Když v 50. letech minulého století fyzikové konečně dokázali napodobit v laboratořích proces, kterým vzniká energie na Slunci, jejich optimismus neznal mezí. Z dnešního hlediska naivně předpokládali, že nebude trvat dlouho a rostoucí hlad lidstva po energii budou z velké části pohánet termonukleární elektrárny.
V jejich centru mělo magnetické pole udržovat a stlačovat oblak rozžahavného plynu. Rozžhaveného na takové teploty, aby v nich docházelo za běžných podmínek nemyslitelnému jevu. Silně ohřátý plyn byl totiž změnen v plazma: z obalu atomu se tedy „odtrhnou“ elektrony a plyn se „rozloží“ na soubor elektronů se záporným nábojem a kladně nabitých jader atomů.
Stejně jako v jádru Slunce měly být v jádru těchto elektráren podmínky natolik extrémní, aby jádra atomů překonala čas od času svůj odpor a spojila se. Dostat tyto „malé magnety“ k sobě je obvykle nemožné. Ale pokud dodáme jádrům dostatek energie (tj. zahřejeme protředí), čas od času se k sobě mohou přiblížit na velmi malou vzdálenost. Tak malou, že až na tak malou vzdálenost, že vzájemný magnetický odpor převáží přitažlivá jaderná. A obě jádra se sloučí v jádro těžší, přičemž se uvolní energie. Podobně jako v nitru Slunce.
V polovině 20. století se to zdálo jako hračka. Vědci vůbec netušili, že čím se budou snažit dosahovat vyšších parametrů plazmatu, tím víc se tomu bude plazma „bránit“. Tehdejší modely předpokládaly, že ztráty energie z plazmatu izolovaného v ve vakuové nádobě pomocí silného magnetického pole budou jen 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.
Až experimenty fyzikům ukázaly, jak se pletou. ukázaly, že zvyšování teploty plazmatu pomocí dodávání energie „z venku“ 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.
Sen se náhle rozplynul, a přelom 70. let a 80. let byl mezi odborníky roky frustrace. 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. Tokamaky jsou zařízení, které plazma drží v komoře ve tvaru pneumatiky. Vznikla v SSSR, dnes se považují za nejslibnější směr dalšího výzkumu a vývoje v této oblasti.
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 to se celé lépe „zaizoluje“.
Wagner si nejprve myslel, že tak dobrý výsledek musí být chyba. Když na žádnou nepřišel a jel své výsledky představit na první konferenci, nevěřili tomu zase jeho kolegové. Po jeho prezentaci ho „grilovali“ celé hodiny. Wagner byl v tu chvíli v těžkém postavení, protože v té době ještě ani nevěděl, jak vlastně H-módu dosáhl a co udělat, aby ho dosáhl znovu.
Ale postupně s kolegy nalezli „recept“ a 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.
Bez nevýhod to nejde
Novinka měla i své stinné stránky. H-mód umožňuje dosahování výrazně vyšších parametrů plazmatu, nicméně je doprovázen novým typem nestability. Ta se vyznačuje periodickými „výtrysky“ plazmatu napříč magnetickým polem směrem ke stěně vakuové nádoby. Tyto výtrysky (podle anglické zkratky jim i čeští fyzici říkají ELMy) 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 díky výrazně vyšší energii mohou stěnu poškodit. To by znamenalo opravu spojenou s odstávkou a faktický konec snů o praktickém nasazení fúzního zdroje energie.
Proto v posledních patnácti 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 způsobů, jak tohoto dosáhnout. 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 slavné americké technické univerzity 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 tesel (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 těch nepříjemných nestabilit (ELMů).
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 tří tesel, a to včetně nových supermoderních tokamaků v Číně či Jižní Koreji se supravodivými cívkami.
ITER sice bude mít dostatečné parametry, ale na podobné experimenty není úplně nejvhodnější, a to nejen proto, že do jeho spuštění ještě několik let chybí (má začít fungovat v roce 2025). Půjde o velký reaktor, jehož čas bude drahý, navíc má celou řadu dalších úkolů. S koncem amerického Alcatoru tedy celosvětově chybí menší a pružné experimentální zařízení, které by umožnilo experimenty s využitím silných magnetických polí nad pět tesel. Mezeru má zaplnit Česko.
Podle staronového kompasu
Československo, ba ani Česká republika, své vlastní větší fúzní zařízení přitom až do této chvíle nikdy nepostavila. V roce 2007 se ovšem do Čech přestěhoval (ze jednu libru koupený) původně britský a stále ještě poměrně „nový“ experimentální fúzní tokamak COMPASS.
Čeští vědci si na něm vypěstovali novou expertízu a dovednosti do té míry, že se rozhodli přijít s projektem podstatně ambicióznějším. V Ústavu fyzika plazmatu tak v této době už probíhají stavbení práce na přípravě v podstatě nového zařízení v projektu, který má nepříliš originální název COMPASS Upgrade.
V původním COMPASSu bylo možné generovat magnetická pole o velikosti do 2 tesel. 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.
Projekt, který i tak dostal název COMPASS Upgrade, se rozběhl v roce 2017 a měl by být dokončen zhruba v polovině roku 2023. Měl by vyjít zhruba na 800 milionů korun – za ty peníze by mělo vzniknout zhruba 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.
Samotný současný tokamak COMPASS, který tedy bude muset uvolnit místo v experimentální hale novému tokamaku. Ten se zřejmě znovu postěhuje, tentokrát na Iberský poloostrov: projevily o něj v rámci společného projektu zájem Španělsko a Portugalsko.
Nový COMPASS-U je navržený 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 ampérů (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 čtyři centimetry 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.
Co bude nového
Nový český tokamak by měl především pomáhat s přípravou zatím jen plánovaného prototypu fúzní elektrárny, který nese název DEMO. Zaměří se mimo jiné na řešení problému „unikajícího tepla“, tedy odvodu tepla z plazmatu. 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.
Divertor se snadno může teplem zničit. Předpokládá se, že u elektráren budou materiály divertoru muset dlouhodobě snést tepelnou zátěž podobnou té, které by čelily na samotném povrchu Slunce. Což by i u těch nejodolnějších materiálů vedlo k jejich rychlé destrukci. Týká se to jen velmi malé plochy, ale pokud se v tomto místě povrch zničí, další škody jsou nevyhnutelné. Proto se vyvíjejí metody, jak tento problém vyřešit.
ITER i COMPASS-U budou používat na nejvíce namáhaná místa v divertoru wolfram, a to buď čistý, nebo v podobě oceli potažené vrstvou wolframu. Wolfram je pevný, odolný a velmi těžko opracovatelný kov 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. Plasma 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.
