การควบคุมพลาสมา (Plasma confinement) ในปฏิกริยานิวเคลียร์ฟิวชัน
1. Magnetic confinement fusion (MCF)
คือ การใช้สนามแม่เหล็กไฟฟ้า ในการให้ความร้อนและความดัน บีบอัดไฮโดรเจนพลาสมา (D-T) ที่อยู่ในสถานะก๊าซ ให้ถึงสภาวะที่สามารถเกิดปฏิกิริยาฟิวชัน การใช้สนามแม่เหล็กไฟฟ้าเป็นวิธีที่เหมาะสมในการควบคุมพลาสมา เนื่องจากทำให้ไอออนที่มีประจุบวกกับอิเล็กตรอนที่มีประจุลบ แยกจากกันไปตามเส้นสนามแม่เหล็ก ป้องกันไม่ให้อนุภาคสัมผัสกับผนังเครื่องปฏิกรณ์ (reactor wall) เพราะจะเกิดการกระจายความร้อนซึ่งจะส่งผลให้อนุภาควิ่งช้าลง
โครงสร้างสนามแม่เหล็กที่มีประสิทธิภาพมากที่สุดคือ รูปร่างแบบโดนัทหรือทรงห่วงยาง (torus) โดยสนามแม่เหล็กไฟฟ้าจะมีลักษณะโค้งเป็นวงปิด เพื่อสร้างการเก็บกักพลาสมาที่เหมาะสม โดยสนามแม่เหล็กไฟฟ้าแนว toroidal (toroidal magnetic field) ที่เกิดจากแกนเหล็ก toroidal (toroidal field coils) จะซ้อนทับกับสนามแม่เหล็กไฟฟ้าที่ตั้งฉากในแนว poloidal (Poloidal magnetic field) ที่เกิดจากแกนเหล็ก poloidal (outer poloidal field coils) (ดังภาพ) ผลลัพธ์คือได้สนามแม่เหล็กตามเส้นทางเกลียว (helical magnetic field) ที่ใช้เก็บกักและควบคุมพลาสมา
ระบบกักเก็บและควบคุมพลาสมาแบบ torus มีหลายประเภท แต่ประเภทที่สำคัญและกำลังเป็นที่น่าสนใจคือ Tokamak และ Stellarator (อ่านต่อ การควบคุมสนามแม่เหล็กแบบ Tokamak และ Stellarator)
2. Inertial confinement fusion (ICF)
คือการใช้ลำแสงเลเซอร์ (Laser beams) หรือลำแสงไอออน (Ion Beam) (งานวิจัยส่วนใหญ่ใช้เลเซอร์) ในการบีบอัดและให้ความร้อนลงบนพื้นผิวของเม็ดเชื้อเพลิงไฮโดรเจนพลาสมา (D-T) ที่มีเส้นผ่านศูนย์กลางไม่กี่มิลลิเมตร อย่างแม่นยำ
ICF เป็นงานวิจัยที่เกิดขึ้นหลังจาก MCF โดยการยิงลำแสงเลเซอร์หรือไอออนจะทำให้เม็ดเชื้อเพลิงชั้นนอกร้อนขึ้น เกิดการระเบิดจากการบีบอัดเม็ดเชื้อเพลิง พลังงานที่ปล่อยออกมาจะให้ความร้อนแก่เม็ดเชื้อเพลิงโดยรอบ สร้างแรงปฏิกิริยากับเชื้อเพลิงส่วนที่เหลือ กระบวนการนี้ยังออกแบบมาเพื่อสร้างคลื่นกระแทก (shock wave) กลับสู่เม็ดเชื้อเพลิง บีบอัดและให้ความร้อนที่จุดศูนย์กลางเชื้อเพลิง จนเกิดปฏิกิริยาฟิวชัน ในเวลาน้อยกว่ามิลลิวินาที (ภาพด้านล่าง)
หลักการ ของ ICF
ขนาดของเม็ดเชื้อเพลิง D-T
การควบคุมสนามแม่เหล็กแบบ Tokamak และ Stellarator
Tokamak
เครื่องปฏิกรณ์ tokamak สร้างขึ้นโดยมี แกนเหล็กแนวตั้ง toroidal (toroidal magnetic field coils) – ทำให้เกิดสนามแม่เหล็ก แนว toroidal *เส้นสีเหลือง ที่มีระยะห่างเท่า ๆ กันรอบ ๆ เครื่องปฏิกรณ์รูปทรง torus (หรือรูปทรงโดนัท) เพื่อควบคุมการเก็บกักพลาสมาร้อน อย่างไรก็ดีสนามแม่เหล็กเพียงแนวเดียวไม่สามารถเก็บกักพลาสมาได้อย่างสมบูรณ์ จึงมีแกนเหล็ก poloidal ในแนวนอน (poloidal magnetic field coils) – ทำให้เกิดสนามแม่เหล็ก แนว poloidal *เส้นสีฟ้า นอกโครงสร้างแม่เหล็ก toroidal เพื่อสร้างความเสถียรในการเก็บกักพลาสมา จากนั้นกระแสไฟฟ้าจะเหนี่ยวนำพลาสมาโดยขดลวดแม่เหล็กไฟฟ้าแกนกลาง (central solenoid) และเหนี่ยวนำให้เกิดสนามแม่เหล็ก poloidal (poloidal magnetic field) ตามกฎมือขวาของสนามแม่เหล็กไฟฟ้า ทำให้พลาสมาร้อนในปฏิกรณ์ วิ่งวนตามแนวเกลียว (helical magnetic field) ได้โดยไม่สัมผัสผนัง
ปัจจุบันหลายประเทศทั่วโลกมีเครื่องปฏิกรณ์ tokamak ในการวิจัยและพัฒนาเทคโนโลยีนิวเคลียร์ฟิวชัน หนื่งในนั้นคือโครงการ International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) ที่อยู่ระหว่างการก่อสร้างในบริเวณตอนใต้ของประเทศฝรั่งเศส ซึ่งจะเป็นเครื่องปฏิกรณ์tokamak ที่ใหญ่ที่สุดในโลก จากการร่วมทุนของ 7 ประเทศ ได้แก่ จีน อินเดีย ญี่ปุ่น เกาหลีใต้ รัสเซีย สหรัฐอเมริกา และสหภาพยุโรป มีแผนเริ่มดำเนินการประมาณปี ค.ศ. 2025 โดยสร้างขึ้นเพื่อพิสูจน์ความเป็นไปได้ในทางวิทยาศาสตร์ วิศวกรรม และการวิจัยเกี่ยวกับพลังงานฟิวชัน ก่อนพัฒนาสู่การนำพลังงานนิวเคลียร์ฟิวชัน ไปใช้ผลิตไฟฟ้าในอนาคต (เพิ่มเติม หลักการทำงานของ ITER Tokamak)
Stellarator
เครื่องปฏิกรณ์ stellarator แตกต่างจาก tokamak ตรงที่ สนามแม่เหล็กไฟฟ้าเกิดจากชุดของแกนเหล็กรูปเกลียวที่ไม่สมมาตร (แกนสีฟ้า) ซึ่งจะสร้างเส้นสนามแม่เหล็กแนวเกลียว (helical / twisted magnetic fieldlines) ได้โดยตรง เครื่องปฏิกรณ์ stellarator จึงไม่ต้องใช้กระแสไฟฟ้า toroidal ในพลาสมาเพื่อเหนี่ยวนำสนามแม่เหล็ก ใช้เพียงแกนเหล็กภายนอกเพื่อสร้างสนามแม่เหล็กให้บิดตามแนวเกลียวของเครื่องปฎิกรณ์รูปโดนัท เพื่อควบคุมพลาสมาแทนการเหนี่ยวนำกระแสไฟฟ้า ด้วยเหตุผลนี้ทำให้ stellarator มีข้อดีคือสามารถทำงานในสภาวะที่เสถียรกว่า และควบคุมความเสถียรของพลาสมาได้โดยตรงโดยไม่ใช้กระแสพลาสมา ส่วนข้อด้อยคือรูปร่างที่ซับซ้อน ทำให้การออกแบบและก่อสร้าง stellarator ทำได้ยากกว่า tokamak และเรื่องต้นทุนการวิจัยที่สูง จึงอาจทำให้ยังไม่มีผลการทดลองที่เด่นชัดจาก stellarator
ปัจจุบันมีเครื่องปฏิกรณ์ stellarator ที่น่าสนใจ เช่น Wendelstein 7-X (W7-X) ในเมือง Greifswald ประเทศเยอรมัน ของสถาบัน Max Planck Institute for Plasma Physics (IPP) ที่มีวัตถุประสงค์เพื่อวิจัยถึงความเหมาะสมของเครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้สำหรับการผลิตไฟฟ้า
เพิ่มเติม Website ข้อมูลเครื่องปฎิกรณ์ฟิวชันทั่วโลก FUSDIS https://nucleus.iaea.org/sites/fusionportal/Pages/FusDIS.aspx