Міжнародна команда дослідників оцінила, як літій утримує паливо в стінках працюючого термоядерного пристрою типу токамак, і виявила, що попереднє літієве покриття матеріалів призводить до меншого захоплення дейтерію, ніж упорскування літієвого порошку під час роботи установки. Про це йдеться в матеріалі Newswise Science News.
Токамаки — це тороїдальні (у формі бублика) установки для керованого термоядерного синтезу, де потужні магнітні поля утримують плазму. Вони розглядаються як один з головних кандидатів на роль майбутніх термоядерних електростанцій. Однак досі не визначено, з яких саме матеріалів мають бути виготовлені елементи, що безпосередньо контактують із плазмою.
Такі плазмово-контактні матеріали повинні витримувати екстремальні температури та потоки частинок, необхідні для підтримання реакцій синтезу. Літій вважають одним із провідних варіантів для зон токамака, де відбуваються великі коливання теплового навантаження. Він плавиться, утворюючи самовідновну поверхню, а також є легким елементом, тому викиди літію менше порушують плазму.
Проблема зв’язування палива літієм
Водночас відомо, що літій активно зв’язує ізотопи водню. Це означає, що молекули палива можуть «застрягати» в стінках реактора, замість того щоб брати участь у термоядерній реакції. Для майбутніх електростанцій це критично: матеріали, які накопичують надто багато палива, будуть непридатними.
Щоб оцінити масштаб цієї проблеми, дослідники на Національній термоядерній установці DIII-D, що працює як користувацький центр Міністерства енергетики США, вивчили, як добре літій утримує дейтерій — один із основних видів палива для синтезу — безпосередньо в умовах працюючого токамака.
Команда порівняла кількість дейтерію, що залишився в зразках, попередньо вкритих літієм, із кількістю дейтерію в зразках без початкового покриття, які під час експерименту піддавалися впливу літієвого порошку, впорскуваного в плазму.
Що показали експерименти в DIII-D
У дослідженні, до якого долучилися дев’ять наукових установ і яке очолив аспірант, використовували систему оцінки матеріалів дивертора DIII-D (DiMES). Вона дозволяє піддавати зразки впливу плазми з параметрами, наближеними до комерційних термоядерних установок, і вивчати взаємодію плазми з матеріалами.
На першому етапі вчені дослідили зразки з літієвим покриттям різної товщини. Виявилося, що попередньо літійовані зразки утримували подібні кількості дейтерію незалежно від товщини нанесеного шару літію. Тобто збільшення товщини покриття не призводило до помітного зростання захоплення палива.
На другому етапі аналізували зразки без початкового літію, які під час роботи токамака піддавалися впливу впорскуваного в плазму літієвого порошку. У цьому випадку спостерігали значне співосадження літію та дейтерію на поверхні, що призводило до вилучення більшої кількості палива з реакції.
Отримані результати свідчать, що попереднє покриття елементів токамака літієм може бути кращою стратегією, ніж регулярне впорскування літієвого порошку під час роботи установки, принаймні з точки зору мінімізації утримання палива.
Наслідки для проєктування майбутніх реакторів
Автори роботи підкреслюють, що для комерційних термоядерних електростанцій надзвичайно важливо уникати накопичення літію в холодніших ділянках стінок реактора. Саме там паливо найімовірніше буде зв’язуватися та залишатися в матеріалі, а не повертатися в плазму.
Кількість дейтерію, виявлена в зразках, дає конструкторам майбутніх установок орієнтири щодо того, як і де можна безпечніше застосовувати літій. Зокрема, результати вказують на переваги контрольованого попереднього літіювання поверхонь порівняно з порошковим упорскуванням.
У наступних дослідженнях команда планує з’ясувати, що відбувається з співосадженими літієм і паливом, коли зразок нагрівається настільки, що літій переходить у рідкий стан. Саме рідкий літій розглядається як бажана форма для використання в термоядерних пристроях, і ці експерименти допоможуть краще передбачити поведінку палива під час реальної експлуатації.
Робота виконана в межах дослідницької програми «Leidenfrost divertor: літієвий паровий щит для екстремальних теплових навантажень на стінки термоядерного реактора», що частково фінансується NWO. Додаткову підтримку надали Європейський Союз через програму Euratom з досліджень і навчання, а також Управління науки Міністерства енергетики США через програму з енергетики термоядерного синтезу та користувацький центр DIII-D.