Česky
LUDĚK SVOBODA
Mezi pracoviště Akademie věd ČR, jež bezprostředně participují na mezinárodním výzkumu s celosvětovou prioritou, patří oddělení Tokamak Ústavu fyziky plazmatu. Zdejší badatelský tým se věren dlouhodobé tradici ÚFP zaměřuje na výzkum související s úsilím realizovat řízenou termojadernou fúzi, která pro lidstvo představuje prakticky nevyčerpatelný, ekologicky přijatelný a bezpečný zdroj energie. Na sklonku roku 2012 se oddělení podařilo poprvé dosáhnout režimu s vysokým udržením plazmatu (tzv. H-módu), během něhož přibližně dvakrát skokově vzrůstá kvalita udržení vysokoteplotního plazmatu v magnetickém poli. Nejen o tomto výsledku, jehož znalost a pochopení jsou pro fúzní výzkum mimořádně důležité, jsme hovořili s vedoucím oddělení Tokamak RNDr. Radomírem Pánkem, Ph.D.
Všechna fota: Stanislava Kyselová, Akademický bulletin
„Fyzika plazmatu v tokamacích je složitá a přes úsilí vědců existují stále procesy, jejichž fyzikální podstatu dosud ne zcela chápeme,“ vysvětluje vedoucí oddělení Tokamak Radomír Pánek. Zkušenosti získával mj. na stážích ve francouzském Cadarache, kde vzniká tokamak ITER, či anglickém Culhamu. V roce 2009 jej Akademie věd ocenila Prémií Otto Wichterleho. Na snímku v popředí objektivy diagnostického systému pro měření teploty plazmatu pomocí rozptylu laserového svazku.
Ústav fyziky plazmatu zprovoznil tokamak COMPASS začátkem roku 2009. Zařízení v hodnotě půl miliardy korun, jež nahradilo předchozí tokamak Castor ze Sovětského svazu (v současnosti jej pod novým názvem Golem spravuje Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT v Praze), získala Česká republika darem z Velké Británie. Čím se odlišuje od jiných tokamaků?
Podobných tokamaků jako COMPASS je na světě více. Vývoj fyziky tokamaků však naznačil, že nejslibnější konfigurace je s průřezem plazmatu ve tvaru písmene D, zatímco původní tokamaky měly průřez kruhový. Ukazuje se totiž, že čím je plazma vertikálně protaženější, tím lépe udržuje požadované vysoké teploty (v řádu stovek milionu Kelvinů). Odborníci proto přešli k zařízením, která jsou schopná tento tvar generovat. V Evropě jsou v současnosti tři taková zařízení s tvarem podobným připravovanému tokamaku ITER (mezinárodní fúzní reaktor s předpokládaným tepelným výkonem 500 MW), jenž by se měl stát předstupněm ke komerčnímu využití termojaderné fúze v energetice. Jde o již zmíněný COMPASS, trochu větší ASDEX-Upgrade v Německém Garchingu a největší současný tokamak JET v Culhamu ve Velké Británii. V Evropě dále existují tokamaky kruhového či jiného tvaru, avšak z hlediska budoucích fúzních reaktorů nejsou již tak zajímavé. Několik tokamaků je i v USA a dále také v Číně nebo Jižní Koreji, které do výzkumu v poslední době masivně investují.
Za koordinaci fúzního výzkumu v Evropě odpovídá Evropské společenství pro atomovou energii (The European Atomic Energy Community – EURATOM), jehož cílem je úspěšná realizace výše zmíněného tokamaku ITER a následně prototypu funkční termojaderné elektrárny. Jak funguje spolupráce mezi jednotlivými členy?
Ve výzkumu tokamaků jde svým způsobem o kolektivní vědění; veškeré know-how se pod hlavičkou EURATOM mezi jednotlivými pracovišti sdílí. V téměř každé zemi Evropské unie existuje tzv. asociace EURATOM sdružující několik zainteresovaných výzkumných laboratoří, které pracují v různých oblastech fúzního výzkumu; jedna z těchto laboratoří v dané zemi vždy odpovídá za koordinaci výzkumu. EURATOM každoročně kontroluje plnění pracovních programů jednotlivých asociací a schvaluje programy pro následující roky, na jejich základě poskytuje tzv. baseline support ve výši do 20 % provozních nákladů. Evropské společenství dále výrazně podporuje mobilitu vědců mezi laboratořemi. Obecně lze tedy říci, že EURATOM fúzní část výzkumu organizuje efektivně a významně podporuje rozvoj této oblasti. V souvislosti s přípravou na unijní program Horizont 2020 dochází ovšem k transformaci organizace a financování výzkumu fúze v Evropě a pravidla účasti nejsou prozatím vyjasněná.
Pohled na spodní část tokamaku COMPASS
Získáním tokamaku COMPASS se českým badatelům naskytla mimořádná příležitost, jak se ve fúzním výzkumu dostat mezi světovou elitu. Jaké výsledky přinesly první roky experimentů?
Příběh tokamaku COMPASS v ÚFP začal v roce 2006, kdy jej schválil EURATOM a získal status tzv. prioritního projektu. Stavbu budov, návrh a realizaci napájecích zdrojů, řídicích systémů, nových pokročilých diagnostik plazmatu apod. jsme zvládli v rekordně krátké době necelých tří roků. Po spuštění tokamaku v roce 2009 bylo zařízení ve zkušebním provozu po následující dva roky, kdy jsme vylaďovali sofistikované provozní systémy a diagnostiky do plně automatizovaného stavu. Zároveň se také postupně navyšovaly jeho parametry. Výzkum jsme zahájili pozvolna v roce 2011.
Vědecký program oddělení Tokamak se od počátku zaměřuje především na tzv. okrajové plazma a jeho interakci se stěnou reaktoru, respektive s různými materiály. V posledních letech se totiž ukazuje, že vrstva plazmatu, jež je blízko stěny reaktorové komory, má zásadní vliv na chování celého plazmatu a na kvalitu jeho udržení. Když jejímu chování porozumíme a dokážeme ji ovládat, kontrolujeme i lépe děje ve středu plazmatu. V této oblasti má COMPASS výhodu například oproti největšímu tokamaku JET, protože jde o podstatně přístupnější zařízení, které lze jednodušeji modifikovat i řídit – koneckonců i systémy zásobování energií, ohřevu plazmatu a diagnostické systémy jsou na našem tokamaku mnohem méně komplikované a modernější než na tokamaku JET. Přitom je již schopen udržovat plazma ve stejném režimu tzv. H-módu. Právě proto představovala loni na podzim generace tzv. H-módu (tj. konfigurace plazmatu s vysokým udržením) pro COMPASS zásadní milník pro vstup mezi světovou špičku. H-mód je jev, který se odehrává především v okrajovém plazmatu, kdy se plazma za určitých podmínek přeorganizuje takovým způsobem, že se náhle vytvoří tzv. transportní bariéra bránící částicím a energii unikat z plazmatu. Díky tomu dojde k více než dvojnásobnému navýšení parametrů v centru plazmatu. Uvedený úkaz je známý již dvacet let, ale přestože odborníci věnovali jeho studiu výraznou pozornost, dodnes jeho fyzikální podstatu plně nepochopili.
Jak jste dosáhli režimu s vysokým udržením plazmatu, při němž lze lépe udržet plazma při extrémně vysokých teplotách v silném magnetickém poli?
Prostřednictvím unikátního systému pro ohřev plazmatu svazkem vysokoenergetických atomů deuteria, který do plazmatu dodával výkon přibližně 200 kW. Vhodnou konfigurací magnetického pole nastal po přibližně deseti milisekundách od začátku ohřevu náhlý výrazný pokles záření z plazmatu, zatímco mikrovlnné a laserové diagnostiky ukázaly významný nárůst hodnot teploty a hustoty v centru plazmatu a vytvoření transportní bariéry. Následující den jsme H-módu dosáhli i bez použití ohřevu svazky atomů. Od té doby jsme se naučili generovat tento režim téměř rutinně a provedli v něm spolu se zahraničními kolegy několik stovek úspěšných experimentů.
Podle očekávání jsme rovněž pozorovali, že H-mód doprovázejí nestability okraje plazmatu, které lze popsat jako periodické „výprsky“ plazmatu na stěny. Odborně se anglicky nazývají Edge Localised Mode (ELM) neboli okrajově lokalizované módy. Ačkoli pro současné tokamaky nepředstavuje tato nestabilita významnou komplikaci, je potenciální hrozbou pro tokamak ITER, který se staví v jižní Francii. Zatímco stěna ve stávajících tokamacích jim odolá, v případě ITER bude pravděpodobně energie těchto „výprsků“ tak velká, že by odpařila nezanedbatelnou vrstvu první stěny reaktoru již během několika sekund provozu. Jedním z našich cílů je proto najít takový stav plazmatu, ve kterém lze H-mód udržet, ale ve kterém zároveň potlačíme doprovodné nestability okraje.
Tokamak COMPASS byl zkonstruován ve výzkumném centru v anglickém Culhamu. Jeho instalace a provoz v Ústavu fyziky plazmatu řadí Česko na špičku evropského i světového výzkumu horkého plazmatu a termojaderné fúze.
Pokud se podaří nalézt metodu, jak okrajově lokalizované módy eliminovat, lze předpokládat, že se tyto nestability na připravovaném tokamaku ITER nevyskytnou?
Fyzika plazmatu v tokamacích je složitá a přes obrovské úsilí vědců během posledních 50 let existují stále procesy, jejichž fyzikální podstatu dosud ne zcela chápeme. V těchto případech je nutné při návrhu většího zařízení využít principu podobnosti a škálovat dané jevy na základě parametrů existujících zařízení směrem k tomu většímu. Na extrapolaci procesů směrem k ITER se vedle našeho zařízení využívají tokamak ASDEX-Upgrade a JET se stejným tvarem plazmatu, ale rozdílnou velikostí. Pro potlačení nestabilit typu ELM se v současnosti jeví jako nejslibnější metoda generace rezonančních poruch magnetického pole, kdy dochází ke stochastizaci magnetického pole na okraji plazmatu pomocí vnějších magnetických cívek. Tuto metodu zkoumáme na našem zařízení a stejně tak se testuje také na tokamacích ASDEX-U a JET. Každý z těchto tokamaků má plazma se stejnou konfigurací, ale s různými parametry – proto předpokládáme, že pokud bude tato metoda fungovat na nich, bude tomu tak s velkou pravděpodobností i na tokamaku ITER.
Může v případě tokamaku ITER nastat situace, kterou jste při současných experimentech nezaznamenali?
Je nutné si uvědomit, že tokamak ITER je stále ještě experimentální zařízení, nejde o prototyp elektrárny. Tím bude až tzv. DEMO reaktor (DEMOnstration Power Plant) s realizací plánovanou mezi roky 2035 a 2045. ITER má především za úkol zvládnout fyzikální procesy a testovat komponenty, s nimiž jsme se zatím na stávajících zařízeních nesetkali, jako například fyziku alfa částic produkovaných fúzními reakcemi, technologii plození tritia v obálce reaktoru apod. V tuto chvíli však nevíme o žádném principiálním problému, který by zabránil realizaci získávání energie z fúze v zařízeních typu tokamak, a pevně věříme, že se žádný ani neobjeví. Jednou z velkých výhod budoucího reaktoru na principu tokamaku má být, kromě téměř nevyčerpatelných zásob paliva, také jeho bezpečnost. Fúzní reaktor pracuje na odlišném principu než reaktor štěpný. Fúzní reakce není řetězovou reakcí, ale spíše reakcí hoření, kdy palivo do plazmatu postupně přidáváme takovou rychlostí, jakou se spotřebovává. V daný okamžik je proto v reaktoru v zásadě pouze několik gramů paliva; jakmile palivo přestaneme dodávat, reakce rychle vyhasne. Stejně tak v případě, pokud by nastala ztráta kontroly nad plazmatem, dojde v nejhorším možném scénáři k jeho pohybu směrem ke stěně reaktoru, kde během několika milisekund odpaří tenkou vrstvu materiálu, čímž se rychle zchladí a vyhasne. Fúzní elektrárny na principu tokamaku tedy budou velice bezpečné.
Vzhledem k technologické náročnosti vašich experimentů vyžaduje fúzní výzkum vysoké investice. Jaké jsou náklady na provoz tokamaku COMPASS ve srovnání s jeho většími „sourozenci“ v Německu a Velké Británii?
Na západ od nás se tomuto výzkumu věnují velké vědecké ústavy provozující několik velkých experimentálních zařízení s ročními rozpočty v řádu miliard korun. Ve srovnání s nimi je tokamak COMPASS nízkonákladové zařízení. Přitom disponuje plazmatem, které je jako jedno z mála na světě relevantní k projektu ITER. Vysoce ceněna je ve světě také flexibilita COMPASS. Například nedávno jsme na žádost mezinárodní organizace ITER realizovali rozsáhlou sérii experimentů, jejíž příprava a realizace by na zařízeních ASDEX-
-Upgrade nebo JET trvala několik let – my ji zvládli během několika měsíců. Dokážeme tedy promptně reagovat na aktuální požadavky projektu ITER, stejně jako například studovat nové alternativní koncepty i základní fyziku vysokoteplotního plazmatu v magnetickém poli.
V každém případě na české poměry realizujeme poměrně rozsáhlý experiment vyznačující se výraznou mezinárodní účastí. Oddělení Tokamak s přibližně 55 zaměstnanci hospodaří s rozpočtem okolo 50 milionů korun ročně, z čehož náklady na tokamak jsou přibližně 20 milionů. COMPASS provozujeme jako velkou výzkumnou infrastrukturu s podporou Open Access; financovaná je z větší části z projektu velkých infrastruktur MŠMT a také EURATOM. Druhou část rozpočtu tvoří různé grantové zdroje. Je tedy patrné, že jeho větší část sestává z účelových prostředků, což sice vypovídá, že jsme vědecky produktivní a že je o náš výzkum zájem, ovšem mezi badatele to v dlouhodobé perspektivě vnáší nestabilitu a nejistotu.
Pohled do vakuové komory tokamaku COMPASS
Národní priority orientovaného výzkumu, experimentálního vývoje a inovací, které vláda ČR schválila v roce 2012, počítají s výraznou podporou aktivit v oblasti využití jaderné fúze…
Fúzní výzkum v oblasti magnetického udržení je jednou z oblastí, v níž se čeští vědci pohybují na světové špičce, mají k dispozici vynikající experimentální zařízení s velkým potenciálem a spolupracují s nejlepšími pracovišti v této oblasti v Německu, Francii, Velké Británii, USA apod. Proto bychom samozřejmě uvítali možnost rozšířit naše aktivity, tým i koordinaci s dalšími vědeckými pracovišti a průmyslem v České republice, abychom tuto výzvu co nejlépe naplnili. Chceme-li realizovat i v budoucnu experiment COMPASS na excelentní úrovni, bude nutné jej průběžně vylepšovat, což vyžaduje neustálé investice například do vývoje nových diagnostik. Ty jsou nákladné, protože se při jejich realizaci pohybujeme na samé hranici technologických možností.
Naše oddělení má také zejména v poslední době dostatek kvalitních studentů; školíme více než třicet posluchačů doktorského, magisterského a bakalářského studia. Navíc vzděláváme i zahraniční studenty, a to například v programu Erasmus Mundus. Mnozí perspektivní studenti by se k nám rádi vrátili po absolvování zahraničních postdoktorandských stáží, avšak i to lze pouze v případě, že budeme mít odpovídající finance.
Výuka a výchova mladé generace evropských fúzních vědců a techniků je obecně jednou z priorit týmu kolem COMPASS. Velké tokamaky ASDEX-Upgrade a JET jsou veliká a extrémně nákladná zařízení, na nichž převážně pracují jen dobře proškolení odborníci a studenti je znají často pouze přes monitor počítače. Český tokamak je studentům výrazně otevřenější – mohou se účastnit přípravy diagnostik a tokamaku na experiment, naučit se jej ovládat apod.
Vnímá evropská veřejnost fúzní výzkum pozitivně? Setkáváte se rovněž s nesouhlasnými názory – například ekologických aktivistů?
Na propagaci fúzního výzkumu se vydávají nemalé prostředky – ať již přímo finanční či personální. Veřejnost jej vnímá až na výjimky pozitivně, protože si uvědomuje jeho perspektivnost. Někteří lidé, především starší generace, jsou občas více skeptičtí, protože mají zažitou představu, že fúze měla být k dispozici za nějakých 50 let. Tato představa vznikla v šedesátých letech, kdy se předpokládalo, že výzkum bude mnohem jednodušší a pokrok rychlejší. V současnosti si Evropa vytyčila za cíl dodat první elektřinu z fúze do sítě do roku 2050. Loni proto vznikla tzv. Fúzní cestovní mapa (Fusion Roadmap), která identifikuje nezbytné základní kroky a nutné zdroje k naplnění této vize. Z tohoto dokumentu je patrné, že jde o cíl technicky velmi náročný, ale realizovatelný.
K popularizaci fúzního výzkumu se snaží přispět také náš ústav, respektive oddělení: ročně nás navštíví přes tisíc studentů, během Dnů otevřených dveří stovky návštěvníků. Publikujeme články v odborných i popularizačních periodikách, pořádáme přednášky i na středních školách, vydali jsme knihu o fúzi pro laickou veřejnost… Veřejnosti se snažíme objasnit významný pokrok ve výzkumu fúze za poslední desítky let, vysvětlit její obrovský potenciál a také bezpečnost. V naprosté většině se setkáváme s kladným ohlasem. Poněkud složitější situace bývá však při samotné realizaci takového experimentu. Zejména projekt ITER, který je již klasifikován jako jaderné zařízení, musí neustále „bojovat“ s ekologickými aktivisty. Nevidím proto jinou cestu než o výzkumu fúze vytrvale a otevřeně informovat.
Jaké badatelské výzvy zůstávají ve fúzním výzkumu nezodpovězené?
Na první pohled se může zdát, že vše podstatné jsme již vyzkoumali a jde především o to, postavit větší zařízení, na němž si znalosti otestujeme a potvrdíme. Není to však pravda, protože například ve fyzice plazmatu v tokamacích existuje nespočet jevů, které dokážeme nějakým způsobem využít a škálovat na větší zařízení, ovšem jejich fyzikální podstatu zatím neumíme popsat – jako například zmíněný H-mód. Vývoj fúze je sice poměrně nákladný, avšak uvědomme si, že stejně jako kosmický nebo částicový výzkum fúze motivuje a podporuje výzkum v mnoha jiných oblastech mimo fyziku plazmatu – například vývoj materiálů pro extrémní podmínky či vysokoteplotních supravodičů atd.
Fúze spojuje a využívá mnohé vědecké a technické obory. Věříme, že dostatečně rychlý pokrok v těchto oblastech umožní realizaci našeho cíle – prvního reaktoru na principu termojaderné fúze do roku 2050. Úspěch z velké části závisí také na finanční podpoře fúzního výzkumu, která celosvětově představuje jen zanedbatelný zlomek celkově podfinancovaného energetického výzkumu a je i nesrovnatelně menší než podpora obnovitelných zdrojů.
