech využívajících zpomalené (moderované) neutrony. Na snímku elektrárna Fermi 2 v USA (zdroj. Fermi, DTE).

V prvním případě hovoříme o klasických nebo tepelných[15] reaktorech. Využívá se v nich toho, že reakce záchytu neutronu uranem a následné štěpení je o mnoho řádů pravděpodobnější pro velmi nízké energie neutronu (jejich rychlost má velikost tepelného pohybu – tepelné neutrony) než pro energie neutronů, které získají štěpením. Při štěpení však vznikají neutrony s relativně vysokými energiemi. Velmi podstatnou součástí tohoto typu reaktoru je tak moderátor[16], což je materiál složený z lehkých prvků (často voda), který neutrony vzniklé ve štěpení zpomalí. Hustota neutronů a tím i hustota štěpení pro udržování řízené řetězové reakce je tak mnohem nižší. Počet jader izotopu uranu 235 na jednotku hmotnosti paliva reaktoru tak může být menší.

V druhém případě se jedná o reaktory rychlé nebo také množivé. V rychlém reaktoru je však o mnoho řádů menší pravděpodobnost, že bude neutron zachycen štěpitelným jádrem a způsobí štěpení. Pro udržení řetězové reakce je tak třeba mnohem větší hustoty neutronů a tím i většího počtu štěpení, které je produkují, a izotopu uranu 235 na jednotku hmotnosti. Větší hustota neutronů zároveň znamená i větší počet záchytů neutronů uranem 238 a větší produkci plutonia 239, které lze použít jako paliva pro další štěpení. Dokonce se nového štěpného materiálu může produkovat více než se ho spotřebuje a právě proto se tyto reaktory označují jako množivé. Větší počet štěpení na jednotku hmotnosti ovšem znamená i větší uvolněnou energii a potřeba intenzivnějšího odvodu vznikajícího tepla. Rychlé reaktory tak potřebují mnohem větší obohacení izotopem uranu 235, jsou kompaktnější (produkují více energie na jednotku hmotnosti) a pracují při vyšší teplotě. Při chlazení většinou nevystačíme s vodou (ani pod vysokým tlakem, kterým se teplota varu zvyšuje) a musíme často přejít k chlazení tekutými kovy – tekutý sodík, olovo, slitiny olova a bismutu. Protože pro vesmír jsou důležité co nejmenší hmotnosti zařízení a jeho kompaktnost, jsou rychlé reaktory v těchto případech vhodnější. Ze stejných důvodů je i snaha o co nejvyšší obohacení. Při tom ovšem narážíme na problémy spojené s možností využití štěpného materiálu k výrobě jaderné bomby a tedy hledisko ochrany před terorismem.

Technicky je třeba zajistit tři základní podmínky pro stabilní a bezpečný provoz jaderného reaktoru. První je bezpečné řízení reaktoru, to znamená stabilní udržování řízené řetězové reakce. K tomu se většinou využívají řídící (regulační) tyče, které umožňují regulovat okamžitý výkon jaderného reaktoru. K zajištění dostatku neutronů v aktivní zóně může přispívat i reflektor z vhodného materiálu, který ji obklopuje, odráží unikající neutrony zpět do pracovní oblasti. Změny jeho konfigurace mohou být také využívány k řízení reaktoru. Velmi často je konstruován z berylia.

Druhou podmínkou je nutnost se vypořádat se změnou složení paliva během provozu reaktoru. V průběhu činnosti se totiž spotřebovávají štěpitelná jádra (např. ²³⁵U) a zároveň přibývá množství štěpných produktů, které při štěpení vznikají. U některých z nich existuje velmi velká pravděpodobnost, že zachytí některý z neutronů. Snižují tak počet neutronů, které mohou být využity ke štěpení. K udržování stabilní řetězové reakce v průběhu dlouhodobého provozu se využívají kompenzační tyče nebo jiná zařízení, která intenzivně pohlcují neutrony. Na začátku provozu s čerstvým palivem jsou v případě použití kompenzačních tyčí tyto úplně zastrčeny a pohlcují maximální množství neutronů. V průběhu provozu se pak tyče vystrkují ven, pohlcují tak neutrony méně a kompenzuje se narůstající absorpce neutronů daná zhoršováním složení paliva. Je tak zajištěn stabilní provoz až do maximálně možného vyhoření paliva. U pozemských reaktorů pak dojde k výměně paliva. Ve vesmíru to zatím vždy znamenalo ukončení provozu sondy.

Třetí nutností je možnost rychlého vypnutí reaktoru v případě nějaké poruchy. K tomu často slouží havarijní tyče. Ty se do reaktoru zasunou automaticky, při objevu nesprávné činnosti, zastaví řetězovou reakci a reaktor vypnou. O některých jiných možnostech se zmíníme později.

Jako absorbátor tepelných neutronů se velmi často používá kadmium, které je tedy velmi vhodný materiál hlavně pro kontrolu klasických reaktorů, a proto je zmíněno i v úvodní ukázce z románu Stanislava Lema.

Stejně jako u radioizotopových zdrojů je pak třeba získanou tepelnou energii přeměnit na energii elektrickou nebo pohybovou. Kromě termočlánku a Stirlingova motoru, které byly zmíněny u radioizotopových zdrojů se využívají i termionický měnič nebo různé typy hlavně plynových turbín.

Historie využití jaderných reaktorů ve vesmíru.

Jak už bylo zmíněno, využívají se ve vesmíru většinou díky svojí větší kompaktnosti rychlé reaktory používající vysoce obohacený uran. Historie využití jaderných reaktorů u dvou kosmických velmocí byla do značné míry dána základní výhodou a základní nevýhodou těchto zdrojů. Tedy na jedné straně jejich relativně vysokými výkony a na druhé relativně vysoké hmotnosti oproti jiným zdrojům. Na začátku kosmické éry měly Američané relativně slabé nosiče, ale daleko vyvinutější elektroniku s menší spotřebou. Rusové pak měly velmi výkonné nosiče, ale s elektronikou to bylo slabší.

Američané tak použili reaktor ve vesmíru zatím pouze jednou a to na testovací družici SNAPSHOOT, která startovala 3. 4.1965. Malý reaktor SNAP-10A[17] o celkové hmotnosti 450 kg, využívající jako palivo 1,3 kg izotopu uranu 235, produkoval celkový tepelný výkon 35 kW, elektrický měl výkon 650 W a poháněl malý iontový motor.

Ze zmíněných důvodů tak daleko více využíval jaderné reaktory v kosmu Sovětský svaz. Vývoj těchto systémů probíhal a probíhá většinou v Ústavu fyzikálního a energetického inženýrství v Obninsku. Převážně se používal jako zdroj energie pro výkonný radar, který byl na vojenských družicích programu RORSAT[18] hlídajících americké ponorky. První takovou družicí byl Kosmos 198. V letech 1967 až 1988 startovalo pod názvem Kosmos postupně 35 družic programu RORSAT s jaderným reaktorem. První typ označovaný jako BOUK (BES-5) používal jako palivo 31,1 kg vysoce obohaceného uranu (90 % izotopu ²³⁵U ve formě karbidu uranu). Celková jeho hmotnost byla 0,9 tuny. Jeho tepelný výkon byl 100 kW. Pro převod tepelné energie na elektrickou se používal opět termoelektrický článek a účinnost převodu tepelné energie na elektrickou byla 2 – 4 %. Projektovaný elektrický výkon tak byl 2 – 4 kW a plánovaná provozní doba šest měsíců. V praxi se využíval stabilní výkon 1 kW po dobu aktivní činnosti do 134 dnů.

Obr. č. 12) Ruský jaderný reaktor TOPAZ (zdroj Ústav fyzikálního a energetického inženýrství v Obninsku).

Vývoj nového reaktoru TOPAZ I probíhal od roku 1970, byl dokončen v roce 1987 a pracoval na družicích Kosmos 1818 a 1867. Jedná se o reaktor chlazený tekutým kovem (slitinou sodíku a draslíku), takže jeho pracovní teplota může být 610^oC. Celková hmotnost reaktoru byla 1,2 tuny a tepelný výkon byl 150 kW. V tomto případě se používala termionická přeměna tepelné energie na elektrickou, elektrický výkon byl 5 kW_e a plánovaná provozní doba 12 měsíců. Pravděpodobně na základě rozsáhlých celosvětových protestů po havarijní situaci družice Kosmos 1900 byl program využití reaktorů pro vojenské radiolokační družice zastaven. Poslední družicí tohoto typu byl v roce 1988 Kosmos 1932.

Vylepšená varianta reaktoru označená jako TOPAZ II se tak už do vesmíru nedostala. Tento velice dobrý reaktor měl obohacení 96 % a uran byl ve formě oxidu uraničitého. Odkoupila jej také organizace NASA, aby zrychlila vývoj svých nových reaktorů a jeho další testy i vývoj probíhaly v mezinárodní spolupráci. Ta však byla v roce 1993 z finančních důvodů zakončena.

Havárie sond s jadernými reaktory

Rizika vznikající při havárii jsou velmi závislá na tom, kdy k havárii dojde. V případě havárie sondy před spuštěním reaktoru, většinou její zničení při startu, se do životního prostředí dostane pouze uran. Daleko nebezpečnější je havárie sondy jejíž reaktor už byl v činnosti. V tomto případě je v reaktoru značné množství radioaktivního materiálu.

V průběhu využívání nastaly tři havárie. Jedna z družic tohoto systému byla zničena krátce po startu 25. dubna 1973. Havárie postihla i Kosmos 954, který se při neplánovaném návratu do atmosféry rozpadl nad západní Kanadou, kam dopadly i jeho zbytky. Jak už bylo zmíněno, jsou značným rizikem v tomto případě kusy paliva obsahující radioaktivní produkty štěpení. Zvláště ⁹⁰Sr a ¹³⁷Cs s poločasy rozpadu 28,78 let a 30,07 let. Míra ohrožení při takové havárii pak závisí na tom, jak dlouho reaktor pracoval. Tím je dáno, kolik produktů štěpení vzniklo. Dále pak na tom, jak dlouho byl reaktor po vypnutí na oběžné dráze, než se vrátil do atmosféry, a kolik radioaktivních štěpných produktů se stačilo rozpadnout. Jako reakce na tuto nehodu byla změněna konstrukce sondy tak, aby mohlo být palivo odděleno od zbytku sondy, při neplánovaném návratu do atmosféry shořelo a na povrch nedopadly žádné jeho zbytky. Takový scénář se naplnil u Kosmosu 1402, jehož náplň reaktoru úplně shořela 23. ledna 1983 na jižním Atlantikem. Ostatní sondy, kromě zmiňovaných a ještě Kosmosu 305, byly po ukončení své aktivní činnosti (nejdéle trvala 134 dní) vyneseny na oběžnou dráhu ve výšce 900 až 1000 km. To by mělo zajistit pobyt na oběžné dráze delší než několik stovek let, což je doba, za kterou se většina radioaktivních štěpných produktů rozpadne. Výjimkou byl ještě již zmíněný Kosmos 1900, který se v důsledku havarijní situace dostal jen do výšky 720 km.

Vývoj pohonu na bázi štěpení jader zůstal jen u projektů či pozemních testů

Další projekty využití jaderných reaktorů zůstaly v různé fázi rozpracovanosti. Velmi známý je projekt NERVA[19], v rámci kterého vyvíjeli Američané raketový motor na bázi jaderného reaktoru. Použitý reaktor byl typu Kiwi vyvíjený spolu s dalšími systémy (Phoebus, Peewee-1 a Nuclear Furnace 1) právě pro tyto účely v programu ROVER. Předpokládalo se jeho využití jako třetího stupně raket. Vedoucím projektu byl H. Finger a vývoj probíhal za spolupráce Komise pro atomovou energii (AEC) a NASA.

Reaktor zakomponovaný do tepelného motoru v tomto případě ohřívá vodík a ohřátý plyn expandující tryskou slouží jako pohon. Vodík je tak zároveň využíván pro chlazení reaktoru. Využívalo se grafitové jádro pro moderaci neutronu a jako palivo kysličník uraničitý. Tekutý vodík byl skladován ve speciální nádrži.

Projekt započal v roce 1959 a do jeho ukončení v roce 1973 bylo v Nevadě zkoušeno okolo dvaceti motorů. Při řadě pozemních testů hořely motory až tisícovky sekund (při testu motoru Peewee na podzim roku 1968 bylo například dosaženo 2400 s při tepelném výkonu 514 MW_t). Maximální výkony se pro různé typy lišily, dosahovaly ale až 4000 MW_t. Pozemní zkoušky ukázaly funkčnost takového systému, i když se nepodařilo dosáhnout všech požadovaných parametrů. Připravovaný třetí stupeň rakety měl mít průměr 10,55 m. Prázdný měl mít hmotnost 34 tun a plný 178 tun, tah měl být 867 kN, dobu hoření 1200 s a specifický impuls 8,1 kNskg^-1. Byl velmi podobný třetímu stupni rakety Saturn V, ve svém výsledku by však byl zhruba dvakrát lepší. Ten měl průměr 6,6 m, prázdný hmotnost 13 tun, plný pak 120 tun, tah měl 1020 kN, dobu hoření třetinovou 470 s a specifický impuls poloviční 4,1 kNskg^-1. Hmotnost okysličovadla ve formě tekutého kyslíku byla skoro 85 tun.

Obr.č.13) Studené zkoušky motoru projektu NERVA (zdroj H. Finger: Nuclear space pioneer, Nuclear News, prosinec 2002).

Projekt tak zůstal nedokončen hlavně z finančních důvodů. Jako třetí stupeň raket nepředčil klasické chemické motory a nenašla se mise, kde by takový motor nešel chemickým nahradit. V budoucnu by se takovou misí mohla stát právě cesta lidí na Mars, i v tehdejších plánech to byl jeden z hlavních cílů. V meziplanetárním prostoru panují pro lidi velice nepříznivé podmínky. Radiace a stav beztíže nastolují nutnost co největšího zkrácení každého vesmírného letu. Chemické raketové motory pracují jen velmi krátce, motory založené na jaderném reaktoru by naopak pracovaly delší dobu a umožnily by dosáhnout vyšších rychlostí a tím zkrácení letu. V současné době se však díky vyšším nárokům na ochranu životního prostředí uvažuje o využití motoru založeném na jaderném reaktoru výhradně pro práci v meziplanetárním prostoru a jako pokračovatel projektu NERVA může být označen projekt SNTP[20], o kterém se více zmíníme za chvíli.

Obr.č.14) Testovací model odrazné desky pro praktické zkoušky projektu Orion (zdroj The Worlds of David Darling: The Encyclopedia of Astrobiology, Astronomy and Spaceflight).

Ještě ambicióznější plán měl název Orion. Studie probíhaly v letech 1958 až 1965 pod vedením T. Taylora. V tomto případě měly pohon zajišťovat výbuchy malých jaderných bomb o síle 0,1 až 20 kt TNT[21] vypouštěných v intervalu od 1 do 10 s (rychlost vzniklé plazmy je v tomto případě až stovky km/s[22]). Předpokládalo se použití až tisícovky takových explozí. Rázová vlna, kterou by vytvořil při explozi expandující materiál by narazila na odraznou desku na konci lodi a tím ji vlastně popostrčila. Při explozích by vznikaly teploty několik desítek tisíc stupňů, ovšem jen na velmi krátký okamžik v řádu milisekundy. Pro kompenzaci velkého zrychlení, které při explozi nastává se navrhoval systém, který náraz tlumil a impulsní režim převáděl v spojitější pohyb. Podobně nespojitý děj probíhá třeba v motoru auta. Test takového systému a odolnosti odrazné desky se prováděl pomocí chemických explozí. Ukázalo se, že lze docílit dostatečně spojitého pohybu a odrazná deska dokázala díky jejich velice krátkému trvání odolávat následkům explozí. V roce 1959 se povedlo uskutečnit sto metrový let s modelem a šesti chemickými výbuchy. V původním projektu se uvažovalo využití už při startu ze Země, což ovšem narazilo na problém produkované radioaktivity. V roce 1963 také došlo k zákazu jaderných testů v atmosféře. Později a i v současnosti se tak o tomto technickém řešení uvažovalo a uvažuje pouze pro meziplanetární prostor. Kromě využití klasických bomb se v některých variantách tohoto projektu uvažovalo i o bombách termojaderných.

Obr.č.15) Malířova představa realizace projektu Orion. (Zdroj The Worlds of David Darling: The Encyclopedia of Astrobiology, Astronomy and Spaceflight).

Vývoj budoucích jaderných reaktorů

A teď se podívejme na reálné plány vývoje nové generace reaktorů pro nejbližší léta. Vývoj probíhá jak ve Spojených státech (hlavně se na něm podílí NASA, Laboratoř v Los Alamos a DOE) tak i v Rusku (už zmíněný ústav v Obninsku) a dochází i k intenzivní spolupráci mezi těmito pracovišti. Reaktory by měly být využívány v případě, že bude potřeba tak velkého výkonu, že už nebude použití radioizotopových zdrojů účelné. V tomto stadiu se zatím předpokládá využití pro produkci elektrické energie pro přístroje nebo iontový motor. Vývoj se omezuje na menší zdroje do jednotek MW.

Od roku 1994 vyvíjí Národní laboratoř v Los Alamos (USA) reaktory typu HPS[23], které teplo odvádějí pomocí kanálů procházejících aktivní zónou reaktoru. Jedná se o kompaktní rychlé reaktory produkující až 100 kWe po dobu až deset let. Hlavním znakem projektu je maximální bezpečnost při provozu reaktoru i případné havárii. Pro přeměnu tepelné energie na elektrickou se předpokládají Stirlingův motor nebo Braytonův systém založený na plynové turbině.

SAFE – 400 vesmírný reaktor[24] je typu HPS s tepelným výkonem 400 kW produkující elektrický výkon 100 kW_e. Palivo je ve formě nitridu uranu UN s obohacením 97 %. Výhodou tohoto paliva oproti oxidu uraničitému je větší dosažení většího podílu a hustoty uranu a tedy menší hmotnost, větší tepelná vodivost redukující teplotu a tepelné namáhání palivových článků, menší uvolňování plynů při štěpení. V aktivní zóně reaktoru jsou kromě palivových článků i kanály, kterými se z ní odvádí produkované teplo. Vše je komponováno modulárně.

Obr.č.16) Tepelné zkoušky reaktoru SAFE – 400 (zdroj D.I. Poston: Nuclear News, prosinec 2002).

Aktivní zónu obklopuje reflektor z berylia, který vrací neutrony z ní vyletující zpět do pracovní oblasti. Reaktor je kontrolován pomocí šesti válců z berylia, které jsou součástí reflektoru. Každý válec obsahuje na části obvodu vrstvu materiálu, která naopak neutrony pohlcuje a podle toho, jestli je tato část dále nebo blíže aktivní zóny se zvyšuje nebo snižuje množství neutronů vrácených do ní. Celková hmotnost reaktoru je 512 kg a z toho palivo UN tvoří 145 kg.

Důležitou součástí systému je i systém odvodu tepla. V kanálech uvnitř aktivní zóny by mělo cirkulovat tekuté lithium (Li) nebo sloučenina sodíku a draslíku (NaK). V takovém případě by se použil výměník tepla, který by zajišťoval ohřev plynu pohánějícího Stirlingův motor nebo plynovou turbínu. Tímto plynem by mohla být směs helia a xenonu. V případě využití Braytonova systému by se mohl tento plyn použít i přímo k chlazení aktivní zóny.

Činnost navrhovaného systému se velmi intenzivně studovala pomocí programu, který simuluje produkci neutronů, jejich transport, produkci energie a vznik radioaktivity. Proběhla také řada praktických testů ve spolupráci laboratoře v Los Alamos a NASA. Testovaly se tepelné a konstrukční vlastnosti jednotlivých komponent.

Menším typem reaktoru je HOMER-15[25]. Je to jednotka velmi podobná systému SAFE s tepelným výkonem 15 kW. V tomto případě by hmotnost reaktoru měla být pouze 215 kg. Převod tepla na elektřinu je zajišťován Stirlingovým motorem. Její využití bylo směrováno k automatickým stanicím a vozidlům na Marsu. I s tímto systémem byla provedena řada pozemních testů včetně souběžných s využitím Stirlingova motoru.

V roce 2002 vyhlásila organizace NASA projekt vývoje jaderných reaktorů podobných předchozím dvěma typům, který v roce 2003 dostal název Prometheus. Jednou ze základních misí, kde se předpokládalo použití reaktoru s využitím dynamické konverze tepla na elektrickou energii pomocí plynové turbíny byl JIMO[26]. Jedná se o sondu pro studium ledových měsíců Jupitera, která měla fungovat poměrně velmi dlouho a pro studium různých měsíců se předpokládaly značné změny dráhy. Bohužel byl v roce 2005 projekt z finančních důvodu zastaven. Drasticky se snížilo i financování projektu Prometheus a v současnosti je zaměřen hlavně na vývoj spolehlivého zdroje energie pro dlouhodobý pobyt lidí na Měsíci a Marsu.

Obr.č.17) Umělecká představa sondy JIMO, která měla používat jaderný reaktor a iontový motor (zdroj NASA).

V oblasti vývoje motorů využívajících jaderné reaktory se vyvíjely několikrát nové typy velice podobné těm z projektu NERVA. Většinou však zůstalo u papírových studií, někdy byly provedeny testy některých komponent ale niky nedošlo k výrobě prototypu. Jedny z posledních studií byly zahájeny v souvislosti se strategickou obrannou iniciativou USA. Projekt s názvem Timberwind byl později následován už zmíněným programem STNP. Díky novým materiálům odolným při vysokých teplotách, lepším počítačovým simulacím a obecně pokroku v jaderném inženýrství se povedlo dramaticky zlepšit kvalitu. Hmotnost klesla oproti motoru NERVA na čtvrtinu, tah převyšuje původní hodnotu o třetinu a specifický impuls má být mezi hodnotami 9,1 - 9,8 kNskg^-1.

Dosavadní vývoj ukázal, že technologicky je využití jaderných reaktorů v zásadě připraveno, stále ovšem chybí rozhodnutí uskutečnit takové vesmírné projekty, které by jejich využití nezbytně vyžadovaly. Stále se čeká na rozhodnutí o opravdu razantním vykročení člověka do meziplanetárního prostoru a na ostatní tělesa sluneční soustavy.

Možnosti a budoucnost jaderných reaktorů.

Jaderné reaktory se už ve vesmíru osvědčily. Na Zemi s nimi máme velice dlouhou zkušenost, přičemž hlavně jejich dlouhodobý spolehlivý provoz na jaderných ponorkách je velmi podobný tomu, jak by pracovaly na kosmických lodích. V budoucnu by mohly zajistit spolehlivý rychlý pohon ať už na bázi tepelných, iontových motorů nebo systému VASIMR v rámci celé sluneční soustavy a dodávku energie ve všech podmínkách, do kterých se zde vesmírné aparáty mohou dostat. Výkony mohou dosahovat až tisícovky megawatt.

Obr.č.18) Standardně a spolehlivě využívají relativně malé jaderné reaktory vojenské ponorky. Ruská ponorka na jaderný pohon třídy Akula Typhoon

Klasické tepelné motory na bázi reaktoru podobné projektu NERVA by mohly urychlit loď i na dvojnásobek maximální rychlosti dosažitelné chemickými zdroji (10 km/s – 22 km/s). V případě tohoto typu pohonu lze v principu zvýšit dosažené teploty a tím i výtokové rychlosti konstrukcí tekutého nebo plynného jádra reaktoru. Negativum takového řešení by byla ztráta paliva a zvýšený únik radiace, takže se využití takového řešení příliš nepředpokládá. Existují i úvahy o možnostech využití toho, že štěpné produkty mají vysokou kinetickou rychlost. Pokud by se je podařilo pomocí magnetického pole nasměrovat do jednoho směru, dostaly bychom motor s velmi vysokými výtokovými rychlostmi. Problémem v tomto případě je, že jádra vznikající při štěpení mají velký náboj a velice rychle svojí kinetickou energii v materiálu ztrácejí. Palivo by tak muselo být v tenkých vrstvičkách a mezerami by se štěpné produkty pomocí magnetického pole museli odvádět pryč. Je málo pravděpodobné, že by k využití takového systému došlo.

Během dlouhodobějších letů je třeba zvládnout výměnu či doplňování paliva. Ve vzdálenější budoucnosti a při případné kolonizaci planet je výhodou dostatečný výskyt štěpitelného materiálu ve sluneční soustavě. Na povrchu planet zemského typu by mohla jaderná energetika fungovat v režimu velmi podobnému tomu na Zemi.

Systémy, které mají pohánět mezihvězdé lodi, musí splňovat řadu podmínek. Musí mít vysokou využitou energii na kilogram paliva, vysoké výtokové rychlosti v řádu 10000 km/s (tedy i stejně velký specifický impuls) a stabilní dlouhodobý výkon po řadu let bez nutnosti údržby. Vyplývá to z Ciolkovského rovnice, která pro ještě reálné poměry hmotnosti lodi s pracovní látkou a prázdné dává udělenou rychlost maximálně tak pětkrát vyšší než je výtoková rychlost. Abychom dosáhly i jen nejbližší hvězdy v čase menším než sto let, musí být udělená rychlost aspoň desetina rychlosti světla. Uvedené podmínky by už mohly některé varianty pohonů využívajících jaderné reaktory splnit. Daleko vhodnější pro tyto případy však jsou zdroje následující.

Obr.č.19) Koncem osmdesátých let navrhly vědci z NASA projekt mise s využitím reaktoru a iontového motoru pro průzkum mezihvězdného prostoru do vzdálenosti 1000 AU od Slunce s názvem TAU (zdroj NASA).

III. Termojaderné zdroje

Projekty využití termojaderných zdrojů jsou zatím pouze na papíře. Využití termojaderné energie je velice dobře vyřešeno v přírodě, kde jsou jejím zdrojem hvězdy a tedy i naše Slunce. Připravit však takový zdroj uměle se nám zatím nedaří. Základní rozdíl mezi přírodním a umělým zdrojem je v jeho velikosti. Náš umělý zdroj nemůže mít tak velký objem jako hvězda. Hvězda je obrovská, obsahuje obrovské množství vodíku. Navíc díky gravitační síle je v jejím nitru velmi vysoká hustota. Díky tomu probíhá ve hvězdě dostatečný počet reakcí, které vedou ke sloučení jader vodíku, i když je jejich pravděpodobnost jen velmi malá. Jádra mají totiž kladný náboj a při vzájemném přibližování jsou odpuzována značnou elektrickou silou. Aby došlo k jaderné reakci, musí se jádra k sobě přiblížit na vzdálenost, která je dána dosahem silné jaderné interakce, což je přibližně dáno rozměrem jader. Pro proton (jádro vodíku) je tato coulombovská bariéra 0,1 MeV. Tím je dána i kinetická energie, která je potřebná k překonání této bariery. Aby byla střední kinetická energie iontů vodíkové plazmy této hodnoty, je třeba teplotu 10^{9 o}C. Díky kvantové fyzice může dojít k fúzi i pro kinetické energie menší než jsou potřebné k překonání coulombovské bariery pomocí kvantového tunelování. Navíc kinetická energie částic plazmy s danou teplotou je ve velmi širokém rozmezí a malá část z nich má i velmi vysokou kinetickou energii. Tyto jevy umožňují jaderné reakce i v případě nitra Slunce.

Obr.č.20) V přírodě probíhá jaderná fúze ve hvězdách. Snímek Slunce pořízený sondou SOHO (zdroj NASA).

Pro dosažení termojaderné reakce na Zemi můžeme využít jen daleko menší objemy a tak musíme dosáhnout co nejvyšší hustoty a teploty. Pro energetické využití je potřeba, aby poměr mezi velikostmi energie, která vzniká při termojaderné reakci, a energie, kterou je třeba dodávat na ohřev plazmy, byl alespoň vyrovnaný. Čím více přesahuje jedničku tím lépe. Jestliže reálně chceme získat z termojaderné reakce více energie než se spotřebuje na ohřev plazmy, je třeba splnit tzv. Lawsonovo kriterium. Lawsonowo kriterium je součin hustoty plazmy a doby, po kterou ji dokážeme udržet při teplotě, která je nutná pro průběh daného typu reakce. Hodnota je okolo 10²¹ s/m³ při teplotě 10⁸ – 10^{9 o}C pro reakci deuteria s tritiem.

Srovnejme si dosažené teploty a hustoty v pozemských zařízeních s těmi, které panují v nitru Slunce. U Slunce je teplota v nitru jen okolo deseti milionů ^oC. Hustota plazmy je tam však okolo 130 000 kg m^-3 (10³² m^-3). V pozemských termonukleárních zařízeních se sice dosahuje teplota více než o řád vyšší, ale hustota je naopak o dvanáct řádů menší.

Vhodné jaderné reakce

Také je třeba využít jiné reakce, které jsou při dosažitelných teplotách pravděpodobnější než proton – protonový cyklus, který probíhá ve hvězdách. Do úvahy přicházejí dvě možné reakce, viz obr.č. 21.

První je reakce deuteria a tritia. Při této reakci dochází ke slučování jader deuteria a tritia za vzniku neutronu a izotopu helia. Uvolňuje se energie 17,6 MeV, která se rozděluje mezi vznikající částice v poměru nepřímo úměrném jejich hmotnosti. Neutron tedy odnáší zhruba čtyřikrát více energie. Výhodou této reakce je, že má z vhodných reakcí daleko největší pravděpodobnost při nejnižší teplotě. Pro spuštění řízené termojaderné reakce stačí v tomto případě teplota okolo 50 milionů stupňů. Nevýhodou je radioaktivita tritia (s poločasem rozpadu 12,3 let se rozpadá na ³He) a nutnost ochrany před silným neutronovým polem, které při použití této reakce vzniká. Při dlouhodobém letu by docházelo k výraznému úbytku zásob tritia právě vinou jeho rozpadu. Tritium se vyskytuje v jistém množství na Zemi. Vzniká totiž neustále v interakci kosmického záření v atmosféře a vázáním tritia v molekulách vody. Přirozeně vznikající tritium se však díky své krátké době života nestíhá kumulovat v takovém množství, aby to bylo dostatečné pro jeho ekonomické získávání. Tritium se však dá poměrně snadno produkovat pomocí jaderných reaktorů, které jsou intenzivním zdrojem neutronů. Může se využít záchyt neutronu na deuteriu v těžké vodě nebo reakce neutronů s jádry lithia. Právě ozařováním přírodního lithia, kterého je na Zemi dostatek, neutrony se v současnosti většinou tritium získává. V přírodě existují dva izotopy lithia (⁶Li a ⁷Li) a oba v reakcích s neutrony tritium produkují. Jako zdroj neutronů pro produkci tritia lze využívat i jaderný fúzní reaktor využívající reakci deuteria a tritia.

Obr. č. 21) Vhodné termojaderné reakce.

Druhou možností pak je reakce deuteria a helia tři, při níž se uvolňuje energie 18,4 MeV. Výhodou je snadnější ochrana před protony a to, že helium tři je stabilní. Pro kosmické lety je tak tato varianta daleko výhodnější i z toho hlediska, že všechny produkty jsou nabité částice a jejich dráhu je možno ovlivňovat pomocí magnetického pole. Nevýhodou je větší potřebná teplota pro zapálení reakce. Hélium je ve vesmíru druhým nejčastějším prvkem. Množství izotopu ³He je sice pouze okolo 0,03%, ale i to znamená, že je ho daleko více než třeba síry. Problém je, že helium je inertní a velmi lehký plyn a tak je velký problém ho udržet na planetách zemského typu. Na Zemi se tak ³He vyskytuje jen v mizivém množství a není zde přírodní zdroj, který by umožňoval získávat tento izotop helia pro ekonomické využití. Jeho produkce v rozpadu tritia, které by se získávalo pomocí záchytu neutronů, sebou nese problémy s vysokou radioaktivitou. Je však možné, že by se využitelné zásoby tohoto izotopu vyskytovaly na Měsíci. Tam by pocházely ze slunečního větru, který se díky neexistenci atmosféry a magnetického pole dostane až na měsíční povrch a helium by se tam mohlo ukládat. Velice lákavé jsou tak úvahy o jeho získávání pro potřeby termojaderné fúze nejen ve vesmíru ale i na Zemi. Díky silnému gravitačnímu poli mají velké planety Jupiterova typu zásoby milionů tun helia 3. Jejich případné využití je však otázkou velmi vzdálené budoucnosti.

V principu by se dalo využívat i reakce deuteria s deuteriem, ale v tomto případě by byly třeba téměř o řád větší teploty než je potřeba k řízené termojaderné reakci tritia a deuteria. Navíc je pravděpodobnost reakce ještě menší než v předchozím případě a uvolňuje se méně energie. Proto se zatím o této reakci příliš neuvažuje.

Deuteria, které je potřebné pro obě zmíněné reakce je velké množství ve světových oceánech i jinde ve vesmíru.

Snaha o řízenou termojadernou fúzi na Zemi.

Zatímco neřízená termojaderná reakce se v podobě termojaderné vodíkové bomby podařila uskutečnit už krátce po druhé světové válce, o ovládnutí termojaderné reakce se bez konečného úspěchu snažíme už více jak půlstoletí. V termojaderné bombě je zažehnutí termojaderné reakce dosaženo pomocí exploze klasické jaderné bomby.

Dosažení zapálení termojaderné reakce v řízené podobě je mnohem náročnější. Existují v principu dva hlavní způsoby. První možností pro zapálení fúzní reakce je využít prudké stlačení a ohřátí drobných kapiček paliva pomocí pulsů fotonů z vysoce výkonných laserů nebo částic z urychlovačů. Tento způsob se označuje také jako inerciální způsob udržení plazmy. Tato metoda se snaží splnit Lawsonovo kriterium pomocí velmi vysokých hustot plazmatu okolo 10³¹ m^{-3 a relativně velmi krátkého udržení těchto hustot řádově 10-10} s.

Další možností je ohřátí plazmatu, které je drženo v magnetické pasti, pomocí elektromagnetického pole. V tomto případě je snaha o získání menších hustot okolo 10²¹ m^-3 ale po relativně dlouhou dobu v řádu sekund, což umožní splnit Lawsonovo kriterium. Existuje řada možných variant magnetických pastí. Z nich se zatím jako nejperspektivnější jeví magnetické past, která se nazývá tokamak[27]. Jedná se o prstencovou komoru se silným vakuem, ve které je pomocí toroidálního magnetického pole uzavřeno plazma. Samotné zařízení je vlastně velký transformátor, který indukuje proud v plazmatu v toroidu a ten plazma ohřeje na velmi vysokou teplotu (okolo 100 milionů stupňů). Pro dosažení vyšších teplot se používá ještě další doplňkový ohřev. Dosažitelná hustota plazmatu je dána maximální možnou intenzitou magnetického pole. Ta se v současnosti u supravodivých magnetů pohybuje okolo 10 T. Magnetické pole udržuje plazma v dostatečné vzdálenosti od stěn a chrání je tak před vysokou teplotou.

Obr.č.22) Dosud největší zařízení typu tokamak je evropské zařízení JET. Vlevo pohled zvně a vpravo pohled zevnitř. (Zdroj EFDA).

Zatím největší pracující zařízení tohoto druhu je evropský JET[28]. Uveďme si parametry tohoto zařízení. Poloměr toroidu je 3 m, objem plazmatu 155 m³, proud v plazmatu 5-7 MA, magnetické pole 3,4 T, délka pulsu 10 s, termojaderný výkon 10 MW a poměr mezi tímto výkonem a tím, který je třeba na ohřev plazmy se již blíží jedničce.

Nedávno bylo konečně rozhodnuto, že se postaví nový největší tokamak v jihofrancouzském městě Cadarche. Mezinárodní projekt s názvem ITER patří k těm finančně nejnáročnějším vědeckým projektům a měl by už být prvním funkčním prototypem zařízení, které je schopno produkovat více termojadernou energii než je potřeba na ohřev plazmatu. Parametry tohoto záření by měly být daleko větší než u předchozích. Poloměr toroidu je 6,2 m, objem plazmatu 837 m³, proud v plazmatu 15 MA, magnetické pole 5,3 T, délka pulsu větší než 300 s, termojaderný výkon 500 MW a poměr mezi tímto výkonem a tím, který je třeba na ohřev plazmy by měl být větší než 10. Výkon zařízení ITER je už blízký výkonu větší elektrárny a celá konstrukce už je blízká podobě budoucích komerčních termojaderných elektráren. S výstavbou by se mělo začít v roce 2009 a dokončení se očekává v roce 2016. Během svého dvacetiletého provozu by pak mělo zařízení otestovat všechny potřebné technologie spojené se samotnou termojadernou fúzí a jejím využitím i s produkcí tritia v takovém zařízení. Mělo by ukázat možnost využití termojaderné reakce pro výrobu energie a následujícím krokem by už měla být stavba opravdové termojaderné elektrárny.

Ve světě pracují pracoviště i s jinými variantami magnetických pastí. I v jejich vývoji se nadále pokračuje. I když bude totiž první funkční termojaderný reaktor realizován v podobě tokamaku, může se později jiná varianta ukázat jako výhodnější a efektivnější.

Je vidět, že jedním ze základních problémů je udržení co nejteplejšího a nejhustšího plazmatu a to je primárně závislé na naší schopnosti dosáhnout co nejintenzivnějších magnetických polí. To je spojeno s využitím supravodivých magnetů a dokud se nám nepodaří dostatečně masivní a efektivní zavedení vysokoteplotní supravodivosti i s nutností použití chlazení na základě tekutého helia. I to je jeden z důvodů, proč musí být termojaderné zdroje tak velké a vyplatí se jen při vysokých požadavcích na výkon zdroje. A to platí pochopitelně i pro jejich vesmírné využití. Kvalitativní skok v možnosti využití termojaderné energie by mohl nastat právě díky pokroku v oblasti vysokoteplotních supravodičů. Průmyslově využitelné supravodiče už v oblasti teplot tekutého dusíku (-196 ^oC ) nebo dokonce pokojových teplot by mohly znamenat radikální zlom.

Obr.č.23) Schéma budoucího termojaderného zařízení ITER (zdroj ITER).

Termojaderná fúze na vesmírných lodích.

Pokud se zvládne termojaderná fúze k výrobě elektrické energie v pozemských podmínkách, budeme moci vesmírné zdroje řešit podobným způsobem. Před jejím přímým uplatnění pro pohon kosmických lodí však bude třeba vyřešit řadu dalších problémů. Jedním z nejdůležitějších bude vyřešení problému směrování vznikající plazmy pro produkci potřebného tahu. Dalším bude získání a skladování paliva.

Jak již bylo zmíněno, tritium je nestabilní, takže pro dlouhodobé lety se nehodí. Předpokládá se dále, že směrování vznikajících částic bude dosaženo pomocí silného magnetického pole. I z tohoto důvodu je reakce tritia s deuteriem méně výhodná. Vznikají při ní totiž neutrální neutrony, které magnetické pole nemůže ovlivnit. Jako vhodnější se tedy pro pohon vesmírných lodí předpokládá využití reakce helia 3 a deuteria. Výběr možné varianty paliva mohou ovlivnit i chemické vlastnosti a to, že ke zkapalnění helia potřebujeme daleko nižší teploty.

Také u termojaderného pohonu kosmických lodí existují dvě možné varianty. V případě pulsních pohonných systémů, kdy je fúze dosaženo pomocí silných laserových nebo elektronových či iontových pulsů (urychlených urychlovači) se do reaktoru vstřelují miniaturní kapsle obsahující palivo. Ty se octnou v ohnisku pulsů a jsou velmi silně stlačeny a zahřáty. Proběhnou termojaderné reakce a vzniklé plazma je pomocí silných elektromagnetických polí směrováno tryskou ven. V tomto případě jsou výtokové rychlosti dány rychlostmi, které získávají produkty termonukleární reakce a mohou dosahovat hodnoty i několika desítek tisíc km/s (dosahují hodnoty okolo deseti procent rychlosti světla). Tyto motory tak již mohou splňovat zmíněná kriteria potřebná pro lety za hranice sluneční soustavy.

Obr.č.24) Odlet vesmírné lodi Daedalus od Jupitera a jeho přílet k Barnardově šipce. (zdroj Adrian Mann).

Příkladem studie takového systému je projekt Daedalus vypracovaný v letech 1973 – 78 skupinou vědců a inženýrů z Britské meziplanetární společnosti. Zadáním bylo dopravit automatickou výzkumnou loď k Barnardově hvězdě vzdálené 5,9 světelných let (okolo 370000 AU) od Slunce. Jejich návrhem byla loď s pulsním termojaderným pohonem založeném na stlačení a ohřátí mikrokapslí složených ze směsy deuteria a ³He pomocí svazků elektronů. Vznikají tak mikrojaderné exploze. Ty jsou pomocí silného magnetického pole lokalizovány do malého objemu a magnetické pole také nasměruje vzniklou horkou plazmu do trysky. Každou sekundu by explodovalo 250 kapslí. Pro loď by byla aplikována dvojstupňová koncepce a za čtyři roky urychlování by byla dosažena potřebná rychlost 12 % rychlosti světla. Celková hmotnost lodi se předpokládala 54 000 tun, hmotnost paliva 50 000 tun a hmotnost vědeckého nákladu 500 tun. Dosažení cíle by lodi trvalo zhruba čtyřicet let. Brždění u Barnardovy hvězdy se nepředpokládalo. Mezihvězdná loď by během průletu vystřelila pět sond s umělou inteligencí určených pro průzkum okolí hvězdy.

Kontinuální systémy mohou využívat magnetickou past, například systém podobný zařízení tokamak. Tam by docházelo k ohřevu plazmatu, zapálení termojaderné reakce a uvolnění energie. Svazek plazmatu by pak byl soustavou magnetických polí vyváděn tryskou ven.

V souvislosti s termojaderným pohonem kosmických lodí se někdy hovoří o využití tzv. Bussardových kolektorů. Jednalo by se o obrovský „trychtýř“, který by v průběhu letu zachycoval vodík, který se v mezihvězdném prostoru vyskytuje. Zachycený vodík by pak sloužil jako palivo termojaderného pohonu. S realizací takové varianty jsou spojeny tři hlavní obtíže. Většina hmoty v mezihvězdném prostředí je tvořena vodíkem, ovšem její hustota je velmi malá. Kolektory by tak musely být obrovské a sbírání by bylo efektivní jen při velmi vysokých rychlostech kosmické lodi vůči této hmotě. Jen velmi malá část vodíku je tvořena deuteriem, takže by se muselo řešit, jak využít nejlehčí izotop vodíku. Tah motoru získávaný tímto způsobem by musel převyšovat sílu vyvíjenou odporem prostředí vznikající rychlým pohybem lodi s kolektorem v mezihvězdném prostředí. Tato možnost se tak jeví jako velmi těžko realizovatelná.

Zatím jsou všechny projekty využití termojaderné fúze pouze ve formě studií na papíře. Jejich reálné testy v kosmickém prostoru nelze čekat dříve než za čtyřicet let. Principiálně však není vidět žádná překážka, která by jejímu budoucímu využití bránila. Ať už se bude v budoucnu realizovat jakákoliv varianta termojaderných zdrojů energie či pohonu, bude se jednat o velké a těžké zařízení. Bude tak využíváno v případech letu na velmi velké vzdálenosti a při potřebách velkých výkonů v řádech tisícovek MW a více. Jako pohon by termojaderná fúze mohla zajistit výtokové rychlosti a výkony, které by mohly umožnit i mezihvězdné cestování. Výhodné by mohlo být i společné využití s jaderným štěpným reaktorem, který by zajišťoval teplo a elektřinu nejen pro přístroje ale také pro napájení termojaderného motoru.

IV. Anihilační zdroje

Možností, která je ještě účinnější, je využití anihilace. Každá částice normální hmoty má svůj protějšek z antihmoty. Částice a antičástice mají stejnou hmotnost, velikost elektrického náboje, dobu života a další vlastnosti. Liší se ve znaménku elektrického náboje. Při setkání částice a antičástice dochází k anihilaci – k jejich přeměně na fotony v případě anihilace elektronu a pozitronu[29] či ke vzniku mezonů π v případě anihilace protonu a antiprotonu. Mezony mohou být nabité ( π⁺ a π^-) a neutrální (π⁰), jsou nestabilní a rozpadají se v případě nabitých mezonů π (poločas rozpadu 2,6·10^-8s) na mion μ a mionové neutrino, v případě neutrálních mezonů π (poločas rozpadu 8,4·10^-17s) většinou na dva fotony záření gama.

Výroba antihmoty.

Hlavním problémem je, že antihmota se ve vesmíru běžně nevyskytuje. Zatím neexistuje nic takového, co bychom mohli nazvat dolem na antihmotu. Umělá produkce antihmoty je pak velice energeticky náročná. Využívá se pro ni srážka částic s velmi vysokou energií. Kinetická energie urychlených částic se tak využije na produkci nových částic. Protože částice a antičástice musí vznikat v páru, potřebujeme mít při srážce dostupnou energii, jejíž velikost se rovná dvojnásobku klidové energie[30] příslušné antičástice. V našem případě je nejvhodnější produkce antiprotonů. Nejčastěji se k produkci antiprotonů používají urychlovače protonů, které dokáží tyto částice urychlit na rychlosti blízké rychlosti světla, kdy jejich kinetické energie několikanásobně převyšují jejich klidové energie. Takto urychlené protony dopadají na terč z těžkých jader a při této srážce vznikají kromě řady dalších částic i páry protonu a antiprotonu. Takto vzniklé antiprotony mají velmi vysoké rychlosti a kinetické energie. Pokud je chceme dále využívat, musíme je oddělit od dalších vzniklých částic a zpomalit. Proto se pomocí elektrických a magnetických polí tyto antiprotony vyvedou do speciálního zpomalovače. Ten funguje jako převrácený urychlovač a umožňuje získat pomalé antiprotony. Podobné zařízení funguje v mezinárodní laboratoři CERN ve Švýcarsku, kde se produkují antiprotony, které se následně používají k produkci antivodíku. V tomto zařízení se 10¹³ protonů s energií 30 GeV sráží s jádry terče jednou během 100s a produkují tak 10-20 milionů antiprotonů. Ty se pak zpomalují z energie 3000 MeV na energii 5.3 MeV a po stovce sekund tak dostaneme zmíněný počet zpomalených antiprotonů. Podobně se standardně produkují antiprotony v laboratoři FERMILAB pomocí protonů s energií 120 GeV. Místo zpomalování se však po akumulaci jejich dostatečného počtu a po následném urychlení využívají pro studium struktury hmoty pomocí srážek proti sobě letících protonů a antiprotonů.[31]

Obr.č.25) Část zařízení pro produkci antiprotonů a jejich zpomalování LEAR v laboratoři CERN (zdroj CERN).

Taková produkce je ovšem velmi neefektivní. V současnosti je potřeba 10⁵ protonů na jeden antiproton v případě, že urychlovač urychluje protony na kinetické energie téměř 130 krát větší než je jejich klidová energie. Na produkci jednoho gramu antihmoty tak potřebujeme 1,16∙10²¹ J/g . Efektivita produkce je tak pouze 10^-8. Ročně se tak produkuje pouze okolo deseti nanogramu antihmoty. Efektivita by se mohla radikálně zvýšit několika úpravami. Je potřeba použít optimální energii urychlovaných protonů. Důležitý je ale hlavně lepší sběr vzniklých antiprotonů. Je třeba co nejvíce rozšířit úhel, do kterého mohou vyletovat vznikající antiprotony. Nutností je i omezení jejich anihilace v terči a při následném sběru a uchovávání. Pokud by se postavily urychlovače speciálně pro produkci antiprotonů, mohla by se při použití stávajících technologií efektivita zvýšit o tři až čtyři řády. V každém případě však i v budoucnu bude výroba antihmoty velice energeticky náročná a ve větším měřítku bude možná pouze v případě, že bude mít lidstvo dostatek levné energie. Tedy nejspíš až v případě vyřešení masivního využití jaderných a termojaderných reaktorů.

Skladování antihmoty

Dalším problémem je skladování antihmoty. Aby nedošlo ke zničující anihilaci, musí být oddělena od normální hmoty. Nejčastěji se využívá toho, že v případě nabitých částic můžeme pomocí magnetického pole udržovat antiprotony v kruhovém pohybu po velmi dlouhou dobu. V současnosti lze udržet antiprotony v takové magnetické pasti téměř sto dní. Další možností je udržování v takzvané Penningově pasti[32], kdy ovšem musíme antiprotony ochladit na velmi nízkou teplotu, tedy velmi silně zpomalit.

Magnetické pasti mohou velice dobře zachycovat nabité částice, proto asi bude nejvýhodnější využívat nabité antiprotony. Problémem je však omezená hustota antiprotonové plazmy v magnetické pasti, která je hlavně dána elektrickým odpuzováním stejných nábojů antiprotonu. To znamená i velmi neefektivní využití prostoru. Pasti jsou navíc i poměrně velmi těžké. Dnes dokážeme udržet takovou plazmu v magnetické pasti i několik měsíců, neměl by být problém prodloužit tuto dobu až na léta, ovšem jedná se jen o množství v řádu pouze desítky milionů antiprotonů.

Využití neutrálního antivodíku je popisováno ve známém vědeckofantastickém seriálu a filmech Star Trek. Výhodou tohoto řešení by byla daleko vyšší hustota skladované antihmoty a tím i její malý objem. Ovšem technické řešení oddělení hmoty a antihmoty by bylo náročné. Zase by se musela použít elektrická a magnetická pole. Hlavně však je produkce neutrálního antivodíku velmi složitá. Poprvé se podařila teprve v roce 1996. Problém je dán tím, že antiprotony se produkují s velmi vysokými energiemi (rychlostmi). Aby byl pozitron antiprotonem zachycen, musí být jejich vzájemná rychlost relativně malá, protože vazebná energie pozitronu v atomu antivodíku je daleko menší než typické jaderné energie. Musíme tedy vyřešit dva základní problémy. Antiproton a pozitron musí být blízko sebe a jejich vzájemná rychlost musí být velmi malá. Nejdříve se to podařilo vyřešit tak, že se využilo toho, že při průchodu antiprotonu elektromagnetickým polem atomového jádra se může při jeho dostatečné kinetické energii produkovat pár elektronu a pozitronu. Otázka vzájemné blízkosti antiprotonu a pozitronu je tak řešena automaticky a existuje, byť jen velmi malá, pravděpodobnost, že i relativní rychlost pozitronu vůči antiprotonu bude malá a ten bude zachycen za vzniku antivodíku. Takto se podařilo vyprodukovat prvních devět antiatomů. Pro masivní produkci je však tato metoda absolutně nevhodná.

Dnes se tak právě pomocí antiprotonového zpomalovače v laboratoři CERN připravuje velké množství chladných antiprotonů s malou kinetickou energii, které jsou následně zachyceny v magnetické pasti[33]. Pozitrony vznikající při rozpadu beta radioaktivních jader jsou zachyceny v další magnetické pasti. Antiprotony a pozitrony se pak vstříknou do společné magnetické pasti a tam vznikají tisícovky atomů antivodíku. Pořád je však třeba vyřešit problém do jaké magnetické pasti se zachytí neutrální antivodíky. To je sice možné díky nenulovému magnetickému momentu antivodíku, ale velice náročné. Ovšem i po řešení konstrukce této pasti zůstává problém se zkapalněním antivodíku a jeho skladováním.

Vesmírné využití antihmoty.

Při využití antihmoty pro výrobu elektrické energie bude třeba vyřešit problém efektivní konverze kinetické energie částic vznikajících při anihilaci na energii tepelnou a následně elektrickou. Jedná se o nabité mezony pí, miony vznikající při jejich rozpadu, elektrony vznikající při rozpadu mionů a vysokoenergetické fotony vznikajících v rozpadu neutrálních mezonů pí. Protože jde o částice, které se pohybují relativistickými rychlostmi, je pro pohlcení částice s energiemi získanými při anihilaci i v případě velmi hustého materiálu (například olova) potřeba pro jejich absorpci desítky centimetrů materiálu. Různé koncepty převodu tepelné energie na elektrickou jsme si už představili v předchozích částech.

Obr.č.26) Kapalný antivodík jako zdroj energie používají i mezihvězdné lodi ve filmovém světě Star Trek (zdroj stránky Star Trek).

Existuje několik možností funkce přímého anihilačního vesmírného pohonu. První možností je anihilační motor s pevným jádrem. Jedná se o variantu, která by byla velice výhodná i pro zmiňovanou výrobu elektrické energie pomocí konverze energie tepelné. Pracovní část by byl blok z materiálu (například wolframu), který by efektivně pohlcoval produkty štěpení a dokázal by také účinně předávat teplo pracovní látce, která by proudila kanály procházejícími zmíněným blokem. Tato pracovní látka by pak proudila do zařízení sloužícímu ke konverzi tepelné energie na elektrickou, jako například u klasických jaderných štěpných reaktorů nebo by pak přímo tryskala tryskou a sloužila k reaktivnímu pohonu, jako tomu bylo u motorů projektu NERVA. Vzhledem k tomu, že se zachycuje většina produktů (kromě neutrin) a jejich kinetická energie se přeměňuje na teplo, je v tomto případě účinnost vyžití energie velmi vysoká. Nevýhodou je omezená dosažitelná teplota pracovní látky a tedy i výtoková rychlost a dosažitelný specifický impuls. Ty jsou blízké hodnotám dosažitelným u motorů používajících štěpné reaktory zmíněného typu.

Další variantou jsou anihilační motory s plynným jádrem. V něm jsou antiprotony vstřelovány do spalovací komory s pracovní látkou (vodíkem). Antiprotony anihilují a vzniklé nabité mezony pí a fotony z rozpadu neutrálních mezonů předávají energii pracovní látce. Pomocí magnetických polí jsou nabité částice usměrňovány tak, aby toto předávání proběhlo v co nejmenším prostoru a co nejefektivněji. Vysoce ohřátá pracovní látka uniká tryskou ven. Teploty jsou omezeny tepelnou odolností materiálu komory a trysky. V tomto případě se už dosahuje daleko vyšších výtokových rychlostí a tedy i specifického impulsu. Nevýhodou je, že unikne daleko větší část vznikajících částic bez předání energie a motor tak má nižší efektivitu.

Anhilační motor s plazmovým jádrem je podobný některému z termonukleárních pohonů. Do magnetické pasti je vháněn kapalný vodík a do něj je vstřelováno relativně velké množství antihmoty. Vzniká tak velmi horké vodíkové plazma o teplotě řádově desítky milionů stupňů, které magnetické pole drží uvnitř komory. Výtokové rychlosti a specifické impulsy jsou ještě vyšší než v předchozím případě. Účinnost je přibližně stejná.

Anihilační motor s paprskovým jádrem využívá přímo nabité produkty anihilace tedy nabité mezony pí pohybující se rychlostmi blízkými rychlosti světla. To je pak zároveň výtoková rychlost, která tak má maximálně možnou hodnotu. Stejně vysoký je tak i specifický impuls. V tomto případě se do pracovní komory vstřikuje řídký proud protonů a přibližně stejné množství antihmoty, aby došlo k úplné anihilaci. Pokud chceme využít anihilaci k pohonu takto přímým způsobem, musíme nabité produkty anihilace elektromagneticky usměrnit a i tryska je pak magnetická. Vznikají tak ztráty tím, že neutrální částice (neutrální mezony pí a fotony vznikající v jejich rozpadu a také vznikající neutrina) usměrňovat nelze. Navíc, pokud chceme využít potenciál anihilace co nejefektivněji, musíme mít poměrně dlouhý systém, aby se nabité mezony pí rozpadly ještě uvnitř. Pokud by neexistovala dilatace času daná speciální teorií relativity, rozpadla by se většina nabitých mezonů pí do vzdálenosti 8 m od místa svého vzniku i při rychlosti rovné rychlosti světla. Díky existenci dilatace času je však tato vzdálenost pro energii, kterou získávají při svém vzniku, okolo 20 m. Jistou nevýhodou je nízký tah takového motoru.

Antihmotou iniciovaná termojaderná fúze.

Vzhledem k současným možnostem produkce antihmoty, se v bližším horizontu reálnější jeví využívání kombinovaného systému s termojaderným, kde by se anihilace využívala k odstartování termojaderné fúze. Studie takového projektu se dělala například na Pensylvánské universitě. Projekt s názvem AIMStar je méně ambiciózní než Daedalus. Jednalo by se o kosmickou loď umožňující dopravit vědecké zařízení do vzdálenosti řádově 10 000 A.U. zase během doby kratší než padesát let. Použila by se pro průzkum Ortova oblaku okolo Slunce, těch nejvzdálenějších objektů, přechodu mezi slunečním a mezihvězdným prostředím. Pohon je založen na principu nazývaném jako antihmotou inicializovaná mikrofúze.

Předpokládá se, že do oblaku antiprotonů zachyceného do magnetické pasti a velmi silně stlačený intenzivním magnetickým polem se vstřikují kapičky fúzního paliva. Klíčovou složkou sloužící k ohřevu kapky d³He o hmotnosti 42 ng jsou štěpné produkty, které vznikají při štěpení ²⁰⁸Pb nebo ²³⁸U indukovaném antiprotony, jejíž příměs se v systému vyskytuje. Antiprotony se uchovávají v magnetickém prstenci. Pro AIMStar jich bude stačit 28,5 μg.

Základní parametry budou výtoková rychlost okolo 600 km/s a specifický impuls tedy 600 kNskg^-1. Rychlost na konci urychlování by byla 956 km/s. Udržování tepla a dodávka elektrické energie by byla zajišťována radioizotopovými zdroji. Hmotnost sondy by se měla pohybovat v řádu jednotek tun.

Ve vesmíru probíhají velmi energetické procesy, při kterých vzniká i antihmota. Dochází tam k urychlení částic na velmi vysoké energie a nastávají srážky podobné těm, ke kterým dochází na urychlovači. Není tedy úplně vyloučeno, že tam jsou místa, které bude někdy ve velmi vzdálené budoucnosti možno využívat jako „doly“ na antihmotu. To je ovšem varianta hodně vzdálená a spekulativní. V současnosti lze při velmi energeticky náročné výrobě antihmoty uvažovat o jejím uplatnění jen pro projekty s potřebou velmi vysoké koncentrace energie, které nelze realizovat jinak. Tím nejspíše budou pouze cesty za hranice sluneční soustavy.

Obr.č.27) Kosmická loď AIMstar v představách malíře (zdroj Penn State University Antimatter).

Výroba, skladování a využití antihmoty jsou stejně jako uplatnění termojaderné fúze silně závislé na řešení problému udržení a směrování pohybu nabitých částic i ve formě velmi hustého plazmatu pomocí silných magnetických polí. Vývoj těchto oblastí tak probíhá do značné míry souběžně. Proto nemusí být první reálné testy anihilačního pohonu nejspíše v kombinaci s termojaderným zase tak vzdálené a mohly bychom je čekat v horizontu padesáti let. Ovšem nějaké masivnější využití už je možné jen v daleko vzdálenější budoucnosti. Zda a kdy přesně pak závisí hlavně na tom, jakou prioritu lidstvo udělí letům za hranice sluneční soustavy, případně cestám mezi hvězdami.

Závěr

Intenzivní výzkum naší sluneční soustavy a její případná lidská kolonizace se neobejdou bez využití jaderných zdrojů. V nejbližší fázi budou pravděpodobně dominantně využívány radioizotopové zdroje a systémy založené na štěpení jader (převážně jaderné reaktory). Pochopitelně, že jen v případech, kdy užitek z jejich využití bude dostatečný a nebude možné použít sluneční baterie nebo chemické zdroje. Radioizotopové zdroje by zajistily potřeby v oblasti elektrického výkonu do stovek wattů. Jaderné reaktory pak od kW případně až po 1000 MW.

Technologie založené na radioizotopových zdrojích a jaderném štěpení jsou již v současnosti velmi dobře osvojeny a vyzkoušeny na Zemi a částečně i ve vesmírném prostoru, takže je jejich využití dáno jen rozhodnutím, zda se lidstvo do vesmírného dobrodružství pustí a bude realizovat vesmírné projekty s vysokými požadavky na energii. V současnosti jsou tři projekty, o kterých se reálně uvažuje. Prvním jsou komplexní automatické sondy k vnějším planetám sluneční soustavy. Druhým je dlouhodobější návrat člověka na Měsíc a třetím pak cesta člověka na Mars. Tyto projekty je technicky možno realizovat v nejbližších desetiletích. Ve vzdálenějším horizontu by nám tyto zdroje mohly umožnit i masivnější dlouhodobou lidskou přítomnost na nejbližších tělesech sluneční soustavy a zajistit dostatek energie i pro jejich případnou kolonizaci. Automatické sondy využívající jaderné reaktory by bylo možno vyslat i za hranice sluneční soustavy. Při ještě vyšších požadavcích na zdroje energie, ať už z důvodu nutnosti zkrácení dob letu nebo plnění jiných vysoce energetických náročných úkolů, by mohly nastoupit termojaderné zdroje. Je velmi pravděpodobné, že technologie pro využití těchto zdrojů budou k dispozici v horizontu čtyřiceti let a to je také doba, kdy budou k dispozici i pro vesmírné využití. Zde existuje ještě řada technických obtíží, které bude třeba řešit, ale principálně neexistuje překážka, která by nebyla při dostatečném vloženém úsilí řešitelná. V každém případě se však bude jednat o případy, na které nebudou stačit radioizotopové zdroje nebo jaderné reaktory. Popsaná kombinace zdrojů spolu s využitím všech dostupných zdrojů nejaderných by nám mohla poskytnout dostatek energie pro veškerou činnost v rámci sluneční soustavy, její případnou kolonizaci i výzkumné lety do blízkého okolí za její hranici.

Masivnější expanze za hranici sluneční soustavy se však už bez použití termojaderné reakce nebo dokonce anihilace pro pohon neobejde. I když první uplatnění těchto zdrojů je myslitelné už v hranici padesáti let, reálně budou nejspíše jejich aplikace daleko pozdější. Nevypadá to, že by existovala technická překážka, která by i masivní využití těchto technologií při cestách do nejbližšího i vzdálenějšího mezihvězdného prostoru bránila. Zdá se, že daleko více může záležet na metodách zajištění životních podmínek lidí při takových letech. O tom, jak se chránit před kosmickým zářením, budu psát v následujícím článku. Nejdůležitější však bude průběh rozvoje lidské civilizace a cíle, které si zvolí. Pokud se mezi jejími prioritami kolonizace sluneční soustavy a mezihvězdné cesty objeví, jsou jaderné zdroje reálnou cestou naplnění energetických požadavků pro splnění těchto cílů.

Je třeba zdůraznit, že ve vesmíru pozorujeme procesy, které dokáží právě s využitím jaderných zdrojů urychlit hmotu na rychlosti blízké rychlosti světla a poskytují energetické výkony, které jsou srovnatelné s výkony vyzařovanými hvězdami i celými galaxiemi. Takže většina možností objevujících se ve vědecké fantastice je alespoň z energetického hlediska principiálně uskutečnitelná.

Obr.č.28) Jaderné zdroje by měly umožnit kolonizaci vesmíru, zatím se tak děje jen v představách vědecké fantastiky (obrázek Teodora Rotrekla).

Dodatek

Článek jsem napsal pro časopis Kozmos již před rokem. Poslední verzi jsem dokončil v březnu minulého roku. V časopise vyšel postupně ve čtyřech pokračováních, takže se jeho publikování protáhlo až do srpna 2008. Myslím si, že by mohl být zdrojem zajímavých informací i pro čtenáře Osla a bude užitečné, když bude dostupný na internetu. Proto jsem s povolením redakce Kozmosu poprosil redakci Osla o jeho publikaci. Protože už od jeho napsání uplynulo více než rok, považuji za vhodné doplnit pár aktuálních informací.

Ve vesmíru pracuje další iontový motor, dokonce tři motory. Opět jsou, jako u sond Deep Space I nebo SMART-1 napájeny slunečními bateriemi. Sonda Dawn s iontovými motory startovala 27. září 2007 a její tři iontové motory úspěšně pracují. Během května a června 2008 proběhly jejich úspěšné dlouhodobé zkoušky a připravují se na dlouhodobé urychlování sondy. Celkově by měly pracovat 2100 dní, tedy třikrát déle než motory na sondě Deep Space I.

Sonda Dawn (zdroj NASA).

Sonda New Horizons už v červnu překročila na své cestě k Plutu a Kupierovu pásu dráhu Saturnu a stejně jako řada dalších sond s radioizotopovými zdroji ve vnějších částech Sluneční soustavy spolehlivě funguje. Už pátý rok pracují úspěšně na povrchu Marsu vozítka Oportunity a Spirit, která jsou vytápěna právě malými radioizotopovými zdroji. Ve větším měřítku, tedy i pro výrobu elektrické energie, by se měly používat nové radioizotopové zdroje MMRTG u v článku zmíněných projektů pojízdné laboratoře na Marsu MSL a sondy Solar Probe. Vývoj těchto zdrojů úspěšně pokračuje a po provedení řady důležitých testů v letošním roce by měly být v příštím roce k dispozici letové exempláře. Na marsovské laboratoři se intenzivně pracuje s cílem dodržet termín jejího vypuštění koncem roku 2009. Sonda Solar Probe byla přejmenována na Solar Probe Plus (předpokládá se opakované vnořování do atmosféry Slunce) a v květnu 2008 byl ohlášen start jejího vývoje s cílem vypuštění sondy v roce 2015. Další projekty využití radioizotopových zdrojů, případně reaktorů, jsou zatím pouze spíše v úvahách a jejich případná realizace je otevřenou otázkou, i když o financování některé z nich by se už mohlo rozhodnout brzy. Jde například o sondu Europa Explorer ke stejnojmennému měsíci Jupitera, Titan Explorer k měsíci Saturnu a několik projektů spojených s Marsem a Měsícem.

Pohyblivá laboratoř MSL na Marsu (zdroj NASA).

V oblasti termojaderné fůze se sice projekt ITER rozjíždí zatím velice pomalu a podle nejnovějších aktualizací časového průběhu se první plazma očekává až v roce 2018, ale výzkum na dalších zařízeních pokračuje velmi intenzivně. Dne 13. června se začala produkovat první plazma v druhém supravodivém tokamaku na světě. Zařízení s názvem KSTAR bylo postaveno v Jižní Koreji. Podrobnější rozbor současného stavu v této oblasti pro Osla připravuji.

V oblasti studia antihmoty se podařilo postoupit ke schválení velkého zařízení FAIR v laboratoři GSI v Darmstadtu, kde se bude produkovat a pro výzkum využívat kromě svazku těžkých iontů i velice intenzivní svazek antiprotonů. V letošním roce by se mělo rozhodnout o zahájení jeho stavby.

Snímky plazmatu vznikajícího v jihokorejském tokamaku KSTAR (zdroj KSTAR).

V Řeži 2. srpna 2008

---

---

[1] U specifického impulsu se často udává síla v kg, tedy vydělena tíhovým zrychlením na povrchu Země, které je 9,81 m/s². Specifický impuls se potom udává v sekundách a platí 1 s = 9,81 Nskg^-1.

[2] V jaderné fyzice se používají jako energetické jednotky eV = 1,602·10^-19 J a 1 MeV = 1000000 eV. Typické energie vazby elektronů v atomovém obalu a atomů v molekulách jsou od zlomků eV do desítek keV. Typické energie jaderných vazeb a procesů jsou v řádu stovek keV až desítek MeV. Klidová energie protonu je téměř 1000 MeV a skoro dvojnásobek této energie se může uvolnit při anihilaci protonu a antiprotonu.

[3] Je ale třeba si uvědomit, že v tomto případě není v pracovním plynu jen vodík, ale také kyslík a voda. Rychlosti jsou pro danou kinetickou energii nepřímo úměrné hmotnosti. V reálném případě tak je reálná střední kvadratická rychlost menší.

[4] Někdy se uvažuje i použití nabitých kapiček nebo pevných kuliček.

[5] NSTAR - NASA Solar Electric Propulsion Technology Application Readiness.

[6] MPD - Magnetoplasmadynamic

[7] Lorentzova síla působí na každou nabitou částici která se pohybuje v magnetickém poli.

[8] VASIMR - Variable Specific Impulse Magnetoplasma Rocket.

[9] GPHS-RTG – General Purpose Heat Source – Radioisotope Thermoelectric Generator

[10] Označení jednoho wattu elektrického výkonu.

[11] MMRTG - Multi-Mission RTG

[12] SRG - Stirling Radioisotope Generator

[13] DOE - Department of Energy

[14] MSL - Mars Science Laboratory

[15] Neutronům s malou kinetickou energií se říká tepelné neutrony, protože je jejich rychlost daná pouze jejich tepelným pohybem.

[16] Z prosté kinematiky (zákonů zachování energie a hybnosti) plyne, že neutron může předat tím více energie jádru, čím je lehčí. Nejlepší moderátor je tedy vodík obsažený v takovém materiálu, který má co nejvyšší hustotu.

[17] SNAP – Space Nuclear Auxiliary Power

[18] RORSAT je zkratka amerického označení Radar-equipped Ocean Reconnaissance SATellite, ruské označení je Upravlenniye Sputnik-Aktivny ( zkratka US-A)

[19] NERVA - Nuclear Engine for Rocket Vehicle Applications

[20] SNTP - Space Nuclear Thermal Rocket

[21] kt TNT – kilotuny trinitrotoulenu -

[22] Pro větší pumy se dosahuje i vyšší rychlost plazmy, která reprezentuje „ekvivalent výtokové rychlosti“ a tím teoreticky i vyšší hodnoty specifického impulsu. Neúměrně se však zvětšuje oblast zasažená explozí a velikost odrazné desky.

[23] HPS – Heatpipe Power System

[24] SAFE – Safe Affordable Fission Engine

[25] HOMER – Heatpipe-Operated Mars Exploration Reactor.

[26] JIMO - Jupiter Icy Moons Orbiter

[27] TOKAMAK - TOroidnaja KAmera a MAgnetnyje Katuški

[28] JET – Joint European Torus

[29] Antičástice k elektronu.

[30] Vztah mezi klidovou energií E₀ a klidovou hmotností m₀ částice i antičástice je dán Einsteinovým vztahem E₀ = m₀c².

[31] Využívá se toho, že proton a antiproton mají opačný náboj, každý je tak magnetickým polem odchylován na opačnou stranu a elektrickým polem urychlován v opačném směru. Lze tak stejným urychlovačem urychlovat protony v jednomu směru a antiprotony v opačném směru.

[32] Penningova past je zařízení, které pomocí konstantního magnetického a elektrického pole udržuje nabité částice.

[33] Magnetické pasti zachycující antiprotony, pozitrony, jejich směs i antivodíky jsou Penningova typu.