V AREÁLU ÚSTAVU FYZIKY PLAZMATU V PRAZE SE STAVÍ ZAŘÍZENÍ, KTERÉ BY MOHLO POMOCI ZMĚNIT BUDOUCNOST ENERGETIKY A ZAJISTIT LIDSTVU NOVÝ ZDROJ ENERGIE. JDE O UNIKÁT I VE SVĚTOVÉM MĚŘÍTKU. Největší české „umělé slunce“ jsme koupili z Velké Británie za jednu libru. Jde o zařízení známé jako COMPASS, které od roku 2008 stojí v hale Ústavu fyziky plazmatu (ÚFP) v Praze 8. Patří mezi tzv. tokamaky, tedy typ magnetických „pastí“ na rozžhavený plyn napodobujících proces, kterým vyrábí svou energii Slunce. Českým fyzikům to ovšem teď nestačí a míří ještě výše: místo zařízení z druhé ruky chtějí něco, co nikde na světě v současné době nestojí. Řez tokamakem COMPASS-UŘez tokamakem COMPASS-U NETĚSNÍ TO Experimentální tokamaky typu COMPASS fungují tak trochu jako velká magnetická termoska. V jejich komoře je pomocí velmi silného magnetického pole udržováno plazma, zjednodušeně řečeno plyn ohřátý na teplotu řádově desítky milionů stupňů Celsia (či Kelvina, to je při těchto teplotách v podstatě jedno). Při takto vysoké teplotě se z obalu atomu „odtrhnou“ elektrony a plyn se tedy „rozloží“ na soubor elektronů (se záporným nábojem) a kladně nabitých jader atomů. Jádra atomů v plazmatu se díky stejnému náboji navzájem odpuzují, pokud jim však udělíme dostatečně velkou energii, resp. vzájemnou rychlost (tj. plazma dostatečně zahřejeme), mohou tuto vzájemně působící odpudivou sílu překonat a velmi, velmi těsně se k sobě přiblížit až na tak malou vzdálenost, že převáží přitažlivá jaderná síla a dojde k jejich sloučení v jádro těžší – a při tom se uvolní množství energie. Tato reakce představuje zdroj energie pro hvězdy ve vesmíru včetně Slunce. Nápodoba procesů ve hvězdách, tedy výroba energie jadernou fúzí, má velký potenciál a plazmoví fyzici na něm pracují již od 50. letech minulého století. Z fyzikální naivity se tehdy obecně předpokládalo, že vyvinout takový zdroj bude otázkou několika málo desítek let. Ovšem v 60. a 70. letech, kdy vznikly větší a výkonnější tokamaky, se ukázalo, že se bude jednat o složitější problém, než se původně předpokládalo. Fyzici původně netušili, že čím se budou snažit dosahovat vyšších parametrů plazmatu v tokamaku, tím víc se tomu bude plazma „bránit“. Tehdejší modely předpokládaly, že energetické ztráty z plazmatu izolovaného ve vakuové nádobě pomocí silného magnetického pole budou velmi malé. Mělo se za to, že energie bude „utíkat“ pouze díky srážkám jednotlivých částic a jejich postupné difúzi (posunem) napříč magnetickým polem směrem k okraji plazmatu. Experimenty ovšem ukázaly, že zvyšování teploty plazmatu pomocí dodávání energie „zvenku“ je jen málo účinné: přesněji řečeno vede k vyšší intenzitě turbulence a tím k rychlejšímu úniku energie z plazmatu. Tento proces následně znemožňoval plazma účinně zahřát na tzv. zápalnou teplotu a tím spustit termonukleární reakci. Mohl za to zcela nový typ difúze, který dostal název „anomální“. Druhá polovina 70. let a počátek 80. let se proto nesly ve znamení frustrace vědců. I přesto, že v té době byla zahájena stavba dvou velkých tokamaků (TFTR v USA a JET ve Velké Británii), praktické nasazení se zdálo být velmi daleko. Problém ztrát se ovšem poměrně nečekaně vyřešil v roce 1982. Tehdy se německému fyzikovi Fritzi Wagnerovi a jeho kolegům začalo totiž plazma v jejich tokamaku ASDEX při experimentech chovat jinak, než očekávali. „Pod rukama“ jim plazma nečekaně přešlo do stavu, kdy došlo náhle k výraznému navýšení jeho teploty a hustoty v centru. „Vůbec jsme to nečekali, prostě se to stalo,“ vzpomínal Wagner o desetiletí později na objev, který obor posunul o míle vpřed. Ukázalo se, že v novém režimu udržení plazmatu, který byl nazván H-mód (high confinement mode), se energetické ztráty výrazně snížily. Se stejným zařízením pak bylo náhle možné dosáhnout v podstatě dvojnásobné teploty v centru plazmatu. Jak se později ukázalo, příčinou je samovolné roztočení plazmatu poblíž jeho okraje. Tím se „roztrhá“ turbulence na okraji plazmatu a celé se to lépe „zaizoluje“. H-mód se podařilo postupně generovat i v dalších tokamacích. Do oboru to vdechlo nový život a naději. Ukázalo se, že bude možné postavit a provozovat fúzní reaktor s požadovaným energetickým ziskem o přijatelné velikosti, a tím pádem i s přijatelnou cenou. V 80. letech tak byla podepsána mezi tehdejším SSSR, Francií a USA dohoda o přípravě projektu velkého mezinárodního tokamaku ITER, na kterém měli fyzici své tvrzení o „ziskové fúzi“ poprvé předvést v praxi a otevřít tak k cestu k fúzním elektrárnám. VŠECHNO DOBRÉ JE V NĚČEM ZLÉ Novinka měla i své stinné stránky. H-mód umožňuje dosahování lepších parametrů plazmatu, nicméně je doprovázen novým typem nestability. Ta se vyznačuje periodickými „výtrysky“ plazmatu napříč magnetickým polem směrem ke stěně vakuové nádoby. Tyto výtrysky (tzv. ELMs) pro malá experimentální zařízení nepředstavují problém, protože nesou relativně málo energie, a nepoškozují tudíž stěnu vakuové komory. Ovšem ve velkých fúzních reaktorech – včetně předpokládaných fúzních elektráren – budou představovat vážný problém, protože vlivem výrazně vyšší energie mohou stěnu poškodit. To by znamenalo opravu spojenou s odstávkou a faktický konec snů o praktickém nasazení fúzního zdroje energie. Proto v posledních 15 letech fyzikové z celého světa intenzivně hledali způsob, jak tyto nestability potlačit a zároveň plazma udržet v režimu H-módu. Postupně se podařilo najít několik „triků“. Několik z nich je už zahrnuto do projektu tokamaku ITER. Zdá se ovšem, že by mohl existovat jeden relativně „elegantní“ způsob řešení problémů, který by stál za vyzkoušení – pokud bude kde. Výsledky získané zhruba před deseti lety na tokamaku Alcator C-Mod, který pracoval na půdě MIT, ukazují, že řešením by mohly být velmi silné magnety. Alcator byl jako jediné zařízení svého typu schopen generovat velmi vysoké magnetické pole až 8 T a ukázal, že při využití magnetického pole o minimální velikosti kolem cca 5 T se plazma začíná chovat pro nás velmi příhodně: ztrácí málo energie jako v H-módu, ovšem bez oněch nepříjemných „ELMů“, tedy výtrysků na stěnu. Fotomontáž zachycuje pohled do komory dnešního tokamaku COMPASS při vypnutíFotomontáž zachycuje pohled do komory dnešního tokamaku COMPASS v zapnutém stavu s plazmatem Je to zcela zásadní výsledek, protože „ověřovací“ reaktor ITER, který má ukázat, že fúzi je možné ovládnout, má pracovat s magnetickým polem trochu vyšším než 5 T. Výhod magnetického pole by tedy měl být schopen využít – pokud o nich ovšem budeme vědět dost. Alcator C-Mod totiž musel v roce 2016 ukončit provoz kvůli rozpočtovým škrtům. Jiný tokamak schopný dosáhnout podobných magnetických polí a s vhodnou geometrií plazmatu na světě dnes není. Většina v současné době provozovaných tokamaků pracuje s magnetickými poli o maximální velikosti do 3 T, a to včetně nových supermoderních tokamaků v Číně či Jižní Koreji se supravodivými cívkami. ITER sice bude mít dostatečné parametry, ale experimentovat na tak velikém a drahém zařízení je riziko, navíc má celou řadu dalších úkolů. Celosvětově chybí menší a pružné experimentální zařízení, které by umožnilo pokusy s využitím silných magnetických polí nad 5 T. Ale co dnes není, má brzy stát právě v Kobylisích. RELATIVNÍ NOVÁČEK Pražský tokamak COMPASS v hale Ústavy fyziky plazmatu na Praze 8Že by mezeru v experimentálních sestavách mělo zaplnit právě Česko, je relativně překvapivé. V oboru jaderné fúze jsme v minulosti nebyli na evropské, natož světové špičce. Do roku 1989 se výzkum u nás soustředil především na spolupráci se SSSR. Od konce 80. let SSSR začal poněkud ztrácet dech a hlavní roli začala hrát západní Evropa. Kontakt našich vědců se západním světem se v podstatě rozběhl ve větším rozsahu až v roce 1999, kdy jsme se stali součástí evropského sdružení Euratom. Druhým klíčovým zlomem pro český fúzní výzkum pak byl již zmíněný příchod COMPASSu a jeho zprovoznění v roce 2008. „Pracovali jsme tehdy s velmi malým týmem, který dokázal tokamak nejen uvést do provozu v rekordním čase, ale pak na něm především po roce 2012 provést celou řadu klíčových výsledků, které ovlivnily návrh ITERu,“ vzpomíná na to ředitel Ústavu fyziky plazmatu Radomír Pánek. Ambice českých fúzních fyziků s úspěchy rostly. Tým se postupně rozšiřoval, na pražském ČVUT se podařilo otevřít i studijní obor věnující se jaderné fúzi. Svou roli v tom sehrál i fakt, že Česko mohlo dosáhnout na strukturální fondy EU, které umožní i ve vědě budovat zařízení, na něž by český vědní rozpočet nestačil. Naši fyzici tak díky svým úspěchům i vnějším okolnostem dokázali přesvědčit významnou část evropské odborné veřejnosti, že zvládnou postavit tokamak, který světu dnes chybí. VELKÝ UPGRADE Projekt, který dostal název COMPASS Upgrade (COMPASS-U), se rozběhl v roce 2017 a měl by být dokončen asi v polovině roku 2023. Měl by vyjít zhruba na 800 milionů korun – za ty peníze by mělo vzniknout cca 300tunové unikátní experimentální zařízení typu tokamak i systémy nezbytné k jeho provozu (napájení, vakuový a kryogenní systém, řada nových diagnostik atd.). Počítá se s využitím co největší části stávajících provozních zařízení COMPASSu, případně s jejich upgradem (měřicích přístrojů, části energetických systémů atp.), ale to lze jen do určité míry. V původním COMPASSu je například možné generovat magnetická pole o velikosti do 2 T. Zvýšit jej není z mnoha konstrukčních důvodů možné, takže nový projekt si vyžádá změnu i té nejniternější části zařízení: vakuové komory, ve které je drženo plazma, i magnetických cívek, které ho v ní mají udržet. Samotný současný tokamak COMPASS, který tedy bude muset uvolnit místo v experimentální hale novému tokamaku, však díky tomu možná dostane „třetí život“, protože o něj projevily zájem v rámci společného projektu Španělsko a Portugalsko. Nový COMPASS-U je navržen tak, aby se minimalizovalo riziko nějakých prodlev či problémů, ale o běžné průmyslové zařízení rozhodně nejde. Například magnetické cívky schopné generovat velmi vysoké magnetické pole budou vyráběny ze speciálního typu mědi. Cívky se budou během provozu chladit na teplotu kolem −180 °C, čímž dojde až k desetinásobnému snížení jejich elektrického odporu. Což je klíčové, protože jimi bude protékat elektrický proud až 200 000 A. Napájení reaktoru zajistí několik rázových generátorů, které budou schopné dodávat výkon až 250 MW po dobu několika sekund. Stejně tak vakuová komora, v které bude „levitovat“ plazma, bude vyrobena ze speciálního typu nerezové oceli, která neztrácí svou pevnost ani při vysokých teplotách cca 500 °C. Stěna bude v některých místech až 4 cm silná, aby byla schopna bez problémů snést namáhání způsobené velkými elektromagnetickými silami, které by slabší konstrukci mohly vážně poškodit. Řešit se muselo i tepelné namáhání konstrukce, respektive některých dílů. Jen pár centimetrů od sebe budou měděné cívky chlazené na −180 °C a pak vakuová komora obsahující plazma, která bude zahřátá na teplotu 500 °C. „Tohle je doslova konstruktérský oříšek, protože obojí musí mít prostor měnit rozměry při změně teploty, ale zároveň se musí udržet v přesném vzájemném postavení, aby si magnetické pole udrželo přesný tvar, a plazma tedy drželo, jak má,“ říká Radomír Pánek. Vzhledem k vlastnostem tokamaku COMPASS-U projevili zájem o jeho budoucí využití vědci z celého světa. Pražský tokamak se s největší pravděpodobností stane tzv. konsorciálním zařízením největšího evropského vědeckého konsorcia laboratoří EUROfusion, které se bude podílet na hrazení části provozních nákladů zařízení výměnou za experimentální čas pro evropské vědce. Česku se také podařilo zaujmout odborníky ze Spojených států a na podzim 2019 byla podepsána smlouva o spolupráci mezi americkým ministerstvem energetiky a Ústavem fyziky plazmatu ve fúzním výzkumu. Americké ministerstvo tak již nyní financuje špičkové odborníky z amerických národních laboratoří, především z Princeton Plasma Physics Laboratory, kteří spolupracují na výpočtech a návrhu některých částí COMPASS-U výměnou za možnost provádění experimentů na budoucím zařízení. POTEČE? Hlavní výzkumné úkoly COMPASS-U budou ovšem spojeny s plánovanými evropským prototypem fúzní elektrárny, který nese název DEMO a má vzniknout po předpokládaném úspěchu ITERu. České zařízení se má zaměřit například na řešení problému „unikajícího tepla“, tedy odvodu tepla z plazmatu. Jak jsme již zmiňovali, magnetická past v tokamacích není a nikdy nebude dokonalá a částice, které se z ní uniknou, se musí z vakuové komory tokamaku odvádět. K tomu slouží otvor, nejčastěji umístěný na spodní části komory, známý jako divertor. Z pochopitelných důvodů je divertor tepelně velmi namáhaný díl. ITER i COMPASS-U budou používat na nejvíce namáhaná místa v divertoru wolfram, a to buď čistý, nebo v podobě oceli potažené vrstvou wolframu s teplotou tání 3 400 °C. Ale ani to by u větších reaktorů nestačilo. Jeden trik je dopadající proud částic z plazmatu (a tedy i energii) rozptýlit na větší plochu. Fyzikové před povrch divertoru v daném místě „fouknou“ plazmatu do cesty trochu inertního plynu, který většinu energie pohltí a následně vyzáří na podstatně větší plochu. Stěna divertoru se pak sice zahřeje na větší ploše, ale na podstatně nižší hodnoty, čímž je zařízení chráněno. I přes tento účinný „trik“ se nepovažuje otázka opotřebení stěny divertoru za zcela vyřešený problém. A tak se hledají další netradiční a inovativní přístupy. Jednou ze slibných metod, kterou má ve velkém rozsahu právě jako jediný na světě testovat COMPASS-U, je využití technologie tzv. tekutých kovů, především lithia, cínu a jejich slitin. V tomto případě nebude povrch divertoru tvořen pevným wolframem, nýbrž velmi porézní wolframovou „houbou“, která do sebe bude z jedné strany „nasávat“ tekutý kov. Ten bude díky kapilárním silám vzlínat, až na povrchu „houby“ vytvoří tenkou vrstvu. Plazma dopadající na tento povrch bude vrstvu postupně odpařovat, ovšem na místo odpařeného kovu rychle přiteče jiný. Tento výzkum probíhá v současné době především v zahraničí, zejména v Rusku či v USA, nicméně v celém světě neexistuje experimentální zařízení, v kterém by bylo možné tuto technologii zkoumat za podmínek podobných těm v budoucích reaktorech. Postup se ověřoval v malém na současném COMPASSu v roce 2019, ale plazma v něm nenese tolik energie. Nový COMPASS-U by měl být prvním zařízením, které umožní tento výzkum za podmínek relevantních pro provoz případných elektráren. Získá tak oficiální status evropského testovacího zařízení pro vývoj této technologie, což zase minimálně zjednoduší přístup k financím na provoz a experimenty. Ovšem to je otázka poněkud vzdálenější budoucnosti. Experimentální zařízení pro zkoušky povrchu z tekutého kovu nebude součástí nového tokamaku od začátku, ale bude do něj zařazeno až po plném zprovoznění, zřejmě po roce 2025. /jj/
