Sciencemag.cz
Doporučujeme
Za nejpokročilejší koncept fúzního reaktoru, na jehož základě budou zřejmě postaveny první fúzní elektrárny, je považován tokamak. Evropská cestovní mapa pro realizaci fúzní energetiky předpokládá, že první prototyp fúzní elektrárny na bázi tokamaku, pracovně nazývaný DEMO, bude zprovozněn v letech 2050–2060. V jeho vývoji bude hrát zásadní roli úspěch v současné době budovaného výzkumného fúzního reaktoru ITER, který má za úkol prokázat, že lze technologicky realizovat uvolňování energie jadernou fúzí.
Příprava projektu ITER sahá hluboko do minulosti před rok 1985, avšak samotná výstavba ve francouzském Cadarache začala až po dlouhých politických jednáních v roce 2006. Tokamak ITER je jedním z největších vědeckých projektů v dějinách lidstva a na jeho budování se podílí Evropská unie, Spojené státy americké, Rusko, Čína, Japonsko, Indie a Jižní Korea. Přes počáteční problémy s řízením takto rozsáhlého projektu současný management důsledně dodržuje nový časový harmonogram, který předpokládá spuštění reaktoru v roce 2025 a dosažení plných parametrů kolem roku 2035. Fúzní výkon reaktoru by měl docílit 500 MW. Podmínky v reaktoru několikanásobně překročí ty, které panují uvnitř hvězd. Proto téměř každá součást reaktoru vyžaduje specifický výzkum a vývoj. Mnohé systémy a technologie se nacházejí na samé hranici současného poznání a realizace projektu ITER proto motivuje i výzkum v řadě oblastí, které zdánlivě s výzkumem fúze nesouvisejí, jako je například oblast supravodičů, kryogenika, pokročilé materiály, informační technologie atd.
Zároveň s konstrukcí tokamaku ITER probíhá intenzivní výzkum na existujících fúzních zařízeních, a to jak v Evropě, tak i dalších zemích světa, jako například v USA, Koreji nebo Číně. Největším fúzním zařízením v provozu je tokamak JET ve Velké Británii poblíž Oxfordu, který drží rekord s dosažením fúzního výkonu 16 MW. Cílem provozování tokamaku JET i dalších současných tokamaků bylo doposud řešení řady klíčových otázek týkajících se konstrukce a budoucího využití tokamaku ITER. V poslední době se ale významná část výzkumných aktivit na těchto zařízeních postupně přesouvá na řešení problémů spojených s přípravou prototypu fúzní elektrárny DEMO. Výstavba elektrárny DEMO by měla začít podle současné představy v letech 2040–2050.
V České republice má fúzní výzkum dlouhou historii, která sahá až do šedesátých let minulého století. Klíčovou roli v něm od počátku hrál Ústav fyziky plazmatu Akademie věd ČR (ÚFP), který v roce 1977 zprovoznil první tuzemský tokamak pod označením CASTOR. ÚFP získal tokamak darem z Kurčatovova institutu v Moskvě, kde byl provozován pod názvem TM-1. Během provozu v Praze tokamak umožnil získat řadu výsledků světového významu, především v oblasti vývoje metody vlečení proudu v plazmatu pomocí dolně hybridních vln a dále ve studiu turbulence v plazmatu a jeho vlivu na transport částic a energie.
Tokamak CASTOR byl v provozu až do roku 2006, kdy jej nahradil nový a moderní tokamak COMPASS. CASTOR byl posléze darován Fakultě jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze, kde pod názvem GOLEM slouží pro výchovu nové generace odborníků.
Významným milníkem pro rozvoj českého fúzního výzkumu v tokamacích byl vstup České republiky do Evropského společenství pro atomovou energii EURATOM v roce 1999, který výrazně rozšířil možnosti mezinárodní spolupráce ÚFP. Tento impulz vyústil v roce 2006 v realizaci tokamaku COMPASS, který byl v ÚFP instalován v letech 2006–2009. Toto moderní experimentální zařízení, které pracuje s magnetickým polem o velikosti až dvou tesel a elektrickým proudem v plazmatu až 400 tisíc ampérů, postupně získalo důležité místo v evropském i světovém výzkumu jaderné fúze a poskytlo řadu unikátních výsledků, z nichž leckteré významně ovlivnily konstrukci některých částí tokamaku ITER.
Český výzkumný tým se specializuje především na tzv. okrajové plazma a jeho interakci se stěnou reaktoru. Vrstva plazmatu, jež je blízko stěny reaktorové komory, totiž zásadně ovlivňuje chování celého plazmatu a kvalitu jeho udržení. Jakmile jejímu chování porozumíme a dokážeme je ovládat, budeme schopni lépe kontrolovat parametry v centru plazmatu. Tokamak COMPASS je flexibilní zařízení, které má tvar plazmatu podobný tokamaku ITER a může být provozován v režimu tzv. vysokého udržení energie (H-modu), v jakém bude provozován tokamak ITER. Díky tomu je COMPASS součástí tzv. evropského škálovacího žebříčku spolu s tokamaky ASDEX Upgrade a JET. Tento žebříček slouží ke škálování a předpovědi některých jevů v plazmatu tokamaku ITER, které nedokážeme zatím analyticky popsat nebo numericky modelovat. Vědecký program tokamaku COMPASS se zaměřuje na chování okrajového plazmatu během H-modu, na metody potlačení doprovodných nestabilit, vliv poruchových magnetických polí na chování plazmatu, vlastnosti tzv. ubíhajících elektronů a metody jejich potlačení a další důležitá fyzikální témata.
Zprovoznění tokamaku COMPASS vedlo k výraznému rozšíření a zkvalitnění vědeckého týmu a posunulo fúzní výzkum v ČR mezi světovou špičku. Vzhledem k postupné orientaci celosvětového fúzního výzkumu na problematiku spojenou s přípravou prototypu fúzní elektrárny DEMO připravil tým Ústavu fyziky plazmatu Akademie věd ambiciózní projekt nového tokamaku – COMPASS Upgrade. Příprava začala v roce 2016 a o dva roky později byla zahájena jeho realizace. Jedná se o tokamak střední velikosti s řadou vlastností, které z něj učiní unikátní zařízení. Projekt si klade za cíl vyřešit některé z klíčových výzev pro konstrukci fúzního energetického reaktoru DEMO díky kombinaci využití vysokého magnetického pole o velikosti až pěti tesel elektrického proudu plazmatem až dva miliony ampérů, možnosti provozu první stěny reaktoru na teplotě až 500 °C anebo aplikaci uzavřeného divertoru tvořeného tekutými kovy. Právě technologie tekutých kovů se jeví jako slibná metoda, která by mohla vyřešit problém degradace materiálů pod extrémním tokem energie.
V Evropské cestovní mapě pro realizaci fúzní energetiky je tokamak COMPASS Upgrade zahrnut jako budoucí evropské fúzní zařízení pro testování technologie tekutých kovů. Projekt zařadí Českou republiku mezi země v čele celosvětového fúzního výzkumu a poskytne významnou perspektivu nové generaci českých i zahraničních vědeckých pracovníků.
Paralelně s výzkumem na domácích zařízeních se čeští vědci podílejí i na experimentech na fúzních zařízeních v zahraničí a pracují na vývoji a dodávkách diagnostických systémů pro tokamak ITER, jako jsou například senzory na měření magnetického pole v prostředí reaktoru s vysokými teplotami a silným neutronovým zářením nebo vývoj systémů pro měření profilů teploty a hustoty plazmatu pomocí laserů. Významnou část tuzemských aktivit tvoří také materiálový výzkum, v jehož rámci se naši vědci podílejí na vývoji nových pokročilých materiálů pro fúzní aplikace.
Tento text je úryvkem z knihy:
Garry McCracken, Peter Stott: Fúze – energie vesmíru
2. upravené vydání
Academia 2019
z doslovu k českému vydání, autor Radomír Pánek
O knize na stránkách vydavatele
