Škálování délky útlumu povrchové vrstvy plazmatu SOL
Fyzika termojaderného plazmatu je po teoretické stránce velmi složitá a současný stav poznání neumožňuje chování plazmatu přesně analyticky popsat. Přestože máme řadu fyzikálně podložených teoretických modelů, simulace turbulentního transportu plazmatu nejsou většinou schopné reprodukovat experimenty anebo související výpočty trvají i na nejvýkonnějších superpočítačích příliš dlouho. Proto jsou při přípravě nových tokamaků, jako je ITER, DEMO, fúzní energetické reaktory nebo i tokamak COMPASS-U, některé parametry extrapolovány z parametrů stávajících tokamaků. Tento proces extrapolace se označuje jako škálování.
Při škálování naměříme hledanou veličinu na různých tokamacích, které mají nejen různé rozměry, ale i různé rozsahy parametrů. Z dostupných znalostí fyziky plazmatu tokamaků víme, na kterých parametrech by měla daná veličina záviset, například na teplotě a hustotě plazmatu. Fyzikální parametry ale často nelze dostatečně přesně změřit ani na současných tokamacích, natož pak znát jejich hodnotu na těch budoucích. Proto je vhodné raději zvolit globální parametry (např. proud plazmatem, velikost magnetického pole, rozměry plazmatu) nebo inženýrské parametry (např. velikost tokamaku), protože tyto parametry jsou známé s vysokou přesností. Je ovšem nutné vyvarovat se kombinace parametrů se vzájemnou korelací, která by způsobila nejednoznačnost předpovědi. Extrapolace hledané veličiny je pak provedena matematicky multiparametrickou logaritmickou regresi.
Škálování délky útlumu povrchové vrstvy plazmatu SOL (vpravo je seznam tokamaků zapojených do projektu).
Pokud dostupná experimentální databáze dostatečně hustě pokrývá parametrický prostor, statistická analýza odhalí, které parametry jsou opravdu určující (těch bývá jen několik) a získáme relativně jednoduchý škálovací vztah.
V konkrétním případě škálování délky útlumu povrchové vrstvy plazmatu SOL jsme takto nalezli několik vztahů, z nichž každý závisel na jiné kombinaci hlavních parametrů. Další analýza ukázala, že vztahy jsou úzce provázané v důsledku vzájemné korelace použitých globálně-inženýrských parametrů a jejich předpovědi jsou velmi podobné. Výsledná předpověď délky útlumu SOL pak byla použita pro optimalizaci tvaru první stěny reaktoru ITER. Délka útlumu SOL totiž determinuje tepelné toky dopadající na povrch obklopující plazma. Aplikací předpovědi byl vypočten takový tvar povrchu první stěny ITER, při kterém nebude povrch nikde lokálně zatížen nepřípustně vysokým tepelným tokem.
Předpověď tepelného zatížení první stěny (vlevo) a divertorových terčů (vpravo) tokamaku COMPASS-U.
Pro odstranění přetížených horkých míst (hot spots) první stěny ITER postačila úprava tvaru povrchu stěny. Mnohem závažnější důsledky má předpověď pro divertorové terče ITER. Škálování předpovědělo, že při nestabilitách typu ELM může v divertoru reaktoru ITER dojít k tavení povrchu wolframových terčů a tím k jejich zničení. Toto zjištění se postupně potvrdilo také jinými metodami a v současnosti se hledají takové provozní scénáře ITER, při kterých nebude k nestabilitám ELM docházet. Škálovací předpověď nalezená našimi vědci včas odvrátila možné komplikace, ke kterým by došlo po najetí reaktoru ITER na plný výkon.
Škálování také umožnilo zjistit, jak vysokému tepelnému toku budou vystaveny divertorové terče nového tokamaku COMPASS-U. První stěna i divertorové terče proto budou navrženy tak, aby je předpovídaný tepelný tok nepoškodil. V případě divertorových terčů může tepelnou zátěž například snížit rychlé rozmítání bodu dopadu plazmatu na terče (tzv. strike-pointu) pomocí malých změn magnetického pole. Mezi další možná opatření patří aktivní vodní chlazení terčů nebo nahrazení pevných terčů tekutým kovem.
Optimalizace tvaru první stěny ITER
Vakuová nádoba reaktoru ITER bude chráněna před horkým plazmatem první stěnou složenou ze 440 kusů 4-tunových dlaždic s povrchem z beryllia. Stanovit optimální tvar dlaždic tepelného štítu ale není jednoduché. Navrhne-li se špatně, významně to omezí schopnost ITER vstoupit do vysokoteplotní fáze potřebné k dosažení plného výkonu reaktoru.
Dlaždice první stěny budou přímo vystavené plazmatu.
Horké plazma proudí v blízkosti první stěny ve směru magnetických siločar, což znamená téměř rovnoběžně s jejím povrchem. Tato skutečnost musí být při návrhu tvaru povrchu první stěny vzata do úvahy. Z technologických důvodů je první stěna modulární a je sestavena z výše zmíněných dlaždic. Každá dlaždice je k vakuové nádobě tokamaku připevněna jedním centrálním šroubem. Okraje dlaždice a střední část s centrálním šroubem nemají tak vysokou tepelnou odolnost jako plocha dlaždic a musí být chráněny před nejvyšší tepelnou zátěží. Proto má povrch dlaždice tvar vlny, u které jsou okraje a střední část zapuštěny dále od plazmatu.
Aby byl za těchto podmínek povrch první stěny tepelně zatížen rovnoměrně, je nutné využít znalosti o okrajové vrstvě plazmatu SOL a povrch dlaždic zakřivit podle vlastností této vrstvy. Budou-li dlaždice příliš zakřivené, tak se budou přehřívat ve vyčnívajících oblastech (na vrcholech). Budou-li zakřivené málo, pak naopak dojde k přehřívání jejich okrajových částí a středové části s rizikem poškození hran a středového šroubu. V obou případech se může povrch dlaždic lokálně tavit anebo praskat díky teplotnímu pnutí.
Tokamaky dříve tvar povrchu první stěny nemusely řešit, protože krátké výboje bez významného uvolňování fúzní energie povrch příliš nezahřejí. Až v roce 2012 došlo k natavení povrchu první stěny tokamaku JET při dedikovaném experimentu s dlouhým výbojem.
Správný poloměr křivosti dlaždic vychází z tloušťky okrajové vrstvy plazmatu SOL, přesněji z charakteristické exponenciální délky útlumu tepelného toku plazmatu λq. Stanovení této délky útlumu bylo předmětem projektu škálování, popsaném v předchozí kapitole. Mezinárodní tým desítek vědců provedl během let 2012-2015 celkem 440 experimentálních výbojů na devíti tokamacích světa od Číny, přes Prahu, Švýcarsko, Itálii, Francii, Anglii až po Kalifornii. V experimentech bylo zjištěno, jak se hodnota λq mění v závislosti na šestnácti různých parametrech plazmatu. Rozsah parametrů byl přitom mimořádně velký, např. nejmenší tokamak GOLEM provozovaný v ČVUT v Praze měl objem plazmatu 100 litrů a největší tokamak JET měl objem plazmatu 80 000 litrů.
Během experimentů se ukázalo, že je problém složitější, protože se hodnota délky útlumu λq výrazně mění v těsné blízkosti stěny. Proto byly na tokamaku COMPASS provedeny další experimenty s různými geometriemi povrchu první stěny. Do tokamaku byly postupně vloženy různě tvarované dlaždice a pomocí termovizní kamery a sond bylo sledováno rozložení teploty na jejich povrchu. K výzkumu se postupně přidaly týmy vědců na tokamacích ve Švýcarsku a Kalifornii, a v MIT v Bostonu byla odvozena teorie velmi dobře popisující pozorování. Později výsledky experimentů popsal také model turbulentního chování okraje plazmatu sestavený ve Švýcarsku.
Na základě provedených měření bylo možné velmi přesně předpovědět hodnotu délky útlumu vrstvy SOL v tokamaku ITER. V druhém kroku byla tato délka útlumu použita pro výpočet tepelných toků na povrch první stěny. Výpočty ukázaly, že v některých oblastech může dojít k překročení přípustných tepelných toků, což by mělo za následek překročení maximální pracovní teploty povrchu první stěny a jeho tavení. Proto byl připraven návrh na změnu tvaru povrchu první stěny ITER. Změna vyrovnala tepelné toky na povrch a odstranila horká místa zatížená příliš vysokým tepelným tokem. V roce 2014 byla navržená změna oficiálně schválena vrcholovým vedením organizace ITER. Změnou tvaru povrchu došlo ke snížení maximální lokální tepelné zátěže na méně než polovinu. Pravděpodobně se tak zabránilo zničení této vysoce zatížené části reaktoru.
Doporučení na změnu tvaru první stěny na základě provedeného škálování řezu dlaždicí první stěny - původní tvar je černě, doporučený tvar je červeně.
Očekávané tepelné zatížení první stěny ITER: vlevo pro původní tvar povrchu, vpravo pro optimalizovaný tvar povrchu, škála je v MW/m2.
Studium poruchového pole
Fungování tokamaku je založeno na extrémně silném magnetickém poli s vysokou toroidální symetrií (tj. symetrií vůči otočení kolem hlavní osy tokamaku). Jako poruchové pole se označuje takové magnetické pole, které tvoří odchylku vůči této ideální toroidální symetrii. V praxi poruchové pole vzniká kvůli nepřesnostem v umístění magnetických cívek tokamaku. I velmi slabé poruchové pole s intenzitou v řádu desetitisíciny velikosti hlavního magnetického pole může mít významný vliv na chování plazmatu. Proto jsou tokamaky vybaveny sadou korekčních magnetických cívek, pomocí kterých lze poruchové pole kompenzovat. Tokamak ITER bude mít celkem 18 korekčních cívek, umístěných okolo vakuové nádoby, pod nádobou a nad nádobou.
Korekční cívky tokamaku ITER.
Pomocí korekčních cívek lze poruchové pole nejenom kompenzovat, ale také vytvářet a pak pozorovat, jak ovlivňuje například výkonové parametry plazmatu nebo jeho stabilitu. Jako kritická se označuje intenzita poruchového pole, při jejímž překročení dojde ke zhroucení plazmatu, k disrupci. Experimenty s poruchovým polem se prováděly na řadě tokamaků a umožnily předpovědět vliv poruchového pole na plazma budoucího tokamaku ITER a navrhnout tvar a umístění korekčních cívek. Realizované experimenty umožnily nalézt přesnější způsob škálování kritické intenzity, kombinující výsledky experimentů s numerickými simulacemi magnetohydrodynamické stability pomocí výpočetního kódu IPEC (Ideal Magnetohydrodynamic Perturbed Equilibrium Code). Získané předpovědi ukázaly, že efektivita plánovaných korekčních cívek nad a pod tokamakem ITER je mnohem menší než efektivita cívek umístěných okolo tokamaku. To vedlo k úvahám o vyřazení horních a dolních korekčních cívek z návrhu ITER.
Žádný z provedených experimentů ale nemohl vytvářet poruchové pole na vnitřní straně tokamaku, protože použité tokamaky neměly korekční cívky na vnitřní straně nádoby (stejně jako je nebude mít ITER). V důsledku toho nebylo možné spolehlivě předpovědět, jaký vliv by mohlo mít při provozu ITER poruchové pole vzniklé nepřesným umístěním centrálního solenoidu a do jaké míry by ho bylo možné kompenzovat pouze korekčními cívkami na vnější straně nádoby. Závažnost této nejistoty vzrostla poté, co se během spouštění nového amerického tokamaku NSTX-U objevily výrazné problémy způsobené poruchovým polem vzniklým právě díky nepřesné instalaci magnetických cívek na vnitřní straně nádoby.
To, co nebylo možné provést na jiných tokamacích, bylo možné provést na tokamaku COMPASS. Jeho flexibilní sada korekčních cívek pokrývá prakticky celou vakuovou nádobu a umožňuje generovat poruchové pole jak na vnější, tak na vnitřní straně komory. Díky tomu je možné experimentálně simulovat i poruchové pole, které by vzniklo, pokud by byl centrální solenoid umístěn mimo hlavní osu tokamaku.
Korekční cívky tokamaku COMPASS.
Numerické simulace poruchového pole na tokamaku COMPASS: vlevo - poruchové pole vzniklé posunutím centrálního solenoidu o 1 cm, vpravo - poruchové pole vytvořené korekčními cívkami na vnitřní straně tokamaku.
Proto byla na tokamaku COMPASS na žádost ITER Organization provedena série kritických experimentů, jejichž cílem bylo vyhodnotit spolehlivost strategie ITER spočívající v kompenzaci poruchových polí vyvolaných nepřesností umístění centrálního solenoidu pomocí korekčních cívek umístěných na vnější straně vakuové nádoby.
Poruchové pole centrálního solenoidu bylo simulováno korekčními cívkami na vnitřní straně vakuové nádoby, a byla hledána taková konfigurace korekčních cívek na vnější straně nádoby, která by toto poruchové pole co nejlépe kompenzovala. V sérii po sobě jdoucích experimentů byla postupně skenována velikost a toroidální fáze kompenzačního pole vnějších cívek, až bylo nalezeno jejich optimální nastavení.
Hledání optimálního nastavení pole vnějších korekčních cívek pro kompenzaci zafixovaného poruchového pole vytvořeného vnitřními cívkami. Barevná škála ukazuje predikci zbytkové amplitudy dominantní složky pole podle výpočetního kódu IPEC (čím menší, tím efektivnější kompenzace), bílý křížek ukazuje optimum, které bylo nalezeno při experimentu.
Stejné skenování bylo následně simulováno i pomocí kódu IPEC. Barevná škála zobrazuje intenzitu zbytkového poruchového pole. Nejmenší zbytkové pole je vyznačené tmavě modrou barvou. Vysoká shoda optimálních parametrů nalezených experimentálně (bílý křížek) a simulací prokázala schopnost kódu IPEC dobře popisovat chování plazmatu za přítomnosti poruchových polí včetně polí vzniklých na vnitřní straně komory. Předpovědi škálování s využitím kódu IPEC je tak pravděpodobně možné aplikovat i na tyto dříve neprozkoumané typy poruch.
Výsledky experimentu na tokamaku COMPASS současně ukázaly, že navržená kompenzace pomocí vnějších cívek umožňuje potlačit nežádoucí efekty poruchového pole vzniklého na vnitřní straně tokamaku, a to jak pro L-mód s nízkým udržením energie, tak pro H-mód s vysokým udržením energie. Bylo ale zjištěno, že během přechodu mezi těmito dvěma módy (tzv. L-H přechod) poruchové pole vyvolává nestabilitu plazmatu často vedoucí až k jeho kompletnímu zhroucení, disrupci. A to i přesto, že zbytkové poruchové pole je po aplikaci kompenzace mnohonásobně slabší než poruchové pole bez kompenzace – alespoň soudě podle simulace dominantní složky pole pomocí kódu IPEC. To pravděpodobně znamená, že je stabilita během L-H přechodu ovlivněna ještě dalšími složkami poruchového pole než jsou dominantní, rezonanční složky, které simuluje IPEC.
Bylo proto nezbytné experimentálně ověřit, zda je možné dosáhnout spolehlivější kompenzace poruchového pole pomocí přidání horních a dolních korekčních cívek, přestože podle kódu IPEC mají pro kompenzaci dominantních složek poruchového pole téměř zanedbatelnou efektivitu. Při kompenzaci poruchového pole pouze vnějšími korekčními cívkami docházelo k disrupci při L-H přechodu s pravděpodobností okolo 50 %, zatímco při současném použití vnějších, horních a dolních cívek bylo dosaženo snížení výskytu disrupcí pouze na zhruba 25 % případů. Toto klíčové zjištění z tokamaku COMPASS poslouží jako jeden z důležitých podkladů pro rozhodnutí, zda budou nebo nebudou horní a dolní korekční cívky na ITER instalovány.
Pokračující výzkum na tokamaku COMPASS je zaměřen na analýzu dalších faktorů souvisejících s výskytem disrupcí během L-H přechodu, jako je časový vývoj vlastní rotace plazmatu. Předběžná data naznačují, že urychlením této rotace díky momentu hybnosti dodanému injektorem svazku vysokoenergetických neutrálních atomů je možné těmto disrupcím zabránit, ovšem pouze při vhodné kombinaci hlavních parametrů plazmatu, jako je poměr proudu plazmatem a intenzity toroidálního magnetického pole. Injektory svazků neutrálních atomů budou k dispozici i na tokamaku ITER, ale vzhledem k jeho obrovskému objemu bude jejich účinek na zvýšení rotace plazmatu relativně slabý. Experimenty na tokamaku COMPASS s výrazně sníženým výkonem svazku nicméně naznačují, že i velmi malý moment hybnosti může za daných podmínek zabezpečit stabilní provozní scénář tokamaku.
Ubíhající elektrony
Jedním z naléhavých úkolů fúzní komunity je výzkum vysokoenergetických ubíhajících elektronů RE (Runaway Electrons). RE v tokamacích vznikají v nestandardních provozních režimech, kdy vedle udržování plazmatu začne tokamak fungovat i jako urychlovač elektronů. Elektrony opustí kvazineutrální plazma a bez ohledu na něj se urychlí na velmi vysokou rychlost (proto ubíhající elektrony). Problematika RE se objevila mezi hlavními prioritami fúzního výzkumu v okamžiku, kdy se ukázalo, že by RE mohly být v tokamaku ITER generovány při disrupci, tj. při náhlém přerušení proudu v plazmatu, v takové míře, že by mohly způsobit vážné poškození první stěny ITER. Očekává se, že v ITER by energie RE mohla dosáhnout až stovek MJ.
Systematický výzkum RE byl na tokamaku COMPASS zahájen v roce 2014 a zaměřil se na studium vzniku, udržení a potlačení RE. Šlo o novou oblast výzkumu, a proto se rozvinula široká mezinárodní spolupráce. Od počátku jsme se podíleli na obdobných experimentech v zahraničí na tokamacích TCV, ASDEX-U a JET a současně odborníci ze zahraničí navštěvovali experimenty na tokamaku COMPASS. Důležitá byla společná analýza výsledků výzkumu na pravidelných konferencích REM (Runaway Electron Meeting), které se uskutečnily i v Praze.
Prvním krokem výzkumu bylo definování podmínek, za kterých lze svazek RE vytvořit. Teoretickou analýzou vzniku RE a posléze experimentálně byla nalezena parametrická oblast, ve které při disrupci plazmatu opakovatelně vznikal svazek RE. V následných experimentech bylo zaznamenáno synchrotronní záření vysokoenergetických elektronů a bylo dosaženo výrazného prodloužení délky výboje díky proudu nesenému RE.
Na první úspěchy navázaly náročnější experimenty zaměřené na měření kritického urychlovacího elektrického pole, vlivu tvarování plazmatu či vlivu napouštění plynů do tokamaku. Byl úspěšně vyřešen problém stabilní polohy svazku RE a tokamak COMPASS se stal prvním tokamakem se schopností ovládat energii svazku RE prostřednictvím zpětnovazební kontroly proudu v centrálním solenoidu. Procesy vzniku a terminace svazku RE ukazují fotografie pořízené pomocí rychlých kamer.
Terminace svazku ubíhajících elektronů na vnitřní straně tokamaku COMPASS: RE mají dostatek energie na to, aby ionizovaly neon, který se používá pro jejich zbrzdění (vstříknutí plynu zvýší hustotu a tím zvýší počet srážek RE a jejich zpomalení) - červené paprsky, tzv. filamenty, odpovídají RE sledujícím jednotlivé magnetické siločáry za přítomnosti ionizovaného neonu; po zbrzdění svazku RE jsou okraje grafitových dlaždic vystaveny extrémnímu toku RE způsobujícímu odprašování a výtrysky rozžhavených částic grafitu (žluté oblaky).
Svazek ubíhajících elektronů vytvořený napouštěním dusíku do tokamaku: zelená barva odpovídá dusíku, který zobrazuje výrazné filamenty (vlákna) RE sledující siločáry magnetického pole.
Svazek ubíhajících elektronů rozzářený masivním napouštěním směsi argonu a neonu, které vede k rychlému poklesu proudu svazku, argon září modře a neon oranžově.
Terminace svazku RE na vnitřní stěně v horní části tokamaku: světlo pochází z rekombinace iontů argonu a deuteria, výrazné filamenty RE sledují siločáry toroidálního magnetického pole, dokud nedojde k dopadu RE na stěnu nádoby.
Postupné potlačení svazku ubíhajících elektronů dvěma vstřiky argonu do tokamaku, nahoře - po prvním vstřiku jsou zřetelné filamenty ubíhajících elektronů sledující magnetické siločáry, dole - po druhém vstřiku dochází k terminaci svazku.
V posledních letech se výzkum v rámci experimentálních kampaní soustředil na studium vlivu magnetických polí na generaci a ztráty RE. Především jde o vývoj metod zpětnovazebního řízení magnetického pole v režimech s RE a výzkum vlivu poruchového pole na útlum RE. Pro tyto experimenty tokamak COMPASS nabídl jedinečné uspořádání speciálních sedlových cívek, které umožnily generovat poruchová radiální pole RMP (Resonant Magnetic Perturbations) doposud aplikovaná při studiu okrajové vrstvy plazmatu. Tato poruchová pole přitom mohou mít zásadní význam pro zvýšení radiálního transportu RE, tím vést ke snížení jejich populace a znatelně urychlit rozpad svazku.
Grafy na obrázku porovnávají účinek argonu a poruchových magnetických polí RMP na rozpad svazku ubíhajících elektronů. Čas napuštění argonu je v obrázku označen oranžovou plochou, působení RMP je označeno růžovou plochou. Tmavě modré čárkované křivky označují vývoj experimentu bez potlačení svazku RE. Světle modré čárkované křivky označují experiment s aplikací RMP bez aplikace argonu, červené křivky označují experiment se vstřikem argonu bez aplikace RMP a zelené křivky označují experiment se vstřikem argonu a současně s aplikací RMP (puff označuje vstřik argonu do tokamaku). Na prvním grafu vidíme časový vývoj hodnoty elektrického proudu v plazmatu, na druhém časový vývoj elektronové teploty plazmatu a na třetím grafu časový vývoj intenzity tvrdého rentgenového záření, které provází dopad ubíhajících elektronů na stěnu tokamaku.
Porovnání vlivu různých způsobů potlačení RE na proud v plazmatu Ip, elektronovou teplotu Te a intenzitu tvrdého rentgenového záření HXR.
Ve výbojích označených červenou a zelenou barvou došlo vlivem napuštění argonu k vytvoření samostatného svazku ubíhajících elektronů a teplota plazmatu poklesla na zanedbatelnou hodnotu. V obou výbojích se vlivem argonu proud svazku poměrně rychle rozpadl, nicméně v případě zeleného výboje, kde byly aplikovány RMP došlo k dalšímu urychlení rozpadu svazku.
V případě, kdy bylo napouštění argonu vypnuto a ubíhající elektrony koexistovaly s nízkohustnotním plazmatem (výboje označené světle a tmavě modrou barvou) je účinek RMP ještě markantnější - v průběhu jejich aplikace došlo ke znatelnému urychlení rozpadu svazku doprovázeného výrazným zvýšením intenzity tvrdého rentgenového záření, které vzniká při dopadu RE na stěnu tokamaku. Kvantifikace tohoto efektu by mohla výraznou měrou přispět ke studiu dynamiky ubíhajících elektronů v porušených magnetických konfiguracích podobných těm při disrupci.
Vývoj teoretických fyzikálních modelů RE v tokamacích probíhá v úzké spolupráci s vědci z Francie, Švýcarska a Švédska, na vývoji nových metod diagnostiky RE spolupracujeme s kolegy z ČVUT a z Polska. Během pěti let se tokamak COMPASS zařadil mezi celosvětově klíčová zařízení výzkumu RE. Špičkovou kvalitu realizovaného výzkumu potvrzuje silná podpora výzkumu na tokamaku COMPASS ze strany evropského konsorcia EUROfusion, široký ohlas na publikované odborné články, zvané přednášky a konferenční příspěvky a také velký zájem zahraničních kolegů o účast na experimentech věnovaných RE.
Radiačně a teplotně odolné Hallovy senzory
Magnetické senzory provázejí výzkum termojaderného plazmatu v tokamacích od samotného počátku. Magnetické pole tokamaku je tvořené z části elektrickými proudy v magnetických cívkách tokamaku a z části proudy tekoucími samotným plazmatem a je proto velmi dynamické. Plazma vzájemně interaguje s magnetickým polem tokamaku a lokálně jej mění. Změny magnetického pole přitom odrážejí vlastnosti plazmatu. Měření magnetického pole umožňuje sledovat základní provozní veličiny, jako jsou poloha a tvar plazmatu, proud tekoucí plazmatem nebo energie obsažená v plazmatu. Magnetické senzory také pomáhají detekovat různé nestability plazmatu a módy, které mohou mít negativní vliv na udržení plazmatu.
Díky své jednoduchosti, robustnosti, spolehlivosti a rychlé odezvě jsou jako magnetické senzory na stávajících tokamacích téměř výhradně používány různé konfigurace měřících cívek. Cívky ale mají jednu závažnou nevýhodu a to že měří pouze změny magnetického pole a nikoliv vlastní hodnotu magnetického pole. S blížící se realizací energetických fúzních reaktorů bude nutné přesně měřit pomalu se měnící a ustálená (steady-state) magnetická pole. Při měření ustáleného magnetického pole cívkami dochází vlivem působení okolního prostředí k rychlému nárůstu chyby měření v integrátoru signálu cívek (tzv. drift měření) a použití cívek je proto omezené.
V ÚFP z tohoto důvodu již od přelomu tisíciletí probíhá výzkum alternativních magnetických senzorů na bázi Hallova jevu měřících absolutní hodnotu magnetického pole a využitelných v náročných podmínkách energetického fúzního reaktoru. Hlavním požadavkem kladeným na vyvíjené Hallovy senzory je jejich vysoká teplotní a radiační odolnost. Dostupné komerční Hallovy senzory nejsou schopné pracovat ani za vysokých teplot ani v prostředí s ionizujícím zářením, protože jak vysoké teploty, tak radiace ničí jejich polovodičové citlivé vrstvy. Komerční i laboratorně vyrobené Hallovy senzory byly testovány na evropských tokamacích TEXTOR (Německo), CASTOR (ČR), TJ-II (Španělsko), TORE SUPRA (Francie) a JET (Velká Británie). Paralelně také probíhaly ozařovací testy Hallových senzorů v jaderném reaktoru LVR-15 Ústavu jaderného výzkumu a na cyklotronu U-120M Ústavu jaderné fyziky v Řeži u Prahy.
Když bylo v roce 2014 rozhodnuto, že bude sada senzorů ustáleného magnetického pole instalována také na mezinárodním tokamaku ITER, byli jsme osloveni s nabídkou převzít odpovědnost za vývoj a dodání tohoto diagnostického komplexu. Na základě znalostí a zkušeností získaných během předchozího výzkumu byl rozpracován koncept Hallových senzorů založených na tenké vrstvě bismutu. Bismutové senzory vyžadovaly vyvinout kompletně novou technologii provedení senzorů, počínaje substrátem senzoru přes technologií termokompresního navařování přívodních drátů nebo pasivaci bismutové vrstvy a konče speciální vysoce citlivou vyhodnocovací elektronikou. Bylo nezbytné se vypořádat s požadavkem na vysokou přesnost měření na úrovni mikrovoltů v prostředí fúzního reaktoru nebo s méně známým rušivým planárním Hallovým jevem, který hraje roli při vysokých magnetických polích.
Navržený koncept senzorů byl na konci roku 2016 úspěšně obhájen v oponentním řízení před mezinárodní expertní komisí ITER a o dva roky později byla zahájena výroba senzorů. V současnosti koordinujeme síť domácích a zahraničních dodavatelů jednotlivých komponent tohoto diagnostického systému s termínem dodání senzorů ke kompletaci reaktoru ITER v roce 2020.
Keramicko-kovový Hallův senzor na bázi bismutu o rozměrech 6,4 mm x 6,4 mm.
Tři sektory vakuové nádoby reaktoru ITER budou osazené Hallovými senzory (červené tečky), vpravo senzorová jednotka s dvojicí senzorů.
Hallovy senzory budou v reaktoru ITER instalovány na vnějším plášti vakuové nádoby reaktoru ve třech sektorech 2, 5 a 8 rozmístěných po 120° v toroidálním směru vakuové nádoby. Senzory budou uloženy do senzorových jednotek označovaných jako OVSS (Outer Vessel Steady-state Sensor). Každá z jednotek bude obsahovat dvojici Hallových senzorů umístěných kolmo k sobě. Celkově bude na reaktoru ITER instalováno 60 senzorových jednotek OVSS.
Senzory budou měřit poloidální a radiální složky magnetického pole tokamaku v rozsahu ±2,5 T s chybou měření 4 mT. Pracovní teplota senzorů bude 90 - 100 °C, v průběhu vypékání vakuové nádoby ale teplota senzorů dosáhne až 220 °C. Celková neutronová fluence, kterou budou exponovány senzory za dobu provozu reaktoru, dosáhne přibližně 1,3×1022 n/m2. Senzory byly na tyto provozní podmínky rozsáhle testovány. Při ozařování senzorů v aktivní zóně jaderného reaktoru až do neutronové fluence 2,5×1022 n/m2 nedošlo k výrazné změně charakteristik senzorů.
Výstupní napětí senzoru v normálovém magnetickém poli při různých teplotách.
Závislost výstupního napětí senzoru na teplotě senzoru při měření konstantního normálového magnetického pole.
Ozařovací ampule se senzory vkládané do jaderného reaktoru LVR-15 v Řeži u Prahy.
Porovnání citlivosti bismutových Hallových senzorů před a po ozáření s celkovou neutronovou fluencí 2,5×1022 n/m2.
Kromě provozních podmínek byly senzory testovány také na havarijní situace včetně prudkého ochlazení senzorů na kryogenní teploty při havarijním úniku kryogenního chladiva z +200 °C na -200 °C.
Senzorová jednotka po vytažení z lázně tekutého dusíku o teplotě -200 °C
Finální senzorová jednotka vyrobená pro ITER s indiovou kapslí ve střední části jednotky umožňující pravidelnou rekalibraci integrovaného termočlánku pro měření teploty senzorů
Realizací diagnostiky ustáleného magnetického pole pro reaktor ITER výzkum a vývoj magnetických senzorů pro fúzní reaktory zdaleka nekončí. Světové fúzní laboratoře v současnosti rozpracovávají koncepční návrh prototypu energetických fúzních reaktorů DEMO. Reaktor DEMO bude demonstrovat výrobu elektrické energie jadernou fúzí a bude testovat technologie fúzních elektráren. Vzhledem ke kontinuálnímu provozu reaktoru budou Hallovy senzory tvořit důležitou součást systému diagnostiky a řízení tohoto reaktoru podobně jako v budoucích energetických reaktorech.
