nükleer füzyon reaktörü

Yapım aşamasında olan ITER tokamak'ın 18 sektöründen birinin modeli ( boyut karşılaştırması için sağ altta bir kişi)

Bir nükleer füzyon reaktörü ya da bir füzyon reaktörü olan bir teknik sistemi , nükleer füzyon ve döteryum ve trityum kontrollü bir şekilde gerçekleşir bir şekilde nükleer reaksiyon . Bir füzyon santralinde elektrik üretmek için uygun olacak füzyon reaktörleri henüz mevcut değil. Bu hedef 1960'lardan beri sürdürülüyor olsa da, yüksek teknik engeller ve ayrıca beklenmedik fiziksel olaylar nedeniyle ancak yavaş yavaş yaklaşıyor.

Araştırma şu anda (2020) 'dir odaklanmış Tokamaklar ve Stellatörler . Bu reaktör konseptleri, manyetik sınırlama tekniğine dayanmaktadır . Birkaç gram döteryum-trityum gazı karışımı boşaltılmış, birçok metreküp, toroidal bir kaba yerleştirilir ve 100 ila 150 milyon Kelvin'e ısıtılır. Bu sıcaklıklarda elektronlar ve atom çekirdekleri birbirinden ayrılır ve elektriksel olarak iletken bir plazma oluşturur . 10 Tesla'ya kadar manyetik alan oluşturan süper iletken elektromıknatıslar , toroidal plazma odasının etrafına yerleştirilmiştir . Bu manyetik alan, plazmayı duvarlara temas etmeyecek şekilde oda içinde hapseder. Duvarla temas ederse plazma hemen soğuyacak ve reaksiyon çökecektir. Parçacık yoğunluğu teknik tekabül vakum . Güçlü ekzotermik nükleer reaksiyon, hızlı atom çekirdeklerinin çarpışması yoluyla gerçekleşir. Bu süreçte, yüksek enerjili nötronlar serbest bırakılır. Nötronlar , elektrik üretmek için kullanılacak olan enerjilerini battaniyede (dış ceket) ısı olarak verirler .

Avrupa'nın en önemli araştırma reaktörleri Tokamaklar olan JET içinde Culham içinde Büyük Britanya ve Yükseltme ASDEX içinde Münih yakınlarındaki Garching'de iyi Stellaratör kadar Wendelstein 7-X in Greifswald . En umut verici proje, 2007'den beri Güney Fransa'da Cadarache'de yapım aşamasında olan bir tokamak olan uluslararası araştırma reaktörü ITER'dir . ITER'in amacı, teknik olarak kullanılabilir enerjinin bu şekilde elde edilebileceğini göstermektir. ITER'deki ilk hidrojen plazması 2025'te üretilecek, en erken 2035'te bir döteryum-trityum plazması olması bekleniyor.ITER ile kazanılan bilgiler , üreme yapacak olan gösteri enerji santrali DEMO'nun inşası için temel oluşturmalıdır. yeterli trityum ve birkaç 100 MW'ı güç şebekesine güvenilir bir şekilde besleyin.

Wendelstein 7-AS , 2002 yılına kadar Garching'de çalıştı

Greifswald'daki Wendelstein 7-X'in dış gemisinin görünümü (2011)

Geleceğin potansiyel enerji kaynağı

Nükleer füzyon reaktörlerinin geliştirilmesiyle, felaket kazaları riski olmadan ve uzun ömürlü radyoaktif atıkların atılmasına gerek kalmadan neredeyse tükenmez bir enerji kaynağının geliştirilmesi umulmaktadır . Nükleer füzyon reaktörleri elektrik üretimi için teknik olgunluğa ulaşırsa, mevcut bilgilere göre 2050'den önce ilk ticari reaktör beklenemez. Teknolojinin kabul görmesi ve ekonomik olması koşuluyla 21. yüzyılın son çeyreğinde büyük ölçekli kullanım öngörülebilir. Bugün (2020) karlılık konusunda herhangi bir açıklama yapılamaz. Diğer elektrik üretim yöntemlerine kıyasla gelecekteki bölgesel avantajlar ve dezavantajlar, reaktör inşaat veya ithalat maliyetleri, radyoaktif atıkların finansmanı, işletimi, sökülmesi ve bertarafı için yapılan harcamalar ve o zamanki geçerli elektrik fiyatı güvenilir bir şekilde tahmin edilemez.

Öykü

Basit Araştırma

Geliştirilmesi sırasında atom bombası , Edward Teller , Enrico Fermi ve diğer bilim adamları kontrollü nükleer füzyon yoluyla elektrik üretmek için ilk taslaklarını sundu. Bir konsept, füzyon için birkaç milyon Kelvin'e ısıtılması gereken döteryum-trityum plazmasını çevrelemek için bir manyetik alan kullanımını öngördü. İkinci Dünya Savaşı'ndan sonra, İngiltere'de nükleer füzyon kullanımına ilişkin ilk sivil araştırma programı bu temelde başlatıldı. George Paget Thomson ve Moses Blackman , plazmanın halka şeklindeki hapsi fikrini takip ettiler. Isıtma için yüksek frekanslı elektromanyetik dalgalar sağlandı.

İlk yıldızcılar ve tokamaklar

Sonraki yıllarda bu konsept ABD ve Sovyetler Birliği'nde birbirinden bağımsız olarak iki farklı şekilde daha da geliştirildi. ABD'de, Lyman Spitzer geliştirilen Stellaratör bir parçası olarak 1951 den araştırılmış davranış olan, Matterhorn ve Sherwood projelerinde de Princeton Üniversitesi, diğerleri arasında .

Bir manyetik alan, manyetik hapsetme için alan çizgilerinin iç içe simit yüzeyleri içinde ilerlediği parçacıkları sınırlamaya hizmet etmelidir. Kısa süre sonra, bu tür akı alanlarına stellaratörde kolayca erişilemeyeceği anlaşıldı . Bunun teorik temeli ancak kademeli olarak geliştirildi. Yeterince güçlü bilgisayarlar sayesinde gerekli hesaplamalar ancak 20. yüzyılın sonlarına kadar yapılamadı; bu , 2015'te ilk plazmasını üreten Wendelstein 7-X stellaratörünü inşa etmeyi mümkün kıldı .

1950 ve 1951'de, Andrei Sakharov ve Igor Tamm , Sovyetler Birliği'nde tokamak adlı başka bir manyetik hapsi yöntemini denediler . Bu konsepte göre, akımın akışıyla plazmanın kendisinde oluşturulan bir manyetik alan hapsetmede yer alır; plazmadaki akım da ısınmasına katkıda bulunur. Sovyet T3 tokamak'ında 1968'de 10 milisaniyenin üzerinde 10 milyon Kelvin ile şaşırtıcı bir sıcaklık rekoru kırıldı. Bunun Batı'da bilinmesinden sonra, daha basit tokamak tasarımı, sonraki tüm ilgili deneylerin temeli haline geldi.

AB ve ABD'de ilk başarılar

Nükleer füzyondan enerji üretmeye yönelik ilk girişimler birbirinden bağımsız olarak ve askeri gizlilik altında gerçekleştirilmişti. 1956'da Sovyet atom bombası programının eski başkanı Igor Wassiljewitsch Kurchatov , İngiltere'deki Harwell araştırma merkezinde verdiği bir konferansla gizliliği bozdu . 1958'deki ikinci uluslararası Cenevre nükleer konferansında , büyük teknolojik zorluklar da göz önünde bulundurularak, sonuçların açıklanması ve uluslararası işbirliğinin güçlendirilmesi ilk kez kararlaştırıldı.

Avrupa'da, altı ülkenin başlangıçta nükleer enerji ve nükleer araştırma alanında birlikte çalışmayı üstlendiği 1958'de Euratom Antlaşması imzalandı. 1973 yılında , şu anda en büyük tokamak olan Culham'da (İngiltere) Ortak Avrupa Torus'u (JET) inşa etmeye karar verildi . 1983 yılında reaktör devreye girdi. 9 Kasım 1991'de JET, ilk kez kontrollü nükleer füzyondan önemli miktarda enerji salmayı başardı. Bir döteryum-trityum plazması, iki saniye boyunca 1.8 megavat güç sağladı. 1997 yılında, plazma ısıtması için 24 megavat gerekli olmasına rağmen, 16 megavatlık bir füzyon gücü elde edildi.

1968'deki Sovyet sıcaklık rekorundan bu yana, Amerikan Princeton Üniversitesi , yıldız kavramına ek olarak tokamak projeleri üzerinde yoğun bir şekilde çalışıyordu. At Tokamak Fusion Testi Reaktörü içinde (TFTR) Princeton Plazma Fiziği Laboratuvarı (pppl), benzer başarılar yarışan Avrupa JET itibariyle elde edildi; 1994 yılında 10.7 megavatlık bir füzyon gücüne ve 1995 yılında 510 milyon Kelvin'lik bir plazma sıcaklığına ulaşıldı. TFTR 1983'ten 1997'ye kadar faaliyetteydi. 1999'dan 2016'ya kadar, Ulusal Küresel Torus Deneyi'nin (NSTX) halefi üzerinde araştırma yapıldı .

Uluslararası projeler ve planlar

İlk pratik, sürekli çalışan ve ekonomik olarak uygulanabilir füzyon reaktörünün bulunabilmesi için çok çeşitli alanlarda çok sayıda teknik zorluğun üstesinden gelinmesi gerekmektedir. Füzyon enerjisinin sivil kullanımının geliştirilmesi, yüksek maliyetler nedeniyle uluslararası projelerde de teşvik edilmektedir. Manyetik sınırlama yöntemi neredeyse sadece dünya çapında kullanılmaktadır .

Temmuz 2020'de, ITER füzyon reaktör deneyinin inşaatı, 2025'te planlanan bir tamamlama ile başladı.

Aralık 2020'de Çin deneysel nükleer füzyon reaktörü HL-2M ilk kez açıldı.

Yine Aralık 2020'de Güney Kore Füzyon Enerjisi Enstitüsü, KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) test tesisindeki bir plazmanın 20 saniye boyunca 100 milyon Kelvin'in üzerinde tutulabileceğini bildirdi. geçen yıl.

2021'de Commonwealth Fusion Systems, MIT ile işbirliği içinde , ARC konseptine dayalı SPARC adlı kompakt bir tokamak için bir test tesisi inşa etmeye başlamayı planlıyor . Odak noktası için ARC standları bir , ffordable = uygun fiyatlı r , obust c kompakt ompact =. 1.85 m'lik bir yarıçap ile 140 MW'lık bir çıktı elde edilecektir. Bu amaçla, Q ~ 11 ile kendi kendine yeten bir nükleer füzyon elde etmek için yüksek sıcaklıklı süper iletkenlerin yardımıyla yaklaşık 12 Tesla'lık bir manyetik alan oluşturulur .

Fiziksel temeller

Döteryum-trityum reaksiyonu

Bir döteryum ve bir trityum atom çekirdeği birleşerek bir helyum çekirdeği oluşturur ve hızlı bir nötron serbest bırakır.

Bir nükleer füzyonda, atom çekirdekleri yeni bir çekirdek oluşturmak için birleşir. Bu tip birçok nükleer reaksiyon enerji açığa çıkarır. Güneş tarafından yayılan enerji de nükleer füzyon süreçlerinden gelir . Merkezinde hidrojen, proton-proton reaksiyonunda ve CNO döngüsünde 200 milyar barlık bir basınç altında yaklaşık 15 milyon Kelvin'de birleşerek helyum oluşturur . Ancak aşırı basınç nedeniyle bu işlemler yeryüzünde kullanım için uygun değildir.

İki atom çekirdeği arasında bir füzyon reaksiyonunun meydana gelmesi için, birbirlerine çok yakın, yaklaşık 2,5 femtometreye yaklaşmaları gerekir (bkz. Güçlü nükleer kuvvet ). Bu, büyük bir enerji harcaması (yüksek sıcaklık) ile üstesinden gelinmesi gereken elektriksel itme ile dengelenir. Teknik enerji üretimi için uygun füzyon reaksiyonları, parçacık hızlandırıcıların kullanıldığı araştırmalardan iyi bilinmektedir. Ancak hızlandırıcı deneylerinde, aygıtı çalıştırmak için reaksiyonun ardından serbest bıraktığından çok daha fazla enerji harcanır; net enerji kazancı, yani bir santralin işletilmesi bu şekilde mümkün değildir.

Einstein'ın E = mc ² formülüne göre bir nükleer füzyonun maddeyi enerjiye dönüştürebilmesi için , kaynaşan iki çekirdeğin kütlesi, oluşan çekirdek ve parçacıkların kütlesinden daha büyük olmalıdır. Bu kütle farkı enerjiye dönüştürülür. Zaman kütle farkı, özellikle büyük olan helyum -4 oluşturulur izotopları arasında hidrojen . Bunlar ayrıca füzyondan önce üstesinden gelinmesi gereken en küçük elektriksel itmeye sahiptir, çünkü her biri yalnızca tek bir temel yük taşır. Eşit oranlarda döteryum (D) ve trityum (T) karışımı bu nedenle bir füzyon yakıtı olarak tasarlanmıştır:

${\ displaystyle \ matematik {D + T \ \ rightarrow \ \! ^ {4} He + n + 17 {,} 6 \; MeV} \ \}$

Bu reaksiyon aynı zamanda , teknik olarak sadece ulaşılabilir olan plazma sıcaklıklarında bile yeterince büyük olan - reaksiyon olasılığını karakterize eden - etkili bir kesit ile karakterize edilir . Füzyon santralleri için tüm gerçekçi konseptler bu nedenle bugüne kadar (2016) bu reaksiyona dayanmaktadır.

Manyetik plazma hapsi ile füzyon

Füzyon reaktörleri için bugüne kadarki en umut verici konseptler, dairesel bir manyetik alan içine bir döteryum-trityum plazması yerleştirmeyi ve onu yeterli bir sıcaklığa ısıtmayı öngörmektedir. Bu şekilde net bir enerji kazanımı elde etmek için plazma hacmi yeterince büyük olmalıdır (bkz. A/V oranı ).

Süreci başlatmak için, birkaç gram döteryum-trityum gaz karışımı (1: 1) , birçok metreküp büyüklüğünde, iyi boşaltılmış reaksiyon kabına bırakılır; parçacık yoğunluğu daha sonra ince ila yüksek vakuma karşılık gelir . Gaz ısıtılarak plazma durumuna getirilir ve daha fazla ısıtılır. Hedef sıcaklığa (plazmanın en iç kısmında yaklaşık 150 milyon Kelvin) ulaştıktan sonra, plazma birkaç barlık bir basınç uygular . Bu basınca karşı manyetik alan parçacıkları bir arada tutmak zorundadır. Plazma hemen soğuyacağı için damar duvarı ile temas önlenmelidir.

Füzyon reaksiyonları yaklaşık 150 milyon Kelvin sıcaklıkta ve yaklaşık 10 ²⁰ m ^-3 partikül yoğunluğunda gerçekleşir . Sonuç olarak açığa çıkan enerji, alfa parçacıklarına (He-4 çekirdekleri) ve serbest nötronlara 1: 4 oranında kinetik enerji olarak dağıtılır (bkz. kinematik (parçacık süreçleri) ). Alfa parçacıklarının enerjisi, plazmadaki çarpışmalar yoluyla daha da dağıtılır ve daha fazla ısınmasına katkıda bulunur. Yeterli bir nükleer reaksiyon hızı (zaman aralığı başına reaksiyon sayısı) ile bu enerji, daha fazla harici ısıtma olmaksızın plazma sıcaklığını korumak için yeterli olabilir: Plazma daha sonra kendi kendine "ateşlenir" ve "yanar". Belirli bir sıcaklıkta parçacık yoğunluğu, Sıcaklık ve kaçınılmaz ısı kayıpları tarafından belirlenen bir zaman sabiti, enerji tutma süresi, Lawson kriterine göre belirli bir minimum değeri aşıyor.

Ancak enerji sağlayan bir reaktör için bu noktaya ulaşılması gerekmez. Biraz daha düşük sıcaklıklarda ve sabit ek ısıtmada bile, yeterli füzyon reaksiyonları meydana gelir (bkz . Lawson kriterine ulaşmadan net enerji kazanımlı füzyon ). Ek ısıtma, reaksiyon hızını, yani reaktör çıktısını kontrol etmek için (yakıtı yeniden doldurmaya ek olarak) hoş bir seçenek bile sunar. Erişilen plazma durumu, tüketime göre yeni yakıt doldurularak ve oluşan helyumun - füzyonun sonucu olan "külün" uzaklaştırılmasıyla kalıcı olarak korunmalıdır. Serbest kalan nötronlar plazmayı terk eder; kinetik enerjileri, füzyon enerjisinin beşte dördü kullanıma hazırdır.

İç yapılandırma değişkeni, bir Tokamak (KV) kaplı olan grafit levha Lausanne , İsviçre

Şimdiye kadar JET ve TFTR'deki (Princeton, ABD) testlerde çok kısa bir süre için bir enerji kazanımı elde edildi , ancak diğer birçok deneyde henüz sağlanamadı, çünkü mevcut test sistemlerinin plazma kapları bunun için çok küçük, bu da şu anlama geliyor: plazma çok fazla soğur (bkz. A/V oranı ). Bu nedenle daha büyük olan ITER tokamak'ta, sürekli ek ısıtma ile kalıcı bir "yanan" füzyon uygulanacaktır. DEMO gibi daha sonraki sistemler bile, muhtemelen, ek bir kontrol seçeneğini korumak için, örneğin füzyon gücünün yüzde birkaçı kadar zayıf bir ek ısıtmanın gerekli kalacağı şekilde tasarlanacaktır.

Artan sıcaklık veya yoğunluk, füzyon reaksiyonlarının ürettiği gücü arttırır . Bununla birlikte, plazmanın taşıma süreçlerinden kaynaklanan enerji kaybı da sıcaklıkla birlikte arttığından, sıcaklığı çok yükseğe çıkarmak mümkün değildir. Böylece istenen reaksiyon hızı, sabit sıcaklık ve yoğunlukta sabit kalır.

teknoloji

plazma ısıtma

Culham , İngiltere'deki Mega Amper Küresel Tokamak (MAST) test tesisindeki plazma

Plazmayı 100 milyon Kelvin'in üzerine ısıtmak için çeşitli yöntemler geliştirilmiştir. Plazmadaki tüm parçacıklar, ilgili sıcaklığa göre çok yüksek bir hızda hareket eder (100 milyon Kelvin'deki döteryum çekirdeklerinin ortalama hızı 1000 km/s civarındadır). Isıtma gücü, sıcaklığı arttırır ve esas olarak türbülanslı ve neoklasik taşımanın (parçacıklar arasındaki çarpışmaların neden olduğu) ve bremsstrahlung'un neden olduğu kayıpları telafi eder .

Aşağıdaki ısıtma yöntemlerinden bazılarıyla , boyutsal kararlılığı için önemli olan sıcaklık ve dolayısıyla plazmadaki akım dağılımı da etkilenebilir:

• Elektrikli ısıtma: Plazma bir elektrik iletkenidir ve indüklenen bir elektrik akımı vasıtasıyla ısıtılabilir. Plazma, bir transformatörün ikincil bobinidir . Bununla birlikte, artan sıcaklıkla plazmanın iletkenliği artar, bu nedenle yaklaşık 20-30 milyon Kelvin veya 2 keV'lik elektrik direnci , plazmayı daha yoğun bir şekilde ısıtmak için artık yeterli değildir. Tokamak ile, elektrikli ısıtma için merkezi solenoidden geçen akım sürekli olarak arttırılır.
• Nötr parçacık enjeksiyonu : Plazmaya hızlı nötr atomlar ( nötr ışın enjeksiyonu , kısaca NBI)enjekte edildiğinde, plazmadahemen iyonize olan bu atomların kinetik enerjileri , plazmayı ısıtan darbelerle plazmaya aktarılır. .
• Elektromanyetik dalgalar: Mikrodalgalar , plazmadaki iyonları ve elektronları rezonans frekanslarında (manyetik alandaki parçacığı tanımlayan sarmal çizgideki yörünge frekansı) uyarabilir ve böylece enerjiyi plazmaya aktarabilir. Bu ısıtma yöntemlerine İyon Siklotron Rezonans Isıtma (ICRH), Elektron Siklotron Rezonans Isıtma (ECRH) ve Alt Hibrit Rezonans Isıtma (LHRH) denir .
• Manyetik sıkıştırma: Plazma, hızlı ( adyabatik ) sıkıştırma ile bir gaz gibi ısıtılabilir. Bu yöntemin ek bir avantajı, plazma yoğunluğunun aynı anda artmasıdır. Plazmayı sıkıştırmak için sadece değişken akım gücüne sahip manyetik bobinler tarafından üretilen manyetik alanlar uygundur.

Manyetik alan

Bir tokamak'taki alanlar ve kuvvetler

Manyetik alan o damar duvarına temas etmeyecek şekilde kendi basınca karşı plazma buluşmanızı sahip olmalıdır. Manyetik hapsi için iki kavram Tokamak ve Stellaratör , bir kullanmak toroidal bu amaçla, bükülmüş manyetik alan. Tokamaklar plazmada bir elektrik akımının indüklenmesi sureti ile alan büküm oluşturmak Stellatörler özel bu gerçekleştirmek manyetik bobinleri karmaşık şekli (daha ayrıntılı bir manyetik lohusalık açıklama ve büküm ihtiyaç alan çizgileri bölgesi vasıtasıyla füzyon manyetik hapsetme ).

Alanın özel, lokalize deformasyonları, istenmeyen iyonları, yani füzyon ürünü helyum ve herhangi bir yabancı maddeyi plazmadan uzaklaştırır (bkz. saptırıcı ).

Manyetik alan büyük bobinlerle üretilir. Şekilleri ve düzenlemeleri plazmanın şeklini belirler; bobinlerdeki akımın gücü manyetik alanın gücünü ve dolayısıyla plazmanın olası boyutunu, partikül yoğunluğunu ve basıncı belirler.Bir reaktörde (veya plazmanın daha uzun bir süre hapsedildiği deneylerde) ) bobinler süper iletken olmalıdır: normal iletken bobinlerde olanlar Akan elektrik, üstesinden gelinmesi gereken elektrik direnci nedeniyle ısı üretir. Bu tür serpantinler, daha uzun bir süre çalıştırıldıklarında artık etkili bir şekilde soğutulamazlar, bunun sonucunda sıcaklık yükselir ve serpantin bozulur. Öte yandan, süper iletken bobinlerin direnci yoktur, bu nedenle içlerindeki akım, dağıtılması gereken herhangi bir ısı üretmez.

Tokamak, ITER ile en gelişmiş ve uluslararası düzeyde takip edilen konsepttir. Bununla birlikte, en azından tamamen endüktif olarak oluşturulmuş bir plazma akışı ile orijinal çalışma modunda, işlemin sürekli olarak değil, yalnızca darbeli bir şekilde, yani düzenli kısa kesintilerle mümkün olması dezavantajına sahiptir . Bu nedenle

• bir yandan tokamaklardaki akımı "sürmek" için ek olanaklar geliştirildi,
• diğer yandan yıldızlaştırıcılar bir alternatif olarak izlenmeye devam etmektedir.

ASDEX yükseltmesi ve diğer araştırma reaktörleri üzerindeki deneyler, tokamak reaktörlerinin gelecekte sürekli çalışabileceğini gösteriyor.

yakıt

Olay ve tedarik

Döteryum, yeryüzünün suyunda neredeyse tükenmez miktarlarda (2.5 · 10 ¹³  t) bulunurken , bir füzyon reaktörü için gerekli miktarlarda trityum , pratik olarak sadece bitkinin kendisinde lityum -6'dan "inkübe edilerek" üretilebilir :

${\ displaystyle ^ {6} \ matrm {Li} + \ matrm {n} \ \ rightarrow \ ^ {4} \ matrm {He} + {} ^ {3} \ matrm {H} +4 {,} 8 \ ; \ matematik {MeV}}$

Dünyadaki lityum oluşumunun 29 milyon tondan fazla olduğu tahmin ediliyor. Trityum inkübasyonu için sadece %7,5 oranında doğal olarak oluşan ⁶ Li izotopu kullanılır.Bu orantılı yaklaşık 2 milyon ton lityum-6 kaynağından teorik olarak yukarıdaki formül kullanılarak yaklaşık 1 milyon ton trityum elde edilebilir. . Uygulamada, lityum-6 içeriği %30 - 60 arasında olan zenginleştirilmiş lityum kullanılmalıdır. Teknik olarak kullanılabilir lityum yatakları, insanlığın binlerce yıldır enerji ihtiyacını karşılamak için matematiksel olarak yeterlidir.

Diğer endüstri dallarının lityum talebi nedeniyle oluşan kıtlık , bu dallarda izotopik bileşimin bir rol oynamamasına ve dolayısıyla lityumun %90'ından fazlasının onlar için kullanılabilir durumda kalmasına engel olmaktadır. Elektromobilitenin muazzam genişlemesi nedeniyle lityum talebinde keskin bir artış olan bir senaryoda bile, 2050 yılına kadar yalnızca günümüzün lityum fiyatları ve teknolojileriyle çıkarılabilen lityum kaynakları tükenecek.

Trityum, 12.32 yıllık bir yarı ömre sahip radyoaktiftir . Bununla birlikte, yalnızca düşük bir maksimum enerjiyle ve eşlik eden gama radyasyonu olmadan beta radyasyonu yayar . Bir süredir faaliyette olan bir füzyon reaktörünün radyoaktivite envanterinde, trityum sadece nispeten küçük bir katkı yapacaktır.

Füzyon reaktörlerini başlatmak için gereken trityum, geleneksel nükleer fisyon reaktörlerinde kolaylıkla elde edilebilir. Özellikle, ağır su reaktörleri (örneğin CANDU ), üretilen 5 GWa elektrik enerjisi başına yaklaşık 1 kg miktarında bir yan ürün olarak trityum üretir. Planlanan ITER döneminde gerekli olan trityum (birkaç kilogram) da muhtemelen bundan geliyor.

Bununla birlikte, füzyon enerji santrallerinin sürekli işletimi için, şimdiye kadar sadece mevcut olan bu kaynaklar, yeterince trityum sağlamayacaktır, bu da reaktörde trityum üretme ihtiyacı ile sonuçlanmaktadır. 1 GW elektrik üretimine sahip bir füzyon santrali yılda yaklaşık 225 kg trityum gerektirecektir.

Trityum ıslahı ve nötron çoğalması

Gerekli miktarlarda trityumun ekonomik bir üretimi, yine de yayılan serbest nötronlar aracılığıyla füzyon reaktörünün kendisinde lityum-6'dan yukarıda açıklanan üretim yoluyla mümkün olacaktır. Bu amaçla plazma, bir kuluçka mantosu olan battaniye ile çevrilidir.

Nükleer füzyon, tüketilen her trityum atomu için tam olarak bir nötron verir; Prensip olarak, bundan yeni bir trityum atomu üretilebilir. Ancak bu kayıp olmadan mümkün değildir, çünkü tamamen geometrik olarak battaniye nötronların %100'ünü yakalayamaz ve battaniyeye çarpan nötronların bir kısmı kaçınılmaz olarak lityum dışındaki atom çekirdeklerinde emilir veya sistemden kaçar. Trityum, radyoaktif bozunması gibi füzyon plazmasına aktarıldığında da kayıplar kaçınılmazdır. Plazmaya kullanılan kadar yeni trityum getirebilmek için, battaniyedeki nötronların yaklaşık %30 ila %50 oranında arttırılması gerekir. Bu amaç için, paket taslaklar kullanımını temin (n, 2n) çekirdek reaksiyonu ile, ya berilyum veya kurşun . Bu nedenle, ticari füzyon reaktörleri, hafif bir aşırı trityum üretiminin mümkün olduğu şekilde tasarlanmalıdır. Trityum üreme oranı daha sonra, örtüdeki ⁶ Li izotopunun zenginleştirme derecesi vasıtasıyla ayarlanabilir ve yeniden ayarlanabilir.

Bu trityum ekstraksiyonunun teknolojik gelişimi, özellikle ITER'de gelecekteki füzyon araştırmaları için çok önemli bir görevdir. Trityumun pratikte yeterli verimlilikle inkübe edilip edilemeyeceği ancak ilk döteryum-trityum füzyon reaktörü onunla sürekli çalıştığında görülecektir. Ancak ancak tesisler kendi trityum gereksinimlerini kendileri karşılayabiliyorsa ve bir füzyon sürecini başlatmak için gereken miktarlar başka bir yerde elde edilebiliyorsa, füzyon reaktörlerini kullanarak bir güç kaynağı oluşturmak mümkün olabilir. Bu soru bilimsel yayınlarda tartışılmaktadır. Böyle Michael Dittmar gibi bazı bilim adamları, iken CERN, önceki deneysel ve hesaplamalı sonuçlar göz önüne alındığında gerçekçi olarak trityum ile füzyon reaktörlerinin kendi kendine yeterliliği eleştirmek, en füzyon araştırmacıları bu noktada herhangi bir temel sorun görmüyorum.

Yakıt doldurma

Plazmanın yanma süresi boyunca, ilgili tüketime göre yakıt doldurulması gerekir. Bu amaçla, donmuş bir döteryum-trityum karışımından kaba peletlerin ateşlenmesinin uygun bir teknik olduğu kanıtlanmıştır. Bu amaçla, örneğin 1 mg kütleye sahip bu tür topaklar, bir santrifüj veya bir tür gaz tabancası ile pnömatik olarak yaklaşık 1000 m / s hıza getirilir. Bu yeniden doldurma yöntemi ayrıca enjeksiyon noktası ve pelet hızı seçimi yoluyla plazmanın uzamsal yoğunluk dağılımını spesifik olarak etkilemeyi mümkün kılar. Daha fazla veya daha az yeniden doldurma ile füzyon hızı da kontrol edilebilir; dolumun durdurulması füzyon reaksiyonlarını sona erdirir.

Helyum ve kirleticilerin uzaklaştırılması

Reaksiyon ürünü ⁴ He ve kaçınılmaz olarak duvar malzemesinden dışarı atılan çekirdekler, safsızlıklar olarak hareket eder; sürekli olarak plazmadan uzaklaştırılmaları gerekir. Hidrojen izotoplarından daha fazla sayıda yüke sahip olduklarından, bu manyetik sapma ile mümkündür. Bunun için özel geliştirilmiş saptırıcılar kullanılır ; Plazmada istenmeyen iyonların yardımcı bir manyetik alan ile yönlendirildiği, torusun kenarına monte edilmiş bölme plakalarından oluşurlar. Orada soğurlar ve böylece tekrar elektronları yakalarlar, yani. yani, nötr atomlar haline gelirler. Bunlar manyetik alandan etkilenmez ve yüksek vakumu koruyan emme sistemi tarafından çıkarılabilir.

Serbest bırakılan enerjinin kullanımı

Nükleer reaksiyonun enerji veriminin, bireysel reaksiyon başına 17.6 MeV ,  beşte dördü, yani 14.1 MeV, salınan nötronun kinetik enerjisi olarak meydana gelir. Bu nötronlar manyetik alandan pek etkilenmezler ve battaniyeye girerler, burada enerjilerini önce darbeler yoluyla kullanılabilir ısı olarak verirler ve sonra her biri bir trityum atomunu kuluçkaya yatırmaya yarar. Termal enerji olabilir, daha sonra herhangi bir geleneksel olarak santral ile ısı değiştirici buhar üretmek bu da buhar türbininin bağlanmış olan güç jeneratörü tahrik eder.

reaktör malzemeleri

Gereksinimler

Döteryum-trityum reaktörünün faydalı enerjisi, yüksek enerjili nötronlar (14.1  MeV ) şeklinde meydana gelir . Nötronlar , termal radyasyona maruz kalmanın yanı sıra , yaklaşık 10 ¹⁴ s ^-1 · cm ^-2 - yüksek akı yoğunluğuyla battaniyenin plazmaya bakan tarafına çarptı . Bu, kaçınılmaz olarak malzemede önemli radyasyon hasarına yol açar ( tipik bir basınçlı su reaktörünün çekirdeğindeki kendiliğinden doğruluğa kıyasla , nötron akı yoğunluğu yaklaşık on kat daha küçüktür ve ağırlıklı olarak termal nötronlarda bulunur). Radyasyon hasarı büyük ölçüde nötronun enerjisine bağlıdır. Bu nedenle duvar yükü genellikle nötron akı yoğunluğu ve nötron enerjisinin ürünü olarak, yani MW/m² ( megawatt /m²) cinsinden güç yüzey yoğunluğu olarak verilir . 14.1 MeV enerji ile 10 ¹⁴ nötron · s ^-1 · cm ^-2 yaklaşık 2.2 MW / m²'ye karşılık gelir . Bu, DEMO reaktörünün örtüsü için bir taslakta sağlanan nötron duvarı yüküdür. Battaniyenin hizmet ömrü 20.000 çalışma saati, yani yaklaşık 2,3 yıl olmalıdır. Birikmiş çıkık hasarı - esas olarak gevrekleşmeye neden olur - çelikte yaklaşık 50 dpa (atom başına yer değiştirme) tutarındadır . Ek olarak, metal yapıdaki (n, p) ve (n, α) nükleer reaksiyonları sırasıyla gaz, hidrojen ve helyum ürettiği için malzeme şişmeden zarar görür. Metaldeki helyum da kaynaklanabilirliğe zarar verir. 1 appm'nin altında bir helyum konsantrasyonu ( "milyonda atom parçası" , yani 1 milyon metal atomu başına bir He atomu), çelik parçalar ve boru bağlantılarının değiştirildikten sonra tekrar birbirine kaynaklanabilmesi için gereklidir .

Buna ek olarak, radyoaktif nüklidler edilir oluşan malzeme ile aktivasyonu . Mümkün olan en kısa yarı ömre sahip olması gereken mümkün olan en küçük miktarları üretmek için sadece belirli elementlerden yapılmış malzemeler kullanılabilir. Östenitik krom-nikel paslanmaz çelikler gibi günümüzün yaygın yapısal malzemelerinde , nötron aktivasyonu, nispeten uzun ömürlü ve güçlü gama yayan ⁶⁰ Co'nun büyük miktarlarını üretir . ITER'nin yapısal malzemesi hala bir östenitik krom-nikel çeliktir; Ancak bu tür çelikler, gelecekteki enerji santrali reaktörleri için kullanılamaz.

Malzeme geliştirme için temel gereksinimler, nötron radyasyonuna karşı yeterli dirence sahip olan ve kararlılık, amanyetizma veya vakum sızdırmazlığı gibi ilgili özel görevleri için tüm gereksinimleri karşılaması gereken düşük aktivasyonlu malzemelerdir . Şimdiye kadar, hiçbir malzeme ticari bir reaktörün yüksek nötron akışına yıllarca dayanamayacağından, en içteki kabuğun periyodik olarak değiştirilmesi gerektiği de varsayılmıştır. Etkinleştirilen parçalardan yayılan radyasyon nedeniyle, onarım ve bakım çalışmaları devreye alındıktan sonra uzaktan yapılmalıdır. Amaç, aktifleştirilen tesis bileşenlerinin çoğunluğunun, kullanım ömürlerinin bitiminden sonra geri dönüşüm mümkün olana kadar sadece yaklaşık 100 yıl boyunca kontrollü bir şekilde depolanmasını sağlamaktır; daha küçük parça yaklaşık 500 yıl saklanmalıdır. Bir bertaraf nedenle gerekli olmaz. Geliştirme çalışmaları nikelsiz, ferritik-martensitik çeliklere odaklanmaktadır , ancak vanadyum bazlı alaşımlar ve seramik silisyum karbür (SiC) de araştırılmaktadır. İle ASDEX bu yükseltme olduğu bulunmuştur tungsten olduğu da uygun bir plazma bakan battaniye modül ön yüzeylerine ve için divertor tabak . Bu malzemeler üzerinde ışınlama deneyleri için, yüksek yoğunluklu ve yüksek enerjili nötron kaynağı IFMIF, ITER ile yaklaşık olarak aynı zamanda çalıştırılacaktır.

Aktivasyon hesaplamaları

Bir DEMO reaktöründeki aktivasyonun uzamsal olarak ayrıntılı bir hesaplaması, 2002 yılında Karlsruhe Araştırma Merkezi tarafından sunuldu . Reaktör için 2200 MW'lık bir füzyon gücü varsayılmıştır. Battaniyesi, yetiştirme materyali olarak 77 ton (ton) lityum ortosilikat Li ₄ SiO ₄ (%40 lityum-6 ile zenginleştirilmiş), nötron çoğaltıcı olarak 306 ton metalik berilyum ve şu anda geliştirilmekte olan 1150 ton Eurofer çeliğinden oluşmaktadır ( ana bileşenler yapısal malzeme olarak %89 demir, %9 Krom ve %1.1 tungsten). Tüm malzemeler için, yalnızca nominal, ideal bileşim değil, aynı zamanda örneğin berilyumda %0.01 uranyum oranı dahil olmak üzere tipik doğal safsızlıklar da dikkate alındı. Aktivite, 20.000 saatlik kesintisiz tam yük çalışması sonunda hesaplanmıştır; bu, DEMO boş parçaları için değiştirilene kadar gereken hizmet ömrüdür. Katı bir bileşenin malzeme yüzeyindeki gama radyasyon doz hızı , aktive edilmiş parçaların daha sonra işlenmesi için belirleyici değişken olarak kabul edildi. Yeni reaktör parçalarına yeniden işlemenin , uzaktan kumanda teknolojisiyle (uzaktan kullanım) 10 mSv/h'den (saatte milisievert ) daha az ve doğrudan elleçlemeyle (uygulamalı kullanım) 10 Sv/h'den daha düşük bir  hızda mümkün olduğu varsayılmıştır . Tüm malzemelerin - lityum silikat, berilyum ve çelik - 50 ila 100 yıllık bir bozulma süresinden sonra uzaktan işlenebileceği ortaya çıktı. Tam bileşimine bağlı olarak, çeliğin doğrudan yönetilebilirliğe dönüşmesi 500 yıl kadar sürebilir. ${\ görüntü stili \ mu}$

2006 yılında, bir tesisin 30 yıllık ömrü boyunca biriken toplam radyoaktif madde miktarı, inşaat tipine bağlı olarak 65.000 ila 95.000 ton arasında tahmin edilmiştir. Bu daha büyük olmasına rağmen kütle , kendi aktivite olarak Becquerel olacaktır karşılık gelen bir fizyon reaktörün demontaj ürünlerine göre; bununla birlikte, çevresel özellikler önemli ölçüde daha elverişli olacaktır. Nükleer fisyon santrallerinin aksine, elektrik üretimi sırasında ne büyük miktarlarda fisyon ürünleri ne de radyoaktif radon üreten cevher kalıntıları kaldı.

araştırma durumu

1968'deki ilk Rus tokamak T3 ile elde edilen sonuçlardan bu yana yaklaşık 50 yıllık füzyon araştırmasında ^{[güncel değil]} , üç belirleyici değişkenin her biri - sıcaklık , parçacık yoğunluğu ve enerji katılım süresi - önemli ölçüde artırıldı ve üçlü ürün zaten 10.000 civarında bir faktörle iyileştirildi; Üçlü ürünün yaklaşık 10 ²¹ keV s / m³ değerine sahip olması gereken , ateşlemeden hala yedi kat uzaktadır . Daha küçük tokamak sistemlerinde, ulaşılan sıcaklıklar zaten 3 milyon Kelvin'den 100 milyon Kelvin'in üzerine çıkmıştır. ${\ görüntü stili T}$${\ görüntü stili n _ {\ rm {e}}}$${\ görüntü stili \ tau _ {E}}$ ${\ displaystyle n _ {\ rm {e}} \ cdot T \ cdot \ tau _ {E}}$

İki manyetik sınırlama yöntemiyle ilgili mevcut araştırmanın ana amacı, enerji hapsi süresini önemli ölçüde uzatan plazma koşullarını bulmaktır . Daha önceki birçok deneyde, ölçülen enerji tutma süresinin teorik olarak beklenenden çok daha kısa olduğu kanıtlanmıştır. Nisan 2016'nın sonunda, Max Planck Plazma Fiziği Enstitüsü , ASDEX Yükseltmesi'ndeki dahil etme süresiyle ilgili deneylerin başarılı olduğunu ve bir tokamak'ın sürekli çalışmasının teknik olarak mümkün olduğunu bildirdi. Bu, “ITER ve DEMO koşullarının neredeyse yerine getirildiği” anlamına gelir.${\ görüntü stili \ tau _ {E}}$

2015 yılında yapımı tamamlanan Wendelstein 7-X stellaratörü, başlangıçta sadece hidrojen ile çalışır, daha sonra döteryum da kullanılacaktır. Plazmada akım akışı olmadan sürekli kalıcı plazma hapsini göstermeyi amaçlamaktadır - tokamaklara göre ana avantaj. Bu, yıldız kavramının temelde bir füzyon enerji santrali olarak da uygun olduğunu gösterecektir.

Önceki sistemler plazmayı ateşlemek için hala çok küçüktür, bu nedenle plazma çok fazla soğur. Merkezde 10 ila 15 keV (110 ila 170 milyon Kelvin) elde etmek için belirli bir minimum plazma boyutu gereklidir, çünkü belirli bir boyutta plazma yalnızca belirli bir maksimum toplam enerjiye sahip olabilir. 2007'den beri Fransa'nın güneyindeki Cadarache araştırma merkezinde inşa edilen gelecekteki uluslararası füzyon reaktörü ITER'de ilk kez pozitif bir enerji dengesi sağlanacak . Reaktör, plazmayı ısıtmak için kullanılması gerekenden yaklaşık on kat daha fazla füzyon gücü sağlamalıdır. Bu amaçla, bu tür füzyon hızları için gerekli sıcaklıklar , ilave ısıtma ile 2026'dan itibaren üretilecektir. 2035'ten başlayarak, trityum ıslahı ve bunun için gerekli nötron çoğalımı da ITER'de geliştirilecek ve optimize edilecektir. ITER'den elde edilen araştırma sonuçları, 2050'den önce elektrik üretmeyecek ve böylece nükleer füzyonun ticari uygulanabilirliğini kanıtlayacak ilk "gösteri santrali " DEMO'sunun yolunu açmalıdır .

alternatif kavramlar

Lazerler kullanarak eylemsiz füzyon araştırmaları için Ulusal Ateşleme Tesisi ( ABD )

Başka hiçbir birleşme kavramı, elektrik üretimi için bugünün (2019) perspektifinden düşünülebilecek bir gelişme düzeyine ulaşmamıştır.

• Döteryum-trityum dışındaki yakıtlar daha da büyük teknik zorluklar doğuracaktır. Sadece enerji üretiminin amaç olmadığı plazma fiziği için deneysel tesislerde , radyoaktif trityumun neden olduğu pratik komplikasyonlardan kaçınmak için saf döteryum ile çalışılır .
• Atalet hapsi kavramı temel araştırma aşamasındadır. Mevcut deney tesisleri, öncelikle enerji santrallerinin geliştirilmesine yönelik değildir ve ticari kullanımdan uzaktır. 2021'de LLNL, 1,9 MJ lazer enerjisinin kullanımından sonra 1,35 MJ füzyon enerjisinin üretildiğini bildiriyor.

• Çoğu bilim insanına göre soğuk füzyon da olası bir alternatif değil. İddia edilen enerji salınımı ile bu tür teknik işlemler bilinen fiziğe göre mümkün değildir.

Test tesislerinin listesi

En önemli sistemler aşağıdaki tabloda listelenmiştir.

Edebiyat

• Uwe Schumacher, Hans Herold, Stuttgart Üniversitesi Plazma Araştırmaları Enstitüsü; içinde: Ullmanns Endüstriyel Kimya Ansiklopedisi, Cilt 24: Nükleer Teknoloji, 4. Nükleer Füzyon. S. 823-838.
• Garry McCracken, Peter Stott: Füzyon - Evrenin Enerjisi. 2. Baskı. Elsevier, Münih 2012, ISBN 978-0-12-384656-3 (meslekten olmayanlar için bile anlaşılabilir bir genel bakış).
• Weston M. Stacey: Füzyon. Manyetik Sınırlandırma Füzyonunun Fiziğine ve Teknolojisine Giriş. Wiley-VCH, 2010, ISBN 978-3-527-40967-9 , Google kitap aramasında sınırlı önizleme .
• AA Zararları, KF Schoepf, GH Miley, DR Kingdon: Füzyon Enerjisinin İlkeleri. Dünya Bilimsel, Singapur 2000, ISBN 981-02-4335-9 .
• Jeffrey P. Freidberg: Plazma fiziği ve füzyon enerjisi. Cambridge University Press, 2007, ISBN 978-0-521-85107-7 , Google Kitap Arama'da sınırlı önizleme .
• Nükleer füzyona giriş, IPP raporları (PDF; 9 MB).
• A. Bradshaw, T. Hamacher: Nükleer Füzyon - Geleceğin Sürdürülebilir Bir Enerji Kaynağı. İçinde: Naturwissenschaftliche Rundschau 12/2005, s. 629.
• H.-St. Bosch, A. Bradshaw: Geleceğin enerji kaynağı olarak nükleer füzyon. In: Physikalische Blätter 2001, 57 (11), s. 55-60.
• Alexander M. Bradshaw (IPP), Reinhard Maschuw (FZK), Gerd Eisenbeiß (FJZ): Nükleer füzyon ( Helmholtz Derneği broşürü )

İnternet linkleri

Vikisözlük: Nükleer füzyon reaktörü  - anlam açıklamaları, kelime kökenleri, eş anlamlılar, çeviriler

• Ulrich Samm: Füzyon, gelecek perspektifi mi? Arşivlenmiş Plazma Fiziği, Forschungszentrum Jülich GmbH, 15 Temmuz 2003 (PDF) Enstitü orijinal üzerinde 27 Eylül 2007 ; 3 Ağustos 2008'de erişildi (ITER açıkça açıklandı). 
• Ralph P. Schorn: TEXTOR. Enerji Araştırma Enstitüsü, Forschungszentrum Jülich GmbH, 27 Mart 2003, erişim 3 Ağustos 2008 . 
• Avrupa Füzyon Geliştirme Anlaşması. 2008, 3 Ağustos 2008'de erişildi . 
• Max Planck Plazma Fiziği Enstitüsü
• Forschungszentrum Jülich'te füzyon araştırması
• weltderphysik.de

Bireysel kanıt

1. ^ ^{A b} Alf Köhn-Seemann: ITER: güncellenmiş araştırma planı, Scilogs, çevrimiçi
2. ↑ Eurofusion: Füzyon Enerjisinin Gerçekleştirilmesine Yönelik Avrupa Araştırma Yol Haritası. 2018, uzun versiyon.
3. ↑ G. Federici ve diğerleri: Avrupa DEMO tasarım stratejisi ve malzemeler için sonuçları. çekirdek Fusion 57, 2017 ( ücretsiz tam metin ).
4. ↑ Jeffrey P. Freidberg: Plazma Fiziği ve Füzyon Enerjisi. 2007, s. 16f.
5. ↑ Jeffrey P. Freidberg: Plazma Fiziği ve Füzyon Enerjisi. 2007, sayfa 17.
6. ^ Weston M. Stacey: Füzyon. Manyetik Sınırlandırma Füzyonunun Fiziğine ve Teknolojisine Giriş. 2010, s. 151ff
7. ↑ Füzyon enerjisinin gerçekleştirilmesi için bir yol haritası . EFDA yol haritası
8. ^ Joan Lisa Bromberg: Füzyon-bilim, politika ve yeni bir enerji kaynağının icadı. MIT Press, Cambridge 1982, ISBN 0-262-02180-3 , s. 36ff ( Google kitap aramasında sınırlı önizleme )
9. ↑ Eckhard Rebhan: Enerji El Kitabı. Springer, 2002, ISBN 3-540-41259-X , s. 524ff.
10. ^ Robert Arnoux: Bir termometreyle Rusya'ya gitti. iter haber bülteni, 2009.
11. ^ Tarih ve Yıldönümleri. İçinde: efda.org. EFDA , arşivlenmiş orijinal üzerinde 4 Ekim 2014 ; 9 Haziran 2016'da alındı . 
12. ^ Tokamak Füzyon Test Reaktörünün Başarıları. İçinde: pppl.gov. Pppl , 18 Nisan 1999, arşivlenmiş orijinal üzerinde 5 Ağustos 2012 ; 9 Haziran 2016'da alındı . 
13. ^ Dünyanın en büyük nükleer füzyon projesi Fransa'da toplanmaya başladı. 28 Temmuz 2020, erişim tarihi 9 Nisan 2021 . 
14. ↑ Çin nükleer enerjili 'yapay güneşi' açıyor (Güncelleme) (tr) . İçinde: phys.org . 
15. ↑ joe: Güney Kore'de yapay güneş - füzyon reaktörü rekor kırdı. İçinde: DER SPIEGEL (çevrimiçi). DER SPIEGEL GmbH & Co. KG, 28 Aralık 2020, erişim tarihi 28 Aralık 2020 . 
16. ^ David L. Chandler: MIT tarafından tasarlanan yeni füzyon deneyinin arkasındaki fiziği doğrulamak. İçinde: MİT. 29 Ekim 2020, 23 Şubat 2021'de erişildi . 
17. ↑ Hartmut Zohm: ARC füzyon reaktörü ve SPARC projesi • Yüksek sıcaklık süper iletkenleri İLE. İçinde: Youtube. 20 Aralık 2020, erişim tarihi 23 Şubat 2021 . 
18. ↑ 150 milyon °C on: iter.org , Gerçekler ve Rakamlar
19. ↑ Stacey: Fusion (kaynakçaya bakınız) sayfa 9
20. ^ Weston M. Stacey: Füzyon. Manyetik Sınırlandırma Füzyonunun Fiziğine ve Teknolojisine Giriş. 2010, s. 77-78.
21. ↑ ^{a b} Max Planck Enstitüsü: Tokamakların kesintisiz çalışması giderek yaklaşıyor. 17 Ocak 2017'de alındı . 
22. ↑ A. Fiege (Ed.): Trityum. Rapor KfK-5055, Karlsruhe Nükleer Araştırma Merkezi, 1992. ISSN  0303-4003
23. ↑ U. Fischer ve diğerleri (KIT): Bir füzyon gücü gösterim reaktörü için helyum soğutmalı lityum kurşun battaniyenin nükleer tasarım analizleri. Füzyon Mühendisliği ve Tasarımı , Cilt 85 (2010), sayfa 5
24. ^ ME Sawan, M. Abdou: DT yakıt döngüsü için trityum kendi kendine yeterliliğini elde etmek için fizik ve teknoloji koşulları. (PDF; 464 kB) İçinde: Füzyon Mühendisliği ve Tasarımı. 81 (2006), s. 1131-1144.
25. ↑ Michael Dittmer: Nükleer Enerjinin Geleceği: Gerçekler ve Kurgu - Bölüm IV: Yetiştirici Reaktörlerden ve Füzyondan Enerji? ( çevrimiçi )
26. ↑ S. Hermsmeyer: Geliştirilmiş Helyum soğutmalı çakıl yatak örtüsü. (PDF; 2 MB) Karlsruhe Araştırma Merkezi, Bilimsel Raporlar, FZKA6399
27. ↑ SK Combs ve diğerleri, Yüksek Alan Tarafı Pelet Enjeksiyon Teknolojisi. 1998'den konferans katkısı ( İnternet Arşivinde 6 Aralık 2008'den Memento ) (PDF; 555 kB)
28. ↑ M. Dalle Donne (Ed.): Avrupa DEMO BOT katı damızlık battaniyesi. Nükleer Araştırma Merkezi Karlsruhe, Rapor KfK-5429 (1994)
29. ^ WM Stacey: Füzyon. 2. baskı, Wiley, Weinheim 2010, sayfa 145'deki tablo 9.4.
30. ↑ U. Fischer, P. Pereslavtsev, D. Grosse ve diğerleri.: Bir füzyon gücü gösterim reaktörü için helyum soğutmalı lityum kurşun battaniyenin nükleer tasarım analizleri. Fusion Engineering and Design Cilt 85 (2010) sayfa 1133-1138
31. ↑ ITER ve Güvenlik ( Memento Kasım 12, 2009 , Internet Archive ), ITER Örgütü (İngilizce)
32. ^ Petrol Tamburu: Nükleer Enerjinin Geleceği: Gerçekler ve Kurgu - Bölüm IV: Yetiştirici Reaktörlerden ve Füzyondan Enerji?
33. ↑ SEIF Raporu ( Memento Ağustos 19, 2014 , Internet Archive : on;) (420 kB PDF) Efda.org
34. ↑ bkz. Örn. AAF Tavassoli, E. Diegele, R. Lindau, N. Luzginova, H. Tanigawa: Ferritik / martensitik çeliklerdeki mevcut durum ve son araştırma başarıları. Journal of Nuclear Materials Cilt 455 (2014), s. 269-276
35. ↑ U. Fischer ve H. Tsige-Tamirat: Bir füzyon gücü gösterim reaktörü için katı bir damızlık battaniyesinin aktivasyon özellikleri, Journal of Nuclear Materials Cilt 307-311, sayfa 798-802 (2002). Not : Buradaki battaniye aynı zamanda “birinci duvarı” ve dolayısıyla tesisteki yüksek derecede nötron yüklü olan hemen hemen her şeyi içerir.
36. ↑ IPP 2006: Nuclear Fusion, 4th Safety and Environmental Properties of Fusion PDF, erişim tarihi 4 Temmuz 2013
37. ↑ ^{a b} Alman Fiz. Toplum, 31 Ekim 2011 itibariyle web sitesi: Manyetik olarak hapsedilmiş füzyon plazmaları. ( Memento 5 Mart 2014 yılında Internet Archive )
38. ↑ http://www.tuv.com/de/deutschland/ueber_uns/presse/mektiven/newscontentde_269442.html
39. ↑ EFDA Yol Haritası ( Memento Ağustos 11, 2013 , Internet Archive ).
40. ^ Ulusal Ateşleme Tesisi deneyi, araştırmacıları füzyon ateşlemesinin eşiğine getirir. 19 Ağustos 2021'de erişildi . 
41. ↑ Xinhua: Nuke füzyon reaktörü tamamlamalar testi ( Memento , 1 Eylül 2006 tarihinden itibaren de Internet Archive )
42. ↑ Japonya Atom Enerjisi Ajansı, Naka Fusion Enstitüsü, JT-60 Araştırma Programı ( Memento Mart 20, 2012 tarihinden itibaren Internet Archive )
43. ↑ Tore Supra. adresinde : www-fusion-magnetique.cea.fr .
44. ↑ KSTAR Projesi ( Memento Temmuz 22, 2015 dan Internet Archive ).
45. ↑ Çin, nükleer enerjiyle çalışan "yapay güneşi" etkinleştiriyor - gerçek olandan on kat daha sıcak. 9 Nisan 2021'de alındı . 
46. ↑ TJII projesi: Esnek Heliac. adresinde : www-fusion.ciemat.es .
47. ↑ çevrimiçi OMEGA
48. ↑ GEKKO çevrimiçi
49. ↑ Alexander M. Bradshaw (IPP), Reinhard Maschuw (FZK), Gerd Eisenbeiß (FJZ): Nükleer füzyon (PDF; 15.1 MB). Forschungszentrum Jülich (FZJ), Forschungszentrum Karlsruhe (FZK) ve Max Planck Plazma Fiziği Enstitüsü'nden (IPP) broşür. 2006, s. 45-49. 11 Mayıs 2013 alındı.