Fúzió mágneses bezárással

Forró plazma a tokamak mágneses mezőjében

Fusion révén mágneses összetartó ez a legszélesebb körben követett fejlődési utat a műszaki generációs elektromos energiát a nukleáris fúzió . A kereskedelemben felhasználható villamos energia mágneses bezáráson alapuló reaktorral történő előállításának fogalma mágneses fúziós energiának vagy röviden MFE-nek is nevezik . Általánosságban elmondható, hogy a fúziós energia mágneses bezárással történő előállításának módja fejlettebb és ígéretesebb, mint az inerciális fúzió, amelyet szintén megvizsgáltak .

A jelenleg kifejezetten a könnyebb atommagok nehezebbé olvadására irányuló projektekben a deutérium és a trícium hidrogén izotópjait használják, amelyek -4 héliummá alakulnak át (lásd még magfúziós reaktor ). Egyetlen fúziós reakció akkor következik be, amikor a deutérium és a trícium mag nagyon közel kerül egymáshoz. A pozitív töltésű magok kölcsönös elektrosztatikus taszítása miatt ez csak a reaktánsok 10–20 keV tartományban eső nagyon magas mozgási energiájával érhető el , ami 100–250 millió Celsius-fok körüli hőmérsékletnek felel meg. Ezen a hőmérsékleten az atommagok és az elektronok elválnak egymástól, és plazmát képeznek .

Egy ilyen plazma nem zárható be anyagi edényekbe, mivel ha megérintette a hideg falakat, azonnal annyira lehűl, hogy a plazmaállapot véget ér. Az ilyen forró plazma korlátozásának egyik módja a megfelelő alakú mágneses mezők használata. A mozgó, töltött plazma részecskékre kifejtett hatásuk ( Lorentz-erő ) távol tarthatja őket az érfaltól. Ha valaki a mágneses edényében lévő plazmát folyadéknak tekinti , akkor kifelé irányított nyomását a befelé irányított mágneses tér nyomása kompenzálja (formális aritmetikai változó, amely nem érthető egyértelműen mechanikus nyomásként). A szükséges 1 bar nagyságrendű plazma nyomást másodpercek és percek alatt fenntartani lehetett a korábbi kísérletek során.

A lehetséges mágneses térelrendezések sokféleségéből két toroid geometriájú koncepció jelent meg a legígéretesebbnek: a tokamak és a sztellarátor . E kísérletek közül a legnagyobbak

• a tokamak JET (1983 óta működik), amellyel rövid ideig megawattos skálán fúziós energiát állítottak elő,
• a Heliotron LHD (1998 óta működik),
• a Wendelstein 7-X sztellarátor (2015 óta működik), amelynek állítólag 30 percig stabil plazmát kell fenntartania a fúzióval kapcsolatos paraméterekkel,
• a tokamak ITER (az építés 2006-ban kezdődött, a tervek szerint 2025-ben fejeződik be), amellyel az első fúziós áram „nettóját” (azaz a fűtési teljesítményigényt meghaladó) kell előállítani.

Minden korábbi kutatási erő stabil plazmák előállítására irányul az említett hőmérsékleti tartományban, hosszabb ideig. A TFTR ( Tokamak Fusion Test Reactor , USA) és a JET növényekben végzett néhány kísérlet kivételével nem deutérium-trícium keveréket használtak, hanem közönséges hidrogént vagy bizonyos esetekben tiszta deutériumot.

Plazma bezárása mágneses mezők miatt

A feltöltött részecskék (elektron és proton) spirális mozgást hajtanak végre a mágneses mező mező vonala körül.

A fúzió a mágneses bezárással a Lorentz-erőn alapul . Ez a töltött plazma részecskéket, elektronokat és ionokat tartja a mágneses mezőben a spirális utakon. Az ilyen részecskepálya elképzelhető a mágneses mező vonala mentén történő mozgás és - arra merőleges - a mező vonala körüli körmozgás (giráció) kombinációjaként .

A legegyszerűbb mágneses bezárás hosszú mágnesszeleppel érhető el . Az ilyen tekercs mágneses tere párhuzamosan van a tekercs tengelyével; megakadályozza a részecskék sugárirányban történő elvesztését, de nem a tengely mentén, azaz a tekercsvégeken. A végveszteségek elkerülésére lényegében két módszer létezik. Az egyiknél megpróbál mágneses tükröket építeni a tekercs végein, a másikkal bizonyos mértékben meghajlítja a mágnesszelepet, hogy zárt gyűrűt ( tórust ) képezzen .

Mágneses tükrök

A fúziós kutatások kezdeti éveinek aktív kutatási területe a mágneses tükör elrendezése volt (technikai szakzsargon: "tükör gépek"), mivel ezek gyakorlati és technikai értelemben nagy előnyökkel járnak a toroid elrendezésekkel szemben, pl. B. a karbantartási munkák és az alkatrészek cseréje tekintetében. A tervezett tükörgépek többsége nem tekercses mágneses mezőkkel próbálta korlátozni a tekercs végeinek plazmáját. Noha az egyszerű tükör , a palacknyak alakú mezővonallal, nem elegendő a forró fúziós plazma helyben tartásához, további, többé-kevésbé bonyolult alakú mágnesekkel elérhetjük, hogy a mezővonalak nagyrészt visszahajlanak a bezárási térfogat, így a gyors részecskék is zárva maradhatnak. Szimmetria okaiból azonban van egy olyan pont, amely a részecskék számára átjárható minden tükörkonfigurációban. Ez egyértelműen azt jelenti, hogy van egy olyan mezővonal, amely nincs lezárva az edény belsejében, hanem kivezet a bezárási területről. Még a fejlett kialakítások sem (például az MFTF kísérletben) soha nem tudják ezt teljesen megakadályozni.

Toroidális elrendezések

Tisztán toroid mágneses térben az elektronok és ionok a szükségszerűen inhomogén mágneses térerősség miatt kisodródnak a bezárási területről. Ezek a sodródások megszakítják egymást egy spirálisan csavart mágneses mezőben.

Egy kizárólag toroid mágneses tér nem tartalmazhat töltött részecskéket a gradiens és a görbület sodródása miatt (lásd az ábrát): A tekercsek toroid elrendezésével a mágneses térerősség szükségszerűen nagyobb belülről, ahol a tekercsek közelebb vannak egymáshoz, mint kívülről . Az elektronok és az ionok ezért nem pontosan körkörös csavarmozgásokat hajtanak végre a terepi vonalak körül, de csavarpályáik görbülete valamivel keskenyebb a tórus belseje felé, mint kívül. Az elektronok és ionok részecskepályái ezért az ábrán látható módon felfelé és lefelé sodródnak. A kapott töltéselválasztás függőleges elektromos teret hoz létre. Ez az elektromos mező a mágneses térrel együtt további sodródáshoz vezet, amely a részecskéket kifelé viszi, és így elpusztítja a bezártságot.

A kiút használni a poloid összetevője a mágneses mező mellett a toroid egyik , hogy a mágneses erővonalak szél körül spirálisan tórusz. A mezővonalukat követő plazmarészecskék így felváltva tapasztalnak egy sodródást a plazmaközpont felé és attól távol, így általában nem történik töltéselválasztás.

Különbséget tesznek a tokamak és a sztellarátor között a poloid mágneses térkomponens keletkezésének módja szerint: A tokamakban ezt a plazmában áramló indukált áram okozza (a plazma stabilitása szempontjából hátrányos), a stellarátor esetében , különösen összetett mágneses tekercsek.

A mágneses bezárás rendszerének kiépítésére tett korai kísérlet volt a csillagkép , amelyet Lyman Spitzer fejlesztett ki 1951-ben (a latin stella "csillagtól", utalásként a csillagokban végzett magfúzióval történő energiatermelésre). Ez lényegében egy két félgyűrűre osztott tóruszból állt, amelyek felét két egyenes, egymást keresztező cső nyolc alakot alkotta. Ennek az az eredménye, hogy a pálya során belülről kifelé vándorló részecskék a fél nyolcon keresztül ismét a belsőben vannak, amikor belépnek a nyolc másik felébe. Az újabb sztellarátor-koncepciókban ennek a sodródásnak az átlagolása úgy valósul meg, hogy a mágneses mező miatt a plazma folyamatosan a saját tengelye körül forog a középső kört követve.

1968-ban először tették közzé a tokamakra vonatkozó orosz kutatási eredményeket , amelyek eredményei messze beárnyékolták az összes korábban versengő fúziós reaktor koncepciót, legyenek azok mágnesesek vagy sem. Azóta a tokamak elv a mágneses bezárás legszélesebb körben használt fogalma. Tokamakban egy poloidális mezőt hoz létre a plazmában áramló áram. Ez a poloid tér a tekercsek által létrehozott toroid mezővel együtt a mező vonalak elcsavarodásához vezet. A sztellarátorral ellentétben, ahol a mágneses tér háromdimenziós felépítésű, a tokamakban kétdimenziós, azaz. H. forgásszimmetrikus a tórus tengelye körül.

A sztellarátor mágneses fluxusának felülete, példaként szolgál a Wendelstein 7-X konfigurációja. Beépítettek a poloid keresztmetszetek (Poincaré-ábrák) , amelyek a mágneses mező vonalak által kialakított beágyazott fluxusfelületeket mutatják be, részletek a szövegben.

A toroid körben a spirálisan csavart mágneses mező vonalak hagymaszerű beágyazott mágneses fluxus felületeket képeznek a központi mágneses tengely körül. Mivel a terepi vonalak nem keresztezhetik egymást, az egyes folyami területekhez rögzített csavar ( rotációs transzformáció ) rendelhető. További zavarok nélkül a töltött részecske mindig ugyanazon a fluxusfelületen mozogna, amelyen toroidálisan és poloidálisan forog. Ez ütközések révén egyensúlyt teremt a folyó felszínén lévő plazma részecskék között, azaz. Ez azt jelenti, hogy a folyó felszínén termodinamikai mennyiségek rendelhetők hozzájuk, pl. B. közös hőmérséklet és sűrűség, ezáltal közös nyomás. Az ábra egy ilyen folyóterületet mutat a bal oldalon, néhány jelzett mezővonallal. A bemutatott csillagkép esetében ez az áramlási felület háromdimenziós felépítésű; tokamak esetén folyamatosan forgásszimmetrikus lenne a tórus tengelye körül . A jobb és az alatta keresztmetszetek (Poincaré-ábrák) láthatók, amelyek a mező vonalak metszéspontjait képviselik egy poloid keresztmetszeten keresztül. Az egyik felismeri az elzárt területen lévő lezárt folyami területek beágyazott szerkezetét. A kép jobb oldalán a számított Poincaré-diagram látható egy banán alakú keresztmetszetű poloid síkra a Wendelstein 7-X mágneses konfigurációjában . Az alábbi grafikonon a Wendelstein 7-AS mért áramlási területei láthatók : A mezővezetékek metszéspontjait egy síkon át - ezen a ponton - háromszögletesebb keresztmetszettel egy fluoreszcens közeg teszi láthatóvá a repülőgép. A hamis zöld és barna színekben mutatott pontokat több mint 50 000 plazmakísérlet előtt és után mértük 14 év alatt, és azt mutatják, hogy ezek a terhelések nem változtatták meg a moduláris tekercselrendezést.

Általánosságban elmondható, hogy a plazma részecske a kívánt mértékben közelít az áramlás felületének bármely pontjához, miközben mozog. Kivételt képeznek azok a folyami területek, amelyeken a csavarodás ( forgásváltozás ) ahhoz vezet, hogy a mező vonalai néhány fordulat után bezárkóznak magukba. Az ilyen „racionális fluxus területek” érzékenyek a kisebb mágneses tér zavarokra, amelyek szigetszerű mágneses tér struktúrákhoz vezethetnek, amint azt a jobb oldali ábra, a tartási terület szélén jelöli. Az ilyen rögzített vagy dinamikusan fejlődő szigetek gyenge pontokat vagy lyukakat képviselnek ebben a mágneses ketrecben, és a plazma elvesztéséhez vezethetnek.

A plazma befogadásához szükséges mágneses mezők erős (20 kA nagyságrendű) áramokat igényelnek nagy tekercsekben. Az áramerősség határozza meg az elérhető plazma nyomást. Egy erőműben több bar plazma nyomást kell elérni; ez megfelelő szupravezetőkből készült tekercsekkel érhető el .

A toroidális gépek néhány újabb konfigurációja a "fordított mező csipet" és a "lebegő dipólus kísérlet".

Kompakt tori

Kompakt tori, pl. B. a Spheromak és az FRC (Field-Reversed Configuration) megpróbálja ötvözni a zárt mágneses felületek jó elszigetelési tulajdonságait a központi tekercs nélküli gépek egyszerűségével.

A Lawson-kritérium nem teljesül

A plazmafizikai fejlesztési munka alapvetően azt a célt követi, hogy megközelítse a Lawson-kritériumot . Stacey ezt képletesen a plazmakutatás „szent grálájának” nevezi ; egy plazma ebben az állapotban külső energiaellátás nélkül „égne”.

Amikor megpróbálja ennek megfelelően növelni a plazma részecskesűrűségét, hőmérsékletét és az energia bezáródási idejét, az összes említett fogalom nehézségekbe ütközik. Néha a mágneses bezárást összehasonlítják azzal, hogy megpróbálnak egyenletesen megszorítani egy lufit - a levegő többször is új helyeken fogja kiiktatni a lufit. Az ilyen instabilitások fontos szerepet játszanak, mivel a plazma kitörhet az elzárás területéről és érintkezésbe kerülhet az ér falával. Amikor ez megtörténik, az edény falának nehéz részecskéi (pl. Szén vagy vas) (acél vagy más fémek) feloldódtak (" porlasztás " vagy " porlasztás ") összekeverednek a plazmával, és a hőmérsékletét a fékező sugárzás kibocsátása fölé állítják lefelé. . A turbulencia nagyon fontos szerepet játszik : részecskék és energia szállításához vezet a plazmából, ami csökkenti az energia befogadási idejét.

Az 1990-es évek óta jelentős előrelépés történt mind a részecskesűrűség, mind a hőmérséklet és az energia befogadásának idejére vonatkozó három érték közelítése a plazmák "égetéséhez" szükséges értékekhez, mind az érintett folyamatok tudományos megértése. A JET kísérleteiben rövid ideig akár 16 megawatt fúziós teljesítmény érhető el, és megvizsgálható a héliummag (alfa részecskék) viselkedése gyengén égő plazmákban.

Az elektromágneses hullámok fecskendezhető be a plazma és a használt , hogy befolyásolja a pályáját a plazma részecskék és meghajtó áramok hoznak létre a mágneses mezők határoló a plazmában. Ezeket és a plazmakutatás egyéb eredményeit és előrelépéseit nagyrészt tokamakkal végzett kísérletek révén érték el.

Fúzió a nettó energianyereséggel a Lawson-kritérium elérése nélkül

A Lawson-feltétel szükséges a nukleáris fegyverek és az inerciális fúziós reaktorok működéséhez. A mágneses bezárás koncepciója esetén ezt nem kell teljesíteni, mert itt tovább lehet melegíteni a plazmát, miközben az fúziós energiát szolgáltat. A nettó energianyereséghez csak az szükséges, hogy a hasznos fúziós teljesítmény meghaladja a szállított fűtőteljesítményt; erre az irodalomban néha - más inklúziós módszerek esetében is - tudományos megtérülésként hivatkoznak . Ezt az esetet először az ITER-rel kell végrehajtani. A fúziós teljesítmény az erősítési tényező értelmében a további fűtőteljesítményhez kapcsolható : ${\ displaystyle Q_ {p}}$

${\ displaystyle Q_ {p} = {\ frac {\ mbox {Fúziós energia}} {\ mbox {külső fűtési teljesítmény}}}}$.

A teljesített Lawson-kritérium megfelelne . A létesítményben a JET- et 1997-ben érték el . a már említett tudományos megtérülés . A következő „mérföldkő” ezen a fejlődési úton a mérnöki megtérülés lenne , vagyis olyan fúzió, amely meghaladja az erőmű teljes önfogyasztását, beleértve a hűtést stb. Az általános gazdaságos energiatermeléshez szükséges mennyiség valószínűleg meghaladja a 10-et.${\ displaystyle Q_ {p} = \ infty}$${\ displaystyle Q_ {p} = 0 {,} 65}$${\ displaystyle Q_ {p} = 1}$${\ displaystyle Q_ {p}}$

Az ITER-t ≈ 10 értékre tervezték. Sokkal magasabb értékeket nem lehet elérni az ITER technológiájával, mert az ott lévő fűtési rendszerekre is szükség van az eredendően instabil plazma szabályozásához. ${\ displaystyle Q_ {p}}$

A későbbi erőreaktorokat valószínűleg úgy is megtervezik, hogy a Lawson-kritérium ne teljesüljön, hanem egy további vezérlési lehetőség megtartása érdekében továbbra is szükség van egy gyenge kiegészítő fűtésre, például a fúziós teljesítmény néhány százalékára.

irodalom

• Friedrich Wagner : Útban a fúziós erőmű felé - szervezett és önszerveződő mágneses bezárás . Physik Journal 8 (2009), 8/9. Szám, 35–41
• Weston M. Stacey: Fúzió. Bevezetés a mágneses záró fúzió fizikájába és technológiájába. Wiley-VCH, 2010, ISBN 978-3-527-40967-9 , korlátozott előnézet a Google könyvkeresőben.
• CM Braams és PE ​​Stott: Nukleáris fúzió. Fél évszázados mágneses bezárási fúziós kutatás . IOP Publishing, Bristol 2002, ISBN 0-7503-0705-6 .

web Linkek

• EFDA-JET webhely
  • JET Képgaléria
• Culham Fúziósenergia-központ, CCFE
• Max Planck Plazmafizikai Intézet
• A mágnesesen zárt plazmák fizikája (PDF; 2,1 MB)
• "A General Atomics üzemelteti a San Diego-i székhelyű DIII-D létesítményt "

dagad

1. ↑ A Helmholtz Egyesület Resonator Podcast : Tokamak és Stellarator (30. rész, 2015. április 25.)
2. ↑ http://www.ipp.mpg.de/de/aktuelles/presse/pi/2015/12_15
3. ↑ M. Otte, R. Jaenicke: Mágneses fluxus felületmérések a Wendelstein W7-AS-nél. (pdf; 3,2 MB) (Az interneten már nem érhető el.) In: Stellarator News - 100. szám . James A. Rome az Oak Ridge Nemzeti Laboratóriumban, 2005. szeptember, 2–5. Oldal , az eredetiből 2016. július 14-én archiválva ; megtekintve 2016. július 14-én . Információ: Az archív linket automatikusan beillesztették, és még nem ellenőrizték. Kérjük, ellenőrizze az eredeti és az archív linket az utasításoknak megfelelően, majd távolítsa el ezt az értesítést. @ 1@ 2Sablon: Webachiv / IABot / web.ornl.gov 
4. Ennis Dennis Whyte és mtsai. ( MIT ): Kisebbek és hamarabb: Hogyan lehet a szupravezetők új generációja felgyorsítani a fúzió fejlődését . Fusion Power Associates 2012, 31. éves találkozó és szimpózium, Washington, DC, 2012. december.
5. ↑ ^{a b c} Stacey, Fusion (lásd az irodalomjegyzéket), 9. oldal
6. ↑ M. Keilhacker, JET deutérium-trícium Eredmények és azok következményeit, honlapján EUROfusion. Letöltve: 2016. augusztus 16.
7. ↑ JS Brzosko ei al.: Megjegyzések a tudományos nyereség elérésének megvalósíthatóságáról egy plazma fókuszgéppel. In: E. Panarella (Szerk.): A nemzetközi fúziós kutatás jelenlegi trendjei , Plenum Press, 1997
8. ↑ SA Slutz és munkatársai: A sűrített deutérium-trícium gyors felmelegítésével és az egyenletes skálázással előállított szubjektionfúziós hozamok. A plazma fizikája 11. évfolyam (2004) 3483. oldal, doi : 10.1063 / 1.1753574
9. ↑ J. Hiwatari et al.: Plazma szükséges teljesítményt egy tokamak reaktor generálni nettó elektromos energiát. Journal of Plasma and Fusion Research 78. évfolyam, 10. szám (2002), 991. oldal, [1]
10. ^ J. Hiwatari és mtsai: A Tokamak plazma teljesítményének várható jövedelmezőségi feltételei a fúziós energia fejlesztéséhez. Journal of Plasma and Fusion Research 81. évfolyam, 11. szám (2006), 903–916. Oldal, [2]