Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Интерьер Alcator C-Mod с изображением молибденовой плитки, используемой в качестве материала первой стены
Интерьер Tokamak - переменная конфигурации, показывающая графитовые плитки, используемые в качестве материала первой стены.

В исследованиях ядерной термоядерной энергии обращенный к плазме материал (или материалы) ( PFM ) - это любой материал, используемый для создания обращенных к плазме компонентов ( PFC ), тех компонентов, которые подвергаются воздействию плазмы, в которой происходит ядерный синтез , и особенно используемый материал. для футеровки первой стенки или диверторной области корпуса реактора .

Плазменные материалы для конструкций термоядерных реакторов должны поддерживать общие этапы выработки энергии, в том числе:

  1. Вырабатывая тепло за счет плавления,
  2. Удерживая тепло в первой стене,
  3. Передача тепла быстрее, чем улавливание тепла.
  4. Производство электроэнергии.

Кроме того, PFM должны работать в течение всего срока службы корпуса термоядерного реактора, работая в суровых условиях окружающей среды, таких как:

  1. Ионная бомбардировка вызывает физическое и химическое распыление и, следовательно, эрозию .
  2. Ионная имплантация вызывает повреждение смещения и изменение химического состава
  3. Высокие тепловые потоки (например, 10 МВт / м из-за ELMS и других переходных процессов.
  4. Ограниченное соосаждение и связывание трития.
  5. Стабильные термомеханические свойства в эксплуатации.
  6. Ограниченное количество отрицательных эффектов ядерной трансмутации

В настоящее время исследования термоядерных реакторов направлены на повышение эффективности и надежности производства и улавливания тепла, а также на повышение скорости передачи. Производство электроэнергии из тепла выходит за рамки текущих исследований из-за существующих эффективных циклов теплопередачи, таких как нагрев воды для работы паровых турбин, приводящих в действие электрические генераторы.

Современные конструкции реакторов питаются реакциями дейтерий-тритиевого (DT) синтеза, которые производят нейтроны высокой энергии, которые могут повредить первую стенку [1], однако нейтроны высокой энергии (14,1 МэВ) необходимы для работы бланкета и тритиевого размножителя. Тритий не является изотопом в естественных количествах из-за его короткого периода полураспада, поэтому для термоядерного реактора DT он должен быть получен в результате ядерной реакции изотопов лития (Li), бора (B) или бериллия (Be) с высоким -энергетические нейтроны, сталкивающиеся внутри первой стены. [2]

Требования [ править ]

Большинство термоядерных термоядерных устройств с магнитным удержанием (MCFD) состоит из нескольких ключевых компонентов в своей технической конструкции, в том числе:

  • Магнитная система: удерживает дейтерий-тритиевое топливо в форме плазмы и в форме тора.
  • Вакуумный сосуд: содержит плазму термоядерного синтеза и поддерживает условия термоядерного синтеза.
  • Первая стенка: расположена между плазмой и магнитами для защиты компонентов внешнего сосуда от радиационного повреждения.
  • Система охлаждения: отводит тепло из помещения и передает тепло от первой стены.

Ядро термоядерной плазмы не должно касаться первой стенки. В ИТЭР и во многих других текущих и планируемых термоядерных экспериментах, в частности, в экспериментах с токамаками и стеллараторами , в попытке достичь этого используются интенсивные магнитные поля , хотя проблемы нестабильности плазмы остаются. Однако даже при стабильном удержании плазмы материал первой стенки будет подвергаться воздействию нейтронного потока более высокого, чем в любом современном ядерном энергетическом реакторе , что приводит к двум ключевым проблемам при выборе материала:

  • Он должен выдерживать этот нейтронный поток в течение достаточного периода времени, чтобы быть экономически жизнеспособным.
  • Он не должен становиться достаточно радиоактивным, чтобы производить неприемлемые количества ядерных отходов, когда в конечном итоге происходит замена футеровки или вывод станции из эксплуатации .

Подкладочный материал также должен:

  • Позвольте прохождению большого теплового потока .
  • Будьте совместимы с сильными и меняющимися магнитными полями .
  • Сведите к минимуму загрязнение плазмы.
  • Производиться и заменяться по разумной цене.

Некоторые критически важные компоненты, обращенные к плазме, такие как, в частности, дивертор , обычно защищены материалом, отличным от материала, используемого для основной области первой стенки. [3]

Предлагаемые материалы [ править ]

В настоящее время используются или рассматриваются следующие материалы:

  • Карбид кремния [4]
  • Карбид бора [5] [6]
  • Графитовый
  • Углеродный композит (CFC) [6]
  • Бериллий
  • Вольфрам
  • Молибден
  • Литий

Также рассматриваются и используются многослойные плитки из некоторых из этих материалов, например:

  • Тонкий слой молибдена на графитовой плитке.
  • Тонкий слой вольфрама на графитовой плитке.
  • Слой вольфрама поверх слоя молибдена на графитовой плитке.
  • Слой карбида бора поверх плиток CFC. [6]
  • Слой жидкого лития на графитовой плитке. [7]
  • Слой жидкого лития поверх слоя бора на графитовой плитке. [8]
  • Слой жидкого лития на твердых поверхностях или диверторах на основе вольфрама. [9]

Графит использовался для материала первой стенки Joint European Torus (JET) при его запуске (1983), в переменной конфигурации Tokamak à (1992) и в Национальном эксперименте по сферическому тору (NSTX, первая плазма, 1999). [10]

Бериллий использовался для замены облицовки JET в 2009 году в ожидании его предполагаемого использования в ИТЭР . [11]

Вольфрам используется для дивертора в JET и будет использоваться для дивертора в ИТЭР. [11] Он также используется для первой стены в ASDEX Upgrade . [12] Для дивертора ASDEX Upgrade использовались графитовые плитки с плазменным напылением вольфрама. [13]

Молибден используется в качестве первого материала для стен в Alcator C-Mod (1991).

Жидкий литий (LL) использовался для покрытия PFC термоядерного реактора Tokamak в эксперименте с литиевым токамаком (TFTR, 1996). [7]

Соображения [ править ]

Разработка удовлетворительных материалов для плазменной облицовки - одна из ключевых проблем, которую еще предстоит решить в рамках текущих программ. [14] [15]

Плазменные облицовочные материалы можно оценить по следующим параметрам: [8]

  • Производство электроэнергии для данного размера реактора.
  • Стоимость производства электроэнергии.
  • Самостоятельность производства трития.
  • Доступность материалов.
  • Дизайн и изготовление PFC.
  • Безопасность при утилизации отходов и при обслуживании.

В частности, этим займется Международная установка по облучению термоядерных материалов (IFMIF). Материалы, разработанные с использованием IFMIF, будут использоваться в DEMO , предлагаемом преемнике ITER.

Французский лауреат Нобелевской премии по физике Пьер-Жиль де Женн сказал о ядерном синтезе: «Мы говорим, что поместим солнце в коробку. Идея прекрасна. Проблема в том, что мы не знаем, как сделать коробку». [16]

Последние события [ править ]

Известно, что твердые материалы, обращенные к плазме, подвержены повреждениям при больших тепловых нагрузках и высоком потоке нейтронов. В случае повреждения эти твердые частицы могут загрязнять плазму и снижать стабильность удержания плазмы. Кроме того, излучение может просачиваться через дефекты твердых тел и загрязнять внешние компоненты сосуда. [1]

Компоненты, обращенные к плазме из жидкого металла, которые покрывают плазму, были предложены для решения проблем в PFC. В частности, было подтверждено, что жидкий литий (LL) обладает различными свойствами, привлекательными для работы термоядерного реактора. [1]

Литий [ править ]

Литий (Li) - щелочной металл с низким Z (атомным номером). Li имеет низкую энергию первой ионизации ~ 5,4 эВ и обладает высокой химической реакционной способностью с частицами ионов, обнаруживаемыми в плазме активной зоны термоядерного реактора. В частности, Li легко образует стабильные соединения лития с изотопами водорода, кислородом, углеродом и другими примесями, обнаруженными в DT-плазме. [1]

Реакция синтеза DT производит заряженные и нейтральные частицы в плазме. Заряженные частицы остаются магнитно удерживаемыми в плазме. Нейтральные частицы не удерживаются магнитом и будут двигаться к границе между более горячей плазмой и более холодной PFC. Достигнув первой стенки, как нейтральные частицы, так и заряженные частицы, вылетевшие из плазмы, становятся холодными нейтральными частицами в газообразной форме. Затем внешний край холодного нейтрального газа «повторно используется» или смешивается с более горячей плазмой. Температурный градиент между холодным нейтральным газом и горячей плазмой считается основной причиной аномального переноса электронов и ионов из плазмы, удерживаемой магнитным полем. По мере уменьшения рециркуляции градиент температуры уменьшается, а стабильность удержания плазмы увеличивается. С лучшими условиями для синтеза в плазме,производительность реактора увеличивается.[17]

Первоначальное использование лития в 1990-х годах было мотивировано потребностью в ПФУ с низким уровнем рециклинга. В 1996 году к PFC TFTR было добавлено ~ 0,02 грамма литиевого покрытия, в результате чего выходная мощность термоядерного синтеза и удержание термоядерной плазмы улучшились в два раза. На первой стенке литий реагировал с нейтральными частицами с образованием стабильных соединений лития, что приводило к низкой рециркуляции холодного нейтрального газа. Кроме того, загрязнение плазмы литием обычно значительно ниже 1%. [1]

С 1996 года эти результаты были подтверждены большим количеством термоядерных устройств с магнитным удержанием (MCFD), которые также использовали литий в своих PFC, например: [1]

  • TFTR (США), CDX-U (2005) / LTX (2010) (США), CPD (Япония), HT-7 (Китай), EAST (Китай), FTU (Италия).
  • NSTX (США), Т-10 (Россия), Т-11М (Россия), TJ-II (Испания), RFX (Италия).

В конструкции термоядерных реакторов первичная энергия генерируется за счет поглощения нейтронов высокой энергии. Результаты этих MCFD подчеркивают дополнительные преимущества жидких литиевых покрытий для надежного производства энергии, в том числе: [1] [17] [7]

  1. Поглощайте высокоэнергетические или быстро движущиеся нейтроны. Около 80% энергии, производимой в реакции синтеза DT, приходится на кинетическую энергию вновь образованного нейтрона.
  2. Преобразуйте кинетическую энергию поглощенных нейтронов в тепло на первой стенке. Тепло, которое выделяется на первой стене, затем может быть отведено охлаждающими жидкостями во вспомогательных системах, вырабатывающих электричество.
  3. Самостоятельное воспроизводство трития путем ядерной реакции с поглощенными нейтронами. Нейтроны разной кинетической энергии будут запускать реакции воспроизводства трития.

Жидкий литий [ править ]

В настоящее время проходят испытания новейшие разработки в области жидкого лития, например: [8] [9]

  • Покрытия из все более сложных жидких соединений лития.
  • Многослойные покрытия из LL, B, F и других металлов с низким Z.
  • Покрытия из LL с более высокой плотностью для использования на PFC предназначены для больших тепловых нагрузок и нейтронного потока.

См. Также [ править ]

  • Международная установка по облучению термоядерных материалов # Справочная информация
  • Литиевый токамак Эксперимент

Ссылки [ править ]

  1. ^ a b c d e f g Литий-плазменный компонент для исследований в области магнитного синтеза. Оно. 2012 получено 1 ноября 2015 года.
  2. ^ Ихли, Т; Басу, Т.К .; Джанкарли, LM; Кониши, S; Маланг, S; Наджмабади, Ф; Нишио, S; Рафрей, Арканзас; Рао, CVS; Сагара, А; Ву, Y (декабрь 2008 г.). «Обзор конструкций бланкетов для перспективных термоядерных реакторов». Fusion Engineering и дизайн . 83 (7–9): 912–919. DOI : 10.1016 / j.fusengdes.2008.07.039 .
  3. ^ Stoafer, Крис (14 апреля 2011). «Концепция системы дивертора Токамак и проект ИТЭР» (PDF) . Прикладная физика и прикладная математика в Колумбийском университете . Проверено 20 апреля 2019 года .
  4. ^ Хино, Т; Дзинуши, Т; Ямаути, Y; Hashiba, M .; Hirohata, Y .; Katoh, Y .; Кохьяма, А. (2012). «Карбид кремния в качестве материала для облицовки плазмой или покрытия». Перспективные керамические композиты SiC / SiC: разработки и применения в энергетических системах . Серия керамических сделок. 144 : 353–361. DOI : 10.1002 / 9781118406014.ch32 . ISBN 9781118406014.
  5. ^ "Разработка компонентов первой стенки с покрытием из карбида бора для Wendelstein 7-X" . Макс Планк Гезельшафт . Архивировано из оригинального 12 мая 2011 года.
  6. ^ a b c Обнаружено механическое разрушение первой настенной плитки CFC. Также показано первое применение плиток CFC, преобразованных в B4C (поверхностно-борированные с использованием метода преобразования). , дата обращения 11 сентября 2012
  7. ^ a b c «Эксперимент на литиевом токамаке (LTX)» (PDF) . Информационный бюллетень. Принстонская лаборатория физики плазмы. Март 2011 . Проверено 20 апреля 2019 года .
  8. ^ a b c Kaita R, Berzak L, Boyle D (29 апреля 2010 г.). «Эксперименты со стенками из жидкого металла: состояние эксперимента с литиевым токамаком» . Fusion Engineering и дизайн . 85 (6): 874–881. DOI : 10.1016 / j.fusengdes.2010.04.005 .
  9. ^ a b Недавний прогресс в литиевой программе NSTX / NSTX-U и перспективы разработки дивертора на основе жидкого лития для реакторов. , получено 1 ноября 2015 года.
  10. ^ Goranson, P .; Barnes, G .; Chrzanowski, J .; Heitzenroeder, P .; Nelson, B .; Neumeyer, C .; Пинг, Дж. (1999). Разработка компонентов плазменной обработки для Национального эксперимента по сферическому токамаку (NSTX) . 18-й симпозиум IEEE / NPSS по термоядерной инженерии. DOI : 10.1109 / FUSION.1999.849793 .
  11. ^ a b Хейрбаут, Джим (16 августа 2012 г.). «Как залить термоядерный реактор» . Наука . Проверено 20 апреля 2019 года .
  12. ^ «Примеры тестовых покрытий для первой стены из вольфрама ASDEX Upgrade: сравнение различных методов покрытия» . Макс Планк Гезельшафт . Архивировано из оригинального 13 мая 2011 года.
  13. ^ Neu, R .; и другие. (Декабрь 1996 г.). «Эксперимент с вольфрамовым дивертором на ASDEX Upgrade». Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез . 38 (12A): A165 – A179. DOI : 10.1088 / 0741-3335 / 38 / 12A / 013 .
  14. ^ Evans, Ll. М .; Margetts, L .; Casalegno, V .; Рычаг, LM; Бушелл, Дж .; Lowe, T .; Стены, А .; Young, P .; Линдеманн, А. (28 мая 2015 г.). «Переходный термический анализ методом конечных элементов моноблока CFC – Cu ITER с использованием данных рентгеновской томографии» . Fusion Engineering и дизайн . 100 : 100–111. DOI : 10.1016 / j.fusengdes.2015.04.048 .
  15. ^ Evans, Ll. М .; Margetts, L .; Casalegno, V .; Леонард, Ф .; Lowe, T .; Ли, PD; Schmidt, M .; Маммери, PM (2014-06-01). «Термическая характеристика методов соединения керамики и металла для плавления с использованием рентгеновской томографии» . Fusion Engineering и дизайн . 89 (6): 826–836. DOI : 10.1016 / j.fusengdes.2014.05.002 .
  16. ^ Каку , Физика невозможного , pp.46-47.
  17. ^ а б Молоков СС; Moreau, R .; Моффатт К. Х. Магнитогидродинамика: историческое развитие и тенденции, с. 172-173.

Внешние ссылки [ править ]

  • Страница проекта Института Макса Планка на PFM
  • 13-й международный семинар по плазменным материалам и компонентам для термоядерного синтеза / 1-я международная конференция по термоядерным материаловедению
  • Ruset, C .; Григоре, Э .; Maier, H .; Neu, R .; Greuner, H .; Mayer, M .; Мэтьюз, Г. (2011). «Разработка W-покрытий для плавления». Fusion Engineering и дизайн . 86 (9–11): 1677–1680. DOI : 10.1016 / j.fusengdes.2011.04.031 .Аннотация: В статье дается краткий обзор вольфрамовых (W) покрытий, нанесенных различными методами на углеродные материалы (композит из углеродного волокна - CFC и мелкозернистый графит - FGG). Вакуумное плазменное напыление (VPS), химическое осаждение из паровой фазы (CVD) и физическое осаждение из паровой фазы (PVD) ... Особое внимание уделяется технике комбинированного магнетронного распыления и ионной имплантации (CMSII), которая была разработана в течение последних 4 лет с в промышленных масштабах, и он успешно применяется для W-покрытия (10–15 мкм и 20-25 мкм) более чем 2500 плиток для проекта ITER-like Wall в JET и ASDEX Upgrade .... Экспериментально, W / Mo-покрытия толщиной до 50 мкм были изготовлены и успешно испытаны на ионно-лучевой установке GLADIS мощностью до 23 МВт / м2. Ключевые слова: вольфрамовое покрытие; Углеродно-волокнистый композит (CFC); Стена типа ИТЭР; Магнетронное напыление;Ионная имплантация