Fizyka termojadernego syntezu i energetyki

☢️ Reakcje termojadernie

Reakcja DT

D + T → ⁴He (3,5 MeV) + n (14,1 MeV). Wielkość sekcji przekroju σ wierzchołek ~100 keV. Wartość Q = 17,6 MeV.

Reakcje DD

D + D → T (1,0 MeV) + p (3,0 MeV) lub ³He (0,8 MeV) + n (2,5 MeV). Nieduża σ, trudniejsza.

Zaawansowane materiały palne

D-³He, p-¹¹B. Mniejsza ilość neutronów. Wyższa temperatura wymagana. Proton-bor: bez neutronów.

Sekwencje przekrojowe

σ(E): średnio zgodne ze wzorem Maxwell-a. Wierzchołek DT: ~100 keV. Yields cienkiej-cele: efektywność spalania.

🔄 Kryterium Lawsonska

Warunki zapałki

nτ_E > 10²⁰ м⁻³·с dla D-T. Trójcykl: nTτ_E > 3×10²¹ keV·м⁻³·с. Zrównoważenie.

Temperatura

T ≥ 10 keV (100 milionów K). Równowaga termiczna. Plasma kolizyjna.

Czas zatrzymania

τ_E: zatrzymanie energetyczne. Zwiększenie trybu H ~2-3. Przebiegi skalowania.

Zrównoważenie

Q = P_fusion/P_input. Q = 1: zrównoważenie. Q = 10: zapałka. Cel ITER.

⚡ Tokamak

Toroidalna geometria

Тороїдальні magnetyczne pola: B_тороїдальне + B_полудинне. Stosunek bezpieczności q. Prąd plasma I_p.

ITER

500 MW termiczne, Q=10. R=6,2 m, B_т = 5,3 T. Pierwsze plasma ~2035. Międzynarodowy.

Konfinowanie magnetyczne

β = ciśnienie plasma / ciśnienie magnetyczne. β_N ~ 3-4. β_limit ~ 5%.

Wyzwania

Zniszczenia, ELMs, instytucje, tritium. DEMO dalej: komercyjny reaktor.

🌊 Stelaratory

NE symetryczne

Toroidalne non-axisymmetric. Brak obwodu plasma. Stan ciągły. Optymalizowane spędy.

W7-X

Wendelstein 7-X: działający w Niemczech. Optymalizowany polifizyczny pole. Zawodowy stelarator.

Wyznacza się zalety

Stan ciągły, brak interwałów, stabilność. Złożoność geometryczna: system spędów.

Buduce

Optymalizacja: zmniejszony transport neoklasyczny. 3D spędy, kształtowanie pola obliczeniowe.

🔬 Fizyka plasma

Stabilność MHD

Tryby kinka, rozdarcia, owłoszenia. Granica β, bezpieczeństwo q. Stabilizacja kinka.

Transport

Neoklasyczny, turbulentny. Skalowanie GyroBohm: konfinowanie energii τ_E.

Ogrzewanie

ECRH (cyklotron elektronowy), NBI (przepływ neutralny), ICRH (cyklotron ionowy). Pomoce dodatkowe, cząsteczka alfa.

Tryb H

Pedestal, bariera transportu na krawędzi. Zwiększenie H ~2-3. Mitigacja ELMa.

🌊 Inertalna konfekcja

Zderzakowe fuzje laserowe

NIF (National Ignition Facility): 192 zderzaki, hohlraum, kompresja celu. Yields.

Ignicja

W 2022 roku NIF: osiągnięto Q > 1. Yeld 3,15 MJ > 2,05 MJ wprowadzonej energii. Plazma palącą.

Wyzwania

Symetria, odporność, efektywność. Fabrykacja celu, powtarzalność.

Zastosowania

Opiekę nad zapasami, fizykę wysokoprzepustową. Energetyka konfekcyjna inertialna.

📊 Grafiki i diagramy

sekcja krzywej przekroju ścinającego DT (DT)

σ(E) vs E:

DT: najwyższy przekrój ścinający wśród reakcji D. Wysoka wartość wokół 100 keV. Moc fuzyjna P ~ n².

kryterium Lawsona

trójkrotne iloczyn:

poprawienie konfinowania wymaga. tryb H, optymalizowanych polech magnetycznych.

σ(E) peak ~ 100 keV Maxwell-averaged <σv> Effective at T ~ 10-20 keV Q-value: 17.6 MeV

🧪 Przykłady praktyczne

Przykład 1: ITER

500 MW termalny, Q=10. 35 krajów. Pierwsze plasma około 2035 roku. DEMO jako kontynuacja.

Przykład 2: NIF 2022

Ignycja: osiągnięto Q > 1. YIELDS > 3,15 MJ > 2,05 MJ wprowadzonej energii. Znaczący cel plasma gorącej.

Przykład 3: JET

tokamak europejski: maksymalny Q_max ~ 0,67. Rekord D-T. 59 MJ wyprodukowano. Optymalizacja trybu H-mode.

Przykład 4: W7-X

stellator: optymalizowany pol pole. Zdolny do stanu stałego. Zaawansowane wąskie przewody heliczne.

Spróbuj to na żywo

Wszystko powyżej działa w Twojej przeglądarce — otwórz SPH Fluid i zmieniaj parametry podczas jego działania. Nie ma nic do zainstalowania, nie jest wysyłany żaden plik, cała modelika istnieje tylko w jednym okienku.

Wypróbuj na żywo

Wszystko powyżej działa bezpośrednio w Twojej przeglądarce — otwórz SPH Fluid i zmieniaj parametry podczas działania. Nic nie jest instalowane ani przesyłane na serwer, cały model działa w jednej karcie.