Regulace toku výkonu na divertor v tokamaku ITER

Všechny velké tokamaky dnes pracují na problému zvaném „plazma pro ITER“. Nové výsledky výzkumu otevírají cestu k optimalizaci řízení stacionárních a pulzních toků energie uvnitř budoucího největšího tokamaku.

Tokamakové plazma je v zásadě toroidálně symetrické – stejně jako energetické zátěže divertoru. Hustota výkonových toků se mění podél divertorových terčů při pohledu na průřez torusu, ale nemění se v toroidálním směru (obrázek 1). 

Radiační režim divertoru 

V tokamaku ITER zasáhnou výkonové toky velmi malé části celkové plochy divertoru, takže jejich plošná hustota může být pro výkonné plazma (vysoké Q neboli fúzní zisk) velmi velká. Vyhodnocení jak z modelování okraje plazmatu, tak z empirických extrapolací skutečně ukazují, že pokud by se nepodnikla nějaká zmírňující opatření, mohou u plazmatu s vysokým Q (fúzním ziskem) výkonové toky dopadající na divertor překročit povolené zátěžové limity. Pro komponenty divertoru v přímém styku s plazmatem je to 10 MWm^-2. Ke snížení těchto výkonových toků se do plazmatu v oblasti divertoru záměrně vstřikují „nečistoty“, aby se zvýšily ztráty díky jejich elektromagnetickému záření. Tím se rozloží plazmový výkon proudící směrem k divertoru na větší plochu a sníží se hustota výkonových toků pod hodnotu 10 MWm^-2. Tento tzv. radiační režim divertoru, na kterém je založen provoz ITER s vysokým Q, již byl rutinně předveden na jiných fúzních zařízeních. 

Příliš horké plazma eroduje části divertoru 

Potřeba omezit výkonové toky v ITER však jde nad rámec současných experimentů. Kromě výše popsaných stacionárních energetických toků se potřebuje ITER vypořádat s pulzními výkonovými toky spojenými s „až moc dobře“ udržovaným plazmatem (tzv. H-režimy), které je potřebné pro dosažení vysokého Q. Specifické nežádoucí pulzní jevy spojené s plazmatem v režimu H-módu se nazývají ELM (Edge Localized Modes – nestability vyskytující se na okraji plazmatu). Jednotlivé ELM způsobují sice malé ztráty energie plazmatu, ale objevují se po velmi krátkých časových intervalech (desetiny milisekund). V ITER může velký výkon plazmatu potřebný k uvolnění fúzní energie a s ním související intenzivní výkonové toky během ELM silně erodovat terče divertoru a snížit jejich doby života na nepřijatelné hodnoty. 

Odstraňování nestabilit na okraji plazmatu 

ELM musí být tedy zmírněny, nebo ještě lépe zcela odstraněny. Aby se zvládla pulzní zátěž, je ITER vybaven ve vakuové komoře sadou 27 cívek schopných zmenšovat působení ELM. Intenzitou elektrického proudu v těchto cívkách je možné upravit okrajové magnetické pole a hodně zmírnit nebo dokonce zcela eliminovat ELM. Nevyhnutelným důsledkem této techniky však je, že okrajové plazma již není toroidálně symetrické, tj. popsatelné 2D obrázkem, ale má zřetelnou 3D strukturu (obrázek 2). Je proto nutné se přesvědčit, zda 2D metody řízení stacionárního a 3D metody řízení pulzního výkonového toku vstřikováním nečistot a kontrolními ELM cívkami mohou být pro provoz vysoce výkonného plazmatu v tokamaku ITER vhodné. Počáteční experimenty na čínském tokamaku EAST, které využívaly elektrické proudy na okraji plazmatu buzené vysokofrekvenčními vlnami k vytvoření 3D struktury, ukázaly, že skutečně 3D okrajová magnetická pole silně ovlivňují podmínky radiačního divertoru tím více, čím více roste hustota plazmatu. Poblíž křížení plazmatu s terčem divertoru se tok výkonu snižoval se zvyšující se hustotou – podobně jako u 2D situace. Avšak dál od tohoto křížení. kde jsou plazmové výkonové toky netoroidálně symetrické, se výkonové toky s rostoucí hustotou naopak zvyšovaly. 

Experimenty nestačí 

Po tomto počátečním zjištění studovaly tento problém podrobněji tokamaky vybavené řídicími ELM cívkami podobnými těm, které budou na tokamaku ITER (ASDEX Upgrade, DIII-D, EAST, KSTAR, NSTX). Bohužel nebylo možné reprodukovat podmínky divertoru a podmínky centrálního plazmatu, které se budou v ITER zřejmě vyskytovat současně. Když je 3D plazma divertoru husté a studené a vyzařuje energii plazmatu mimo, jak to tokamak vyžaduje, je hlavní plazma také husté a chladné, tedy struktura 3D okrajového magnetického pole se liší od struktury v ITER a naopak. To zabránilo přímé extrapolaci současných experimentálních výsledků na ITER. Je tedy nutný jiný přístup k řešení této hádanky. 

ITER Scientist Fellows - skupina předních odborníků na modelování plazmatu jednotlivých partnerů ITER podporovaných jejich národními fúzními programy (v tomto případě americkým ministerstvem energetiky a EUROfusion) a Organizací ITER - se postavila k výzvě s odvahou jim vlastní. Díky úsilí specialistů, vědeckých odborníků na 3D okrajové plazma (H. Frerichs, O. Schmitz a D. Reiter), na 3D magnetická pole (Y. Liu) a jejich spolupracovníků koordinovaných pracovníky vědecké divize ITER organization ( X. Bonnin, RA Pitts a A. Loarte) se objevily první myšlenky jak řídit výkonový tok v 3D plazmatu ITER. 

Výsledky, které nedávno publikoval časopis Physical Review Letters, ukazují, že kvalitativní chování původně pozorované na EAST bude reprodukováno i v plazmatu ITER, a že je způsobeno specifickou 3D strukturou okrajového magnetického pole, kterou budou v ITERu vytvářet řídicí ELM cívky. 

Pochopení problému nabízí způsob, jak řídit stacionární a pulzní výkonové toky vyladěním 3D okrajových magnetických polí v ITER. U řídicích cívek ELM pro ITER byla nedávno dokončena závěrečná revize návrhu. Jsou schopny poskytnout širokou škálu struktur 3D magnetického pole, včetně možnosti jeho optimalizace otáčením cívek během výbojů plazmatu ITER. Členové vědeckého týmu ITER a jejich spolupracovníci již dříve studovali optimalizaci použitých 3D polí pouze pro působení na ELM. Nové výsledky dosažené společným úsilím otevírají cestu k optimalizaci plazmatu divertoru a poskytují integrované řešení pro řízení toků výkonu na divertor. 

Máte-li zájem o podrobnosti, pak se seznamte s článkem:

9. Frerichs, O. Schmitz, X. Bonnin, A. Loarte, Y. Feng, L. Li, Y. Q. Liu a D. Reiter. „Rozdělení ve fúzních plazmatech pomocí magnetických poruchových polí narušujících symetrii.“ Physical Review Letters 125, 155001 (9. října 2020). https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.125.155001.