Kvalita udržení - přesněji řečeno doba udržení energie čili tepelná energie plazmatu dělená výkonem energetických ztrát - je dnes totiž tím nejdůležitějším parametrem, který nás přibližuje ke zvládnutí podmínek nutných pro řízené uvolňování fúzní energie. Několik nejvýznamnějších světových tokamaků se proto soustřeďuje na provoz v H-modu a na jeho studium. V případě mezinárodního experimentu ITER, který se nyní staví ve Francii, bude nutné H-mod zvládnout jako standardní režim provozu; je to podmínkou pro dosažení předpokládaného termojaderného výkonu 500-700 MW.

První H-mod byl v tokamaku COMPASS dosažen během ohřevu plazmatu svazkem atomů, který do plazmatu dodával výkon 210 kW. Zásluhou vhodné konfigurace magnetického pole se po deseti milisekundách od začátku ohřevu objevil náhlý silný pokles světelného záření plazmatu, zatímco magnetická měření obsahu tepelné energie plazmatu i mikrovlnná měření hustoty plazmatu ukázala nárůst hodnot. Tyto údaje jasně prokázaly, že nastal očekáváný H-mod. Hned druhý den byl dosažen H-mod i bez použití ohřevu svazkem atomů, a od té doby se podařilo H-mod detailně proměřit díky několika desítkám úspěšných experimentů. Pozorovali jsme i vznik tzv. okrajových nestabilit, známých mezi odborníky jako ELM (Edge Localised Mode, mod lokalizovaný na okraj). Tyto nestability jsou průvodním jevem H-modu.

Český tokamak COMPASS je zařízení s výškou kolem 2.5 metru a s plazmatem o objemu přibližně 0.5 m3, které dokáže zvládnout fyzikální plazma o teplotách kolem dvaceti milionů kelvinů po dobu několika desetin sekundy. Magnetická konfigurace plazmatu je v tokamaku COMPASS velmi podobná konfiguraci plazmatu v mezinárodním experimentu ITER, který bude přibližně desetkrát větší než COMPASS. Díky zvládnutí H-modu tak může tokamak COMPASS přímo přispívat k podobnostním studiím procesů ve fúzním plazmatu, a to zejména v návaznosti na několik špičkových tokamaků s konfigurací podobnou experimentu ITER. K těm patří zejména německý tokamak ASDEX-U a Společný evropský torus JET.

Tokamak COMPASS je také velmi dobře vybaven řadou přístrojů k proměřování vlastností okraje plazmatu. Právě na okraji plazmatu přitom během přechodu do H-modu spontánně vzniká takzvaná transportní bariéra, která je příčinou pozorovaného zlepšeného udržení. Tato bariéra výrazně zpomaluje únik částic z plazmatu, a tím vede k rychlému nárůstu tlaku plazmatu od okraje směrem dovnitř. Dodnes přitom nejsou zcela jasné detaily fyzikálních procesů, které při vzniku transportní bariéry probíhají. Proto je velmi důležité, že tokamak COMPASS umí tuto oblast nejen vytvořit, ale pomocí řady systémů měření i přesně charakterizovat. V propojení s počítačovými simulacemi se tak našim i zahraničním vědcům a studentům otevírá možnost těmto procesům lépe porozumět. Z hlediska provozu budoucích fúzních reaktorů bude tato znalost důležitá k tomu, aby bylo během výroby energie možné co nejlépe ovládat tok výkonu z plazmatu, ohřev plazmatu a nakonec i stabilitu jeho okraje.

Zdroj: Tisková zpráva AV ČR