В исследованиях в области термоядерной энергетики материал, обращенный к плазме (или материалы) (PFM) — это любой материал, используемый для создания компонентов, обращенных к плазме (PFC), тех компонентов, которые подвергаются воздействию плазмы, в которой происходит термоядерный синтез, и в частности материал, используемый для облицовки первой стенки или диверторной области корпуса реактора.
Материалы, обращенные к плазме, для конструкций термоядерных реакторов должны поддерживать общие этапы производства энергии, к которым относятся:
Кроме того, ПФМ должны работать в течение всего срока службы корпуса термоядерного реактора, выдерживая суровые условия окружающей среды, такие как:
В настоящее время исследования термоядерных реакторов сосредоточены на повышении эффективности и надежности генерации и захвата тепла, а также на повышении скорости передачи. Генерация электроэнергии из тепла выходит за рамки текущих исследований из-за существующих эффективных циклов теплопередачи, таких как нагрев воды для работы паровых турбин, которые приводят в действие электрогенераторы.
Текущие конструкции реакторов работают на основе реакций синтеза дейтерия и трития (D-T), которые производят высокоэнергетические нейтроны, которые могут повредить первую стенку, однако для бланкета и работы тритиевого бридера необходимы высокоэнергетические нейтроны (14,1 МэВ). Тритий не является естественным изотопом из-за его короткого периода полураспада, поэтому для термоядерного D-T-реактора его необходимо будет разводить с помощью ядерной реакции изотопов лития (Li), бора (B) или бериллия (Be) с высокоэнергетическими нейтронами, которые сталкиваются внутри первой стенки.
Требования
Большинство устройств термоядерного синтеза с магнитным удержанием (MCFD) в своей технической конструкции состоят из нескольких ключевых компонентов, в том числе:
Плазма термоядерного синтеза не должна фактически касаться первой стенки. ИТЭР и многие другие текущие и проектируемые эксперименты по термоядерному синтезу, особенно в проектах токамака и стелларатора, используют интенсивные магнитные поля в попытке достичь этого, хотя проблемы нестабильности плазмы остаются. Однако даже при стабильном удержании плазмы материал первой стенки будет подвергаться воздействию нейтронного потока, более сильного, чем в любом современном ядерном энергетическом реакторе, что приводит к двум ключевым проблемам при выборе материала:
Подкладочный материал также должен:
Некоторые критически важные компоненты, обращенные к плазме, такие как дивертор, в частности, обычно защищены другим материалом, нежели тот, который используется для основной площади первой стенки.
Предлагаемые материалы
В настоящее время используются или находятся на рассмотрении следующие материалы:
Также рассматриваются и используются многослойные плитки из нескольких этих материалов, например:
Графит использовался в качестве первого материала стенок Объединенного европейского тора (JET) при его запуске (1983), в токамаке с переменной конфигурацией (1992) и в Национальном эксперименте со сферическим тором (NSTX, первая плазма 1999).
Бериллий использовался для замены JET в 2009 году в преддверии его предполагаемого использования в ITER.
Вольфрам используется для дивертора в JET и будет использоваться для дивертора в ITER. Он также используется для первой стенки в ASDEX Upgrade. Графитовые плитки с плазменным напылением вольфрама использовались для дивертора ASDEX Upgrade. Исследования вольфрама в диверторе проводились на установке DIII-D. В этих экспериментах использовались два кольца изотопов вольфрама, встроенных в нижний дивертор, для характеристики эрозии вольфрама во время работы.
Молибден используется для первого материала стенки в Alcator C-Mod (1991).
Жидкий литий (ЖЛ) использовался для покрытия ПФК испытательного реактора синтеза «Токамак» в эксперименте «Литиевый токамак» (TFTR, 1996).
Соображения
Разработка удовлетворительных плазменных материалов является одной из ключевых проблем, которую еще предстоит решить в рамках текущих программ.
Характеристики материалов, контактирующих с плазмой, можно оценить по следующим параметрам:
В частности, этим займется Международный центр облучения 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 красивая. Проблема в том, что мы не знаем, как сделать эту коробку».
Недавние улучшения
Известно, что твердые материалы, обращенные к плазме, подвержены повреждениям при больших тепловых нагрузках и высоком потоке нейтронов. При повреждении эти твердые частицы могут загрязнять плазму и снижать стабильность удержания плазмы. Кроме того, радиация может просачиваться через дефекты в твердых частицах и загрязнять внешние компоненты сосуда.
Для решения проблем в PFC были предложены жидкометаллические компоненты, обращенные к плазме, которые окружают плазму. В частности, было подтверждено, что жидкий литий (ЖЛ) обладает различными свойствами, которые привлекательны для производительности термоядерного реактора.
Вольфрам
Вольфрам все чаще признается предпочтительным материалом для плазменных компонентов в термоядерных устройствах следующего поколения, во многом благодаря его уникальному сочетанию свойств и потенциалу для усовершенствования. Его низкие скорости эрозии делают его особенно подходящим для высоконапряженной среды термоядерных реакторов, где он может выдерживать интенсивные условия без быстрой деградации. Кроме того, низкое удержание трития вольфрамом при имплантации имеет решающее значение в контексте термоядерного синтеза, помогая минимизировать накопление этого радиоактивного изотопа.
Другим ключевым преимуществом вольфрама является его высокая теплопроводность, необходимая для управления экстремальным теплом, выделяемым в процессах термоядерного синтеза. Это свойство обеспечивает эффективное рассеивание тепла, снижая риск повреждения внутренних компонентов реактора. Кроме того, потенциал разработки радиационно-упрочненных сплавов вольфрама дает возможность повысить его долговечность и производительность в условиях интенсивного излучения, типичных для термоядерных реакторов.
Несмотря на эти преимущества, вольфрам не лишен недостатков. Одной из заметных проблем является его тенденция способствовать высокому уровню излучения в активной зоне, что является серьезной проблемой для поддержания безопасности и эффективности термоядерных реакторов. Тем не менее, вольфрам был выбран в качестве обращенного к плазме материала для дивертора первого поколения проекта ИТЭР, и, вероятно, он также будет использоваться для первой стенки реактора.
Понимание поведения вольфрама в термоядерных средах, включая его источник, миграцию и транспортировку в слое соскабливания (SOL), а также его потенциал для загрязнения активной зоны, является сложной задачей. Продолжаются значительные исследования для разработки зрелого и подтвержденного понимания этой динамики, в частности для прогнозирования поведения материалов с высоким атомным числом (Z), таких как вольфрам, в устройствах токамака следующего этапа.
Для решения проблемы внутренней хрупкости вольфрама, которая ограничивает его эксплуатационное окно, был разработан композитный материал, известный как W-fibre enhanced W-composite (Wf/W). Этот материал включает в себя внешние механизмы упрочнения для значительного повышения прочности, как было продемонстрировано на небольших образцах Wf/W.
В контексте будущих термоядерных электростанций вольфрам выделяется своей устойчивостью к эрозии, самой высокой температурой плавления среди металлов и относительно мягким поведением при нейтронном облучении. Однако его температура перехода из пластичного состояния в хрупкое (DBTT) вызывает беспокойство, особенно по мере ее увеличения под воздействием нейтронов. Для преодоления этой хрупкости изучаются несколько стратегий, включая использование нанокристаллических материалов, легирование вольфрамом и композитные материалы на основе W.
Особенно примечательны вольфрамовые ламинаты и армированные волокнами композиты, которые используют исключительные механические свойства вольфрама. В сочетании с высокой теплопроводностью меди эти композиты предлагают улучшенные термомеханические свойства, выходящие за пределы рабочего диапазона традиционных материалов, таких как CuCrZr. Для применений, требующих еще более высокой термостойкости, были разработаны вольфрамовые композиты, армированные волокнами вольфрама (Wf/W), включающие механизмы для повышения прочности, тем самым расширяя потенциальные области применения вольфрама в технологии плавления.
Литий
Литий (Li) — щелочной металл с низким Z (атомным числом). Li имеет низкую первую энергию ионизации ~5,4 эВ и обладает высокой химической активностью по отношению к видам ионов, содержащихся в плазме активных зон термоядерных реакторов. В частности, Li легко образует стабильные литиевые соединения с изотопами водорода, кислородом, углеродом и другими примесями, содержащимися в плазме D-T.
Реакция синтеза D-T производит заряженные и нейтральные частицы в плазме. Заряженные частицы остаются магнитно удерживаемыми в плазме. Нейтральные частицы не удерживаются магнитно и будут двигаться к границе между более горячей плазмой и более холодной PFC. Достигнув первой стенки, как нейтральные частицы, так и заряженные частицы, которые покинули плазму, становятся холодными нейтральными частицами в газообразной форме. Затем внешний край холодного нейтрального газа «рециркулируется» или смешивается с более горячей плазмой. Считается, что градиент температуры между холодным нейтральным газом и горячей плазмой является основной причиной аномального переноса электронов и ионов из магнитно удерживаемой плазмы. По мере уменьшения рециркуляции градиент температуры уменьшается, а стабильность удержания плазмы увеличивается. При лучших условиях для синтеза в плазме производительность реактора увеличивается.
Первоначальное использование лития в 1990-х годах было мотивировано необходимостью в PFC с низкой степенью рециркуляции. В 1996 году в PFC TFTR было добавлено ~ 0,02 грамма литиевого покрытия, что привело к улучшению выходной мощности термоядерного синтеза и удержанию термоядерной плазмы в два раза. На первой стенке литий реагировал с нейтральными частицами с образованием стабильных литиевых соединений, что приводило к низкой степени рециркуляции холодного нейтрального газа. Кроме того, загрязнение литием плазмы, как правило, было значительно ниже 1%.
С 1996 года эти результаты были подтверждены большим количеством устройств термоядерного синтеза с магнитным удержанием (MCFD), в которых в PFC также использовался литий, например:
Генерация первичной энергии в конструкциях термоядерных реакторов происходит за счет поглощения нейтронов высокой энергии. Результаты этих MCFD подчеркивают дополнительные преимущества покрытий из жидкого лития для надежного производства энергии, в том числе:
Жидкий литий
В настоящее время проводятся испытания новейших разработок в области жидкого лития, например:
Карбид кремния
Карбид кремния (SiC), огнеупорный керамический материал с низким атомным номером, появился как перспективный компонент, обращенный к плазме (PFC) для устройств магнитной термоядерной энергии. Хотя замечательные свойства SiC когда-то привлекали внимание к экспериментам по термоядерному синтезу, прошлые технологические ограничения препятствовали его более широкому использованию. Однако развивающиеся возможности композитов на основе волокон SiC (SiCf/SiC) в реакторах деления Gen-IV возобновили интерес к SiC как к материалу для термоядерного синтеза.
Современные версии SiCf/SiC сочетают в себе многие желательные свойства, присущие композитам из углеродного волокна, такие как термомеханическая прочность и высокая температура плавления. Эти версии также обладают уникальными преимуществами: они демонстрируют минимальное ухудшение свойств при воздействии высоких уровней нейтронного повреждения, а их выход химического распыления ниже, чем у графита. Это приводит к меньшему количеству проблем, связанных с накоплением шлака в материале и уменьшению удержания топлива по сравнению с чистым углеродом. Однако химическое и физическое распыление SiC по-прежнему существенно, и ключевой проблемой увеличения запасов трития с течением времени и с текучестью частиц остается.
SiC демонстрирует диффузию трития ниже, чем наблюдаемая в таких материалах, как вольфрам, свойство, которое можно дополнительно оптимизировать, нанеся тонкий слой монолитного SiC на подложку SiC/SiCf.
Силиконизация, метод кондиционирования стенок, может превзойти другие методы в снижении примесей кислорода и улучшении производительности плазмы. Текущие исследовательские усилия сосредоточены на понимании поведения SiC в условиях, соответствующих реакторам, что дает ценную информацию о его потенциальной роли в будущих технологиях термоядерного синтеза. Богатые кремнием пленки на диверторных PFC были недавно разработаны с использованием инъекций гранул Si в сценариях режима высокого ограничения в DIII-D, что побудило к дальнейшим исследованиям по совершенствованию техники для более широких приложений термоядерного синтеза.