Jak dosáhnout ustáleného stavu/hodinové fúze tokamaku ITER

Naprosto zásadním nedostatkem jinak úspěšných tokamaků je pulzní provoz. Bohužel u transformátoru, kterým tokamak je, jde o principiální vlastnost. Sice se rýsují možnosti jak slabinu alespoň zmírnit, ale zcela nahradit elektromagnetickou indukci jiným způsobem buzení elektrického proudu v plazmatu se nepodařilo. Zatím! Až nedávno se objevila zpráva… Nedávný výzkum ukazuje, že by mělo být možné dosáhnout ustáleného stavu - konkrétně celé jedné hodiny trvání fúzní produkce v tokamaku ITER. Dosáhnout tohoto kýženého stavu by se mělo pomocí kombinace základních systémů ohřevu plazmatu a buzení proudu, zejména zvýšením energie dodávané do plazmatu svazkem neutrálních částic a ohřevem elektronovou cyklotronovou frekvencí.

Pulzní provoz tokamaku je v podstatě velmi neekonomický režim. Každý pulz znamená vytvoření a ohřátí plazmatu, zapálení termojaderné fúze a posléze ochladnutí a rozpad plazmatu. Není divu, že úsilí o dosažení neindukčního buzení elektrického proudu v plazmatu neutuchá, naopak. Není to tak dávno, co se neindukční buzení pokoušela i Praha (!).

Nová zpráva se týká počítačové modelace. Jenže jak říkal již básník Goethe: Šedá je teorie a zelený je strom života.

„Cílem projektu ITER je uvolňovat fúzní energii po neomezenou dobu s vysokým fúzním ziskem (Q≥5) během tzv. ustáleného stavu,“ říká Alberto Loarte, vedoucí vědecké divize. „Zatím nejsou známy žádné fyzikální ani technické překážky, které by bránily cíle dosáhnout.“ Protože ITER je experimentální zařízení, které je navrženo tak, aby umožňovalo prověřit širokou škálu parametrů, jeho základní konfigurace není optimalizována pro jeden soubor parametru, např. pro provoz v ustáleném stavu. Aby ustáleného stavu bylo dosaženo, bude muset ITER pracovat v režimu s velmi vysokým udržením (H-mód) - ale nejen to. „Budeme muset indukční proud buzený centrálním solenoidem nahradit proudem řízeným plazmatem (bootstrapový) a proudy buzenými svazkem neutrálních částic a vysokofrekvenčním polem o elektronové cyklotronové frekvenci. A bude to muset trvat nejméně hodinu, která je pro všechny takové zkoušky ekvivalentem ustáleného stavu. „

Ustáleného stavu lze dosáhnout pouze jemným nastavením parametrů plazmatu

Při každém pulzu tokamaku se vytvoří a zahřeje zcela nové plazma. Jakmile je dostatečně horké, uvolňuje energii prostřednictvím fúzních reakcí a proud v plazmatu lze udržovat, dokud nespotřebuje veškerý měnící se magnetický tok poskytovaný cívkovými systémy. Pak proud v plazmatu klesá, plazma se ochladí a rozpadne se. H-mod (režim s vysokým udržením) je provozní režim, během kterého plazma dosáhne dostatečné hustoty a uvolňuje se v něm značná fúzní energie s pomalu proměnným magnetickým tokem, což je výhodné pro provoz s dlouhými pulzy. Naproti tomu v L-režimu (režim s nízkým udržením) je uvolňování fúzní energie nízké, plazma je chladnější a změna magnetického toku je rychlejší, což zkracuje délku tokamakových pulzů.

Provozu s krátkým pulsem je technicky snazší dosáhnout, je ale doprovázen nevýhodami souvisejícími s přechodnými silami a tepelným cyklem. Velké množství magnetické energie potřebné k vytvoření plazmatu vyžaduje pro každý impuls velmi velké proudy v magnetických cívkách, které jsou tím vystavené velkým cyklickým silám a mechanickému napětí. Jak tokamak osciluje tam a zpět - mezi fázemi s extrémně horkým plazmatem a velkým uvolněním fúzní energie a fázemi bez produkce fúzní energie - jsou tyto expanze a kontrakce doprovázeny mechanickým napětím, které snižuje životnost konstrukce. Kromě toho by v případě fúzního reaktoru fungujícího v pulzním režimu bylo nutné zavést dodatečná opatření k zajištění stálého proudu elektřiny, který zákazníci potřebují.

Operátoři budou k dosažení požadovaného ustáleného stavu v H-režimu používat kombinaci základních ohřevových a elektrický proud budících systémů - vstřikování svazku neutrálních částic a elektronovou cyklotronovou frekvenci. Na obrázku je rozdělen profil elektrického proudu v plazmatu v ustáleném stavu na dvě části: celkový elektrický proud plazmatem a jeho komponenty od jednotlivých budičů: vhodný profil tlaku a ohřevových systémů v ITER (vstřikem svazku neutrálních částic či elektronovou cyklotronovou frekvencí).

Výhody kýženého režimu

Dlouhodobá rovnovážná činnost tokamaku by měla tu výhodu, že by používala oba přechodné procesy - zapnutí a vypnutí (spojené s mechanickými silami a s tepelnými změnami – se zahřátím a ochlazením ) až po velmi dlouhé době nepřetržitého provozu. Dosáhnout takového režimu není vůbec snadné. Zatímco jiné magnetické systémy, jako jsou stellarátory, pracují běžné v dlouhodobě ustáleném stavu, dosažení provozu v ustáleném stavu v tokamaku vyžaduje delikátní optimalizaci podmínek a parametrů plazmatu pomocí řízení jeho činnosti. „Volbou hustoty plazmatu a intenzity elektrického proudu v plazmatu můžete nastavit takový profil elektrického proudu, který se příliš neliší od profilu proudu stabilního plazmatu v ustáleném stavu. Proces výchozího nastavení usnadňuje, že se tak děje při nižších teplotách a tlacích,“ vysvětluje Loarte. „Potom zvýšíte intenzitu dodatečného ohřevu, abyste přešli do režimu H-modu (mod vysokého udržení), zvýšíte tlak v plazmatu, abyste zvětšili bootstrapový proud plazmatu a buzení proudu ohřevovými systémy a tím nahradili zbývající proud buzený běžnou indukcí. Díky vysoké teplotě se profil proudu nezmění, což zajistí, že plazma zůstane stabilní při vysokých tlacích. To je trik, který, když se podaří, zařídí, že máte vyhráno.“

Změna je život

Projekt tokamaku ITER předpokládal, že k dosažení provozu v dlouhodobě ustáleném stavu bude vyžadován jednoúčelový ohřevový systém využívající tzv. dolně hybridní vlny. Podle plánu se systém s dolně hybridní vlnou měl instalovat místo jiné části zařízení, které by pro instalaci uvolnilo svou přírubu. Touto myšlenkou nebyl nikdo nadšený. Výměna systémů na jednom portu - přírubě v tokamaku ITER je proces velmi složitý a náročný z mnoha důvodů: zástrčky portů, na nichž je systém upevněn, musí být vyjmuty a znovu zasunuty, potrubí a přenosová vedení, která napájejí systémy v portech, musí být odpojena a znovu připojena, atd. Vědci kolem tokamaku ITER raději hledali lepší řešení.

Průlomová zjištění naznačují, že ITER může dosáhnout ustáleného stavu s ohřevovými systémy

Právě nedávno se ukázalo, že v ITER lze dosáhnout ustáleného stavu v režimu H-modu, aniž se přidává k současnému buzení další ohřevový systém s dolní hybridní vlnou. To je ovšem vynikající zpráva. „Pomocí integrovaného modelování jsme se rozhodli ukázat, že při tomto scénáři dokážeme řídit stabilitu jádra plazmatu pomocí mixu dodatečných ohřevů plazmatu, které současně slouží k buzení proudu v plazmatu,“ říká Alexej Polevoj ze sekce Modelování a analýza plazmatu. „Použitím ohřevu současně s buzením proudu vstřikem neutrálního svazku a cyklotronovou elektronovou vlnou jsme prokázali, že je možné dosáhnout cílového bodu operace (hodinového provozu) při dosažení stabilního stavu, v povolených mezích činnosti magnetických systémů, které má ITER k dispozici. Zjistili jsme, že pro dlouhodobě ustálený stav s koeficientem zisku Q = 5 a s rozumnou dosažitelnou energií, by bylo třeba zvýšení výkonu neutrálního svazku na 49,5 MW oproti základní hodnotě 33 MW, a výkonu elektronové cyklotronové vlny na 30 MW oproti základní hodnotě 20 MW.“ Tento výsledek vědce na tokamaku ITER uklidnil, protože pro tyto zvýšené výkony jejich modely vyžadují v ustáleném stavu udržení s koeficientem zesílení Q = 5 a jsou velmi blízko tomu, co již bylo pozorováno v jiných experimentech s tokamaky - například u tokamaku DIII-D v San Diego - s profilem hustoty, teploty plazmatu a hustoty proudu velmi podobným profilům požadovaným v tokamaku ITER a podobným mixem vnějšího ohřevu. V říjnu 2018 vědci předložili zmíněné výsledky Poradnímu výboru pro vědu a techniku Rady pro ITER (STAC), přičemž argumentovali tím, že k dosažení provozu ITER v ustáleném stavu by nebylo zapotřebí zahřívání pomocí hybridních vln. Výbor závěry schválil. Protože vyloučení použití dolních hybridních vln představovalo důležitou změnu projektu, tým předložil tento návrh Radě ITER, kde byl přijat, a poté v roce 2019 provedli příslušné technické postupy v rámci projektu.

Co je třeba ještě udělat?

„To je dobrá zpráva, ale je čeká nás mnoho práce. Potřebujeme další studie o tom, jak tyto techniky implementovat do skutečných experimentů v ITER,“ říká Sun Hee Kim, odborník pro scénáře a řízení. „Musíme definovat experimentální postupy, které nám nejprve zabezpečí profil proudu v plazmatu blízkého cílovému, ale při velmi nízkém tlaku plazmatu. Až poté zvýšíme tlak plazmatu pomocí ohřevu a budičů proudu téměř na hranici stability plazmatu, aniž by se podstatně změnil aktuální profil.“ Zvládnutí této sady delikátních operací bude výzvou a odměnou je velmi vysoký výkon plazmatu se zamýšlenou činností v dlouhodobě ustáleném stavu při koeficientem zisku Q = 5.

ITER: Tři cíle výroby energie

Q je poměr tepelné energie produkované fúzí izotopů vodíku (deuterium a tritium) k množství tepelné energie použité k iniciaci a udržení fúzní reakce. Dosud žádné fúzní zařízení nedosáhlo ani Q = 1, bodu zlomu, s plazmatem deuterium-tritium. Nejbližší k dnešnímu dni bylo Q = 0,67, čehož bylo dosaženo na tokamaku Evropské unie JET (Velká Británie). Jedna z věcí, která odlišuje ITER, je, že je navržen tak, aby dosáhl impozantního Q≥10. Konkrétněji by měl produkovat fúzní výkon alespoň 500 MW ze vstupního topného výkonu 50 MW. Kromě toho, aby demonstroval proveditelnost různých provozních režimů, bude ITER usilovat o dosažení tří cílů výroby energie z jaderné fúze během fáze Fusion Power Operation (FPO):

- Q≥10 po dobu 300 až 500 sekund

- Q≥5 po dobu 1000 sekund

- Q = 5 ve scénářích ustáleného stavu

Zdroj: Volně podle Pata Branse

Obrázek: Operátoři budou k dosažení požadovaného ustáleného stavu v H-režimu používat kombinaci základních ohřevových a elektrický proud budících systémů - vstřikování svazku neutrálních částic a elektronovou cyklotronovou frekvenci. Tento obrázek rozděluje profil elektrického proudu v plazmatu v ustáleném stavu na dvě části: celkový proud a proudy jednotlivých komponent – jednak elektrický proud plazmatem, který je buzen vhodným profilem tlaku, jednak elektrickými proudy buzenými ohřevovými systémy v ITER. (Credit © ITER Organization, http://www.iter.org/)

(Current Density – hustota proudu; Normalized plasma radius – normalizovaný poloměr plazmatu; Total Current – celkový proud; Self-driven Current – samobuzený proud (bootstrapový proud); NBI (Neutral Beam Injection )-driven Current – proud buzený vstřikem neutrálního svazku; ECH (Electron Cyclotron Heating)-driven Current – proud buzený elektron-cyklotronovým ohřevem)