Dziś, 35 lat później, 35 państw z całego świata wspólnymi siłami buduje reaktor ITER, największe na świecie urządzenie fuzyjne. Konstruowany na południu Francji tokamak (ros. toroidalnaja kamiera s magnitnymi katuszkami) ITER jest projektem, którego głównym celem jest osiągniecie 10-krotnego zysku energetycznego, a tym samym wykazanie, że możliwe jest wykorzystanie kontrolowanej fuzji termojądrowej do produkcji energii na masową skalę. Ponadto, będzie to pierwsze urządzenie fuzyjne umożliwiające przetestowanie materiałów, technologii, metod diagnostyki i kontroli plazmy niezbędnych do budowy przyszłych komercyjnych urządzeń produkujących energię elektryczną.
Przed tysiącami naukowców i inżynierów z całego świata stoi wiele wyzwań, między innymi:
- opracowanie materiałów konstrukcyjnych odpornych na olbrzymie temperatury plazmy (150 milionów stopni Kelwina) oraz bombardowanie strumieniami wysokoenergetycznych cząstek,
- precyzyjny montaż kilkunastometrowych, wielotonowych elementów z dokładnością milimetrów,
- opracowanie systemów elektroniczno-informatyczne tolerujących znaczne promieniowanie jonizujące, duże strumienie neutronów oraz pole magnetyczne,
- nowe metody sterowania plazmą w celu osiągnięcia wyładowań trwających nawet kilkanaście minut.
W roku 2010 do projektu ITER dołączyli naukowcy z Katedry Mikroelektroniki i Technik Informatycznych (KMiTI) kierowanej przez prof. Andrzeja Napieralskiego. Nasz zespół naukowo-badawczy prowadzi badania w zakresie projektowania oraz implementacji skomplikowanych systemów elektronicznych i informatycznych (ang. Instrumentation and Control – I&C) na potrzeby zbierania, przetwarzania i analizy danych pochodzących z systemów diagnostycznych tokamaka ITER.
Współpraca przy tym projekcie to pokłosie wcześniejszych prac realizowanych w KMiTI na potrzeby eksperymentów fizyki wysokich energii, m.in. akceleratorów FLASH i EXFEL w ośrodku DESY w Hamburgu. Wieloletnie doświadczenie w budowie modularnych, wielokanałowych systemów elektronicznych oraz informatycznych umożliwiających zbieranie i przetwarzanie danych na potrzeby sterowania akceleratorami cząstek okazało się bardzo przydatne w przypadku systemów diagnostycznych tokamaka.
W ramach projektu ITER naukowcy z PŁ zajmują się opracowaniem metodyki projektowania i integracji złożonych systemów diagnostycznych. Należy podkreślić, że poszczególne elementy oraz systemy tokamaka ITER zostaną zaprojektowane oraz wyprodukowane w kilkudziesięciu państwach zaangażowanych w jego budowę. Systemy elektroniczno-informatyczne od początku muszą być projektowane w taki sposób, aby mogły ze sobą współpracować oraz aby dało się je łatwo połączyć i zintegrować z maszyną.
Opracowaliśmy oraz zbudowaliśmy do tej pory kilka prototypowych systemów demonstracyjnych, wykorzystaliśmy wyżej wymienione metodyki w praktyce - od projektowania poprzez implementację i testowanie, aż do integracji z centralnym systemem sterowania oraz innymi podsystemami tokamaka. Nasze doświadczenie i umiejętności zdobyte dotychczas, potwierdzone na przestrzeni dziesięcioletniej współpracy z ITER-em, zostały wysoko ocenione i od roku 2019 zostaliśmy włączeni do projektowania docelowych systemów I&C (m.in. systemu monitorowania elektronów emitowanych w plazmie), które zostaną zainstalowane w urządzeniu jako część diagnostyki plazmy.
Diagnostyka plazmy jest niezbędnym elementem tokamaka ITER, którego celem jest badanie właściwości plazmy, jej zachowania, towarzyszących zjawisk fizycznych, jak również nowych technologii i materiałów. Przeprowadzone badania naukowe pozwolą na usprawnienie procesu wytwarzania i długoterminowego podtrzymania plazmy. Poza tym, w trakcie działania tokamaka informacje z urządzeń diagnostycznych służą do ochrony i kontroli innych elementów całości. Systemy diagnostyczne muszą poprawnie pracować w ekstremalnie trudnych warunkach panujących w komorze tokamaka oraz jej otoczeniu (m.in. wysoka temperatura, silne pole magnetyczne, radiacja) oraz nie mogą zaburzać procesów zachodzących w tokamaku. Rozróżniamy dwa rodzaje diagnostyk: aktywne i pasywne. Pierwsze polegają na obserwacji rezultatu interakcji z plazmą (np. poprzez pomiar i analizę długości fal rejestrowanych po wystrzeleniu w plazmę strumienia cząsteczek). Drugie dotyczą ciągłej obserwacji efektów zjawisk zachodzących w plazmie (np. pomiar długości fal promieniowania emitowanego przez gorące cząsteczki).
Badanie zróżnicowanych właściwości plazmy wymaga zastosowania szerokiego spektrum diagnostyk różniących się ilością i częstotliwością zbierania danych. Krytyczne parametry plazmy diagnozowane są jednocześnie kilkoma odmiennymi technikami. Taka nadmiarowość podnosi niezawodność i wiarygodność otrzymanych pomiarów. W eksperymencie ITER planuje się wykorzystanie ponad 50 rozmaitych systemów diagnostycznych klasyfikowanych jako:
- magnetyczne (pomiar energii zmagazynowanej w plazmie),
- neutronowe (monitorowanie przepływu neutronów),
- optyczne (pomiar gęstości na krańcach plazmy),
- bolometryczne (pomiar energii przenoszonej przez promieniowanie),
- spektroskopijne (analiza widm promieniowania),
- mikrofalowe (określanie pozycji plazmy),
- wizyjne (ochrona komponentów wystawionych na oddziaływanie plazmy).
Jedną z ważniejszych diagnostyk tokamaka ITER, wymaganą już w pierwszej fazie uruchomienia maszyny tj. podczas wytwarzania plazmy wodorowej, jest diagnostyka elektronów emitowanych w plazmie (ang. runaway electrons). Monitorowanie „uciekających elektronów” jest niezwykle ważne dla ochrony wewnętrznych elementów maszyny, np. pierwszej ściany komory próżniowej. Zwiększona liczba uwalnianych elektronów może doprowadzić do szybkiego zużycia wewnętrznych elementów tokamaka. Z tego względu monitorowanie oraz pomiar elektronów emitowanych w plazmie jest jednym z ważnych wymagań dla wszystkich scenariuszy operacyjnych tokamaka ITER.
Diagnostyka posłuży do ochrony maszyny i zbadania procesów fizycznych zachodzących w plazmie. Do pomiarów elektronów uwalnianych w plazmie wykorzystuje się diagnostykę HXRM – twardego promieniowania X (ang. Hard X-Ray Monitor). Pracujemy obecnie nad projektem I&C systemów elektroniczno-informatycznych czasu rzeczywistego dla diagnostyki HXRM, zgodnie z metodyką opracowaną wspólnie z naukowcami z ITER-u. Równolegle prowadzone są prace nad prototypową implementacją systemu I&C. Prototypowanie obejmuje ewaluację komponentów elektronicznych, akwizycję danych, pierwsze algorytmy przetwarzania i analizy, a także archiwizację i wizualizację wszystkich niezbędnych danych.
Wnioski zebrane podczas prototypowania są nieocenione podczas projektowania systemu i pozwoliły znacząco ulepszyć architekturę docelowego systemu. Zakończenie projektu systemu planowane jest na koniec 2020 roku. Zgodnie z procedurami przyjętymi w Organizacji ITER projekt systemu I&C zostanie oceniony przez ponad 30 ekspertów z całego świata na spotkaniu przeglądowym (ang. Final Design Review) na początku roku 2021. Dalsze prace planowane na rok 2021 to budowa docelowych układów elektronicznych oraz oprogramowania dla diagnostyki HXRM, przeprowadzenie pierwszych testów systemu oraz w kolejnych latach instalacja systemu w tokamaku.
