Flüssiges Lithium als Divertormaterial zur Minderung schwerer Schäden an benachbarten Komponenten bei Plasmatransienten

Wissenschaftliche Berichte Band 12, Artikelnummer: 18782 (2022) Diesen Artikel zitieren

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Details zu den Metriken

Der erfolgreiche Betrieb thermonuklearer Fusionsreaktoren wie ITER, DEMO und zukünftiger kommerzieller Anlagen wird hauptsächlich von der optimalen Materialauswahl verschiedener Komponenten bestimmt. Das Ziel dieser Arbeit besteht darin, das gesamte Gerät in 3D genau und umfassend zu simulieren, um Vor- und Nachteile verschiedener Materialien vorherzusagen, z. B. flüssiges Lithium im Vergleich zu Wolfram und Kohlenstoff, um zukünftige ITER-ähnliche und DEMO-Divertor-Leistungen vorherzusagen. Wir haben unser umfassendes HEIGHTS-Simulationspaket verwendet, um die Reaktion von ITER-ähnlichen Komponenten bei transienten Ereignissen in exakter 3D-Geometrie zu untersuchen. Ausgehend von den verlorenen heißen Kernplasmapartikeln durch SOL, der Ablagerung auf der Divertoroberfläche und der Erzeugung eines sekundären Plasmas aus Divertormaterialien. Unsere Simulationen prognostizierten eine deutliche Verringerung der Wärmebelastung und Schäden an den Divertor-nahen und internen Komponenten, wenn Lithium auf den Divertorplatten verwendet wird. Bei der Verwendung von Wolfram oder Kohlenstoff auf der Divertorplatte kann es hingegen zu erheblichen Schmelzstellen und Verdampfungsstellen (bei Kohlenstoff weniger) am Reflektor, der Kuppel und den Edelstahlrohren kommen, und sogar Teile der ersten Wände können aufgrund der hohen Strahlung schmelzen Leistung des sekundären Divertorplasmas. Die Photonenstrahlungsdeposition von Lithium im Divertor und in nahegelegenen Oberflächen wurde im Vergleich zu Wolfram um zwei Größenordnungen und im Vergleich zu Kohlenstoff um eine Größenordnung verringert. Diese Analyse zeigte, dass die Verwendung von flüssigem Lithium für ITER-ähnliche Oberflächen und zukünftige DEMO-Anwendungen zu einer deutlichen Verlängerung der Lebensdauer der Komponenten führen kann.

Die erfolgreiche Entwicklung thermonuklearer Fusionsreaktoren wie ITER oder DEMO-Geräte der nächsten Generation wird maßgeblich von der optimalen Materialauswahl der verschiedenen Komponenten und Systeme bestimmt. Die Materialauswahl sollte eine lange Lebensdauer der Komponenten (insbesondere des Divertors) fördern, einschließlich Toleranz gegenüber den hohen Wärmebelastungen während transienter Plasmaereignisse, eine effiziente thermonukleare Reaktion und Energieumwandlung ermöglichen, eine minimale Tritiumkonzentration in den Komponenten aufrechterhalten sowie Materialkompatibilitäts-, Sicherheits- und andere Anforderungen fördern . Derzeit ist ITER das wichtigste internationale Projekt, das die Leistungsfähigkeit des Tokamak-Konzepts für die zukünftige Energieerzeugung demonstrieren soll. Das ITER-Gerät ist viel größer als alle bestehenden Tokamaks und wird bei Plasmainstabilitäten viel höhere Wärmeflüsse zu den Divertorkomponenten haben. Die zu erwartende Oberflächenwärmebelastung während der Plasma-Material-Wechselwirkung (PMI) ist eine der Hauptbeschränkungen bei der Entwicklung erfolgreicher Fusionsgeräte. Die dem Plasma zugewandten Komponenten (PFCs) werden im ITER-Gerät nicht nur bei abnormalem Betrieb (z. B. Störung), sondern auch im Normalbetrieb, d. h. bei kantenlokalisierten Modi (ELMs)1, beschädigt und erodiert. Die Verwendung eines vollständigen Wolfram-Divertors wie im aktuellen ITER-Design könnte zu erheblichen Schäden an allen Innenkomponenten führen, die zunächst für das störende Plasma nicht sichtbar sind, einschließlich Ablenkplatten, Reflektorplatten, Kuppel und sogar der ersten Berylliumwand. Die Reparatur all dieser Komponenten erfordert erhebliche Ausfallzeiten im Reaktorbetrieb über längere Zeiträume. Das Vollwolframdesign des ITER-Divertors wird bei Plasmainstabilitäten zur Entwicklung eines dichten High-Z-Sekundärwolframplasmas mit sehr hoher Strahlungsleistung für verschiedene innere Komponenten führen.

Eine vorgeschlagene Möglichkeit, die Wärmebelastung der Innenkomponenten zu verringern, besteht darin, die Auftreffpunkte (SP) des Wolfram-Divertors teilweise abzudecken oder Streifen aus Low-Z-Materialien einzufügen. Kleine Kohlenstoffeinsätze am SP können beispielsweise den Wolframgehalt im Sekundärplasma, d reduzierte Strahlungsleistung2. Ein kleiner Streifen Carbon-Einsatz (nur weniger als 10 % der komplett aus Carbon gefertigten Divertorplatten-Designoption, die ihre eigenen zusätzlichen Probleme mit sich bringt) verhindert die Beschädigung all dieser Innenkomponenten, die sehr schwer zu reparieren sind, und beugt der Gefahr erheblicher Schäden vor Menge an Hoch-Z-Kontamination des Kernplasmas während vorübergehender Ereignisse, die dann zu einer vollständigen Unterbrechung führen oder den erfolgreichen Betrieb im aktuellen ITER-Design beeinträchtigen kann. Das durch Kohlenstoff erzeugte Plasma absorbiert Energie hauptsächlich im thermischen Teil im Vergleich zum High-Z-Wolfram. Kohlenstoff hat im Vergleich zu Wolfram eine einfache Atomstruktur. Infolgedessen verbrauchen Wolframionen einen Großteil der transienten Plasmaenergie durch Ionisierung, während im Kohlenstoff die Ionengeschwindigkeit erhöht wird. Der Vorteil der Verwendung von Kohlenstoff besteht darin, dass die thermische Abkühlung langsam erfolgt. Die endgültige Energiedeposition wird zeitlich verzögert und innerhalb der Kohlenstoffpartikel lokalisiert, die mit sehr geringer Intensität an weit entfernte Orte übertragen werden, die keinen nennenswerten Schaden verursachen. Im Fall von Wolfram besteht der Abkühlungsprozess in der Rekombination von W-Ionen und der Emission starker Photonen. Dieser Prozess ist viel schneller und die endgültige Energiedeposition ist nicht innerhalb der Wolframionen lokalisiert, da sich die zurückgestrahlten Photonen unabhängig von der Magnetfeldstruktur in alle Richtungen bewegen. Da die Wolframionen schwerer sind als die Kohlenstoffionen, sind die Kollisions- und Streuprozesse im Fall von Wolfram „effektiver“, d dringen tief in die sekundäre dichte Plasmawolke ein. Dadurch wird die endgültige Energiedeposition auf die inneren Komponentenoberflächen umverteilt, was zu starken lokalen Hotspots führt.

Allerdings hat die Verwendung von Kohlenstoff als PFC auch mehrere Nachteile, darunter höhere Erosion, Probleme mit der Tritiumretention, Staub in der Kammer, schwere Neutronenschäden usw. Es wurden bereits Methoden vorgeschlagen, um Tritium aus Kohlenstoff und FCKW zu entfernen, z. B. Erhitzen zwischen den Entladungen mithilfe von Laserstrahlen usw. Tatsächlich werden vorübergehende Ereignisse selbst wie ELMs und Störungen auf dem kleinen Kohlenstoffstreifen aufgrund der hohen Temperaturen während dieser Ereignisse tatsächlich dazu beitragen, Tritium zu entfernen. Der größte Teil der Innenkonstruktion, z. B. Kuppel, Leitbleche, Reflektorplatten und der größte Teil der Divertorplatte, bestehen immer noch aus Wolfram. Der dünne Kohlenstoffeinsatz ist ein Kompromiss zwischen dem Vollwolfram-Divertor und dem Divertor mit vollständiger Kohlenstoffplatte, der derzeit nicht bevorzugt wird. Beide Optionen haben Vor- und Nachteile. Die Installation eines sehr kleinen und leicht austauschbaren Low-Z-Kohlenstoffeinsatzes auf der Wolframplatte kann alle angrenzenden Oberflächen und die erste Wand erheblich vor ernsthaften Schäden schützen und die Lebensdauer der Divertorkomponenten verlängern2.

Das DEMO-Fusionskraftwerk der nächsten Generation soll eine Verbindung zwischen ITER und einem kommerziellen Fusionskraftwerk3 sein. Diese DEMO sollte einen stabilen Langzeitbetrieb mit einer Nettostromproduktion von einigen hundert MW demonstrieren. Der Divertor und andere dem Plasma zugewandte Oberflächen werden im Vergleich zu ITER viel höheren Energieflüssen ausgesetzt sein. Für das DEMO-Projekt wird vorgeschlagen, flüssiges Lithium als PFC anstelle von Wolfram zu verwenden, im No-ELM-Regime zu arbeiten und Störungen zu vermeiden oder abzumildern. Flüssiges Lithium ist nicht nur in der Lage, das Erosionsproblem von PFCs zu lösen, sondern auch ein wirksamer Wärmetransporter und Tritium-Brutmaterial zu sein und die Leistung des Kernplasmas zu verbessern. Diese unbestreitbaren Vorteile von flüssigem Lithium ermöglichten es, es in einem bestimmten Stadium des ITER-Projekts als Baumaterial in Betracht zu ziehen4. Die selbstkühlende Lithiumdecke ist das Hauptkonzept für das DEMO, das im Rahmen des ITER-Projekts getestet werden sollte5.

Ziel dieser Arbeit ist es, die Vorteile des flüssigen Lithiummaterials in ITER-ähnlichem Design und unter ITER-ähnlichen Bedingungen genau und umfassend zu simulieren und mit Wolfram und Kohlenstoff zu vergleichen, um die DEMO-Leistung zu bewerten. Wir haben die Reaktion von ITER-Komponenten bei transienten Plasmaereignissen simuliert, angefangen bei den austretenden heißen Kernplasmapartikeln bis hin zur Erzeugung von sekundärem Divertorplasma und der Wechselwirkung mit verschiedenen umgebenden PFCs.

Wir haben unser vollständiges integriertes 3D-Simulationspaket HEIGHTS für Lithiumberechnungen einschließlich detaillierter Photonenstrahlungstransporte (RT) erweitert und die vorliegende Studie auf die Untersuchung der Wärmebelastungen und Schäden an verschiedenen PFC-Oberflächen während der transienten Ereignisse von ELMs und Störungen konzentriert6. Wie in unseren früheren Studien gingen wir für das aktuelle ITER-Design von einer Dauer dieser Ereignisse von 1 ms aus7,8,9. Abbildung 1 zeigt schematisch den dreidimensionalen Berechnungsbereich und das verwendete Koordinatensystem. Die adaptive Netzverfeinerung (AMR) wird zur genauen Beschreibung der exakten ursprünglichen 3D-ITER-Designgeometrie von Submikron bis zu Metern Länge verwendet10.

Schematische 3D-Darstellung der ITER-Komponenten und des Koordinatensystems. Die Bilder wurden mit CorelDRAW Graphics Suite 11 erstellt.

Der Quad-Three-AMR besteht aus 5 Schichten mit einer minimalen MHD-Zellengröße von ~ 5 mm. Die austretenden heißen Plasmakernpartikel kreisen in toroidaler Richtung, beginnend von der letzten geschlossenen Flussoberfläche (LCFS) bis zum Aufprall auf die PFC-Oberflächen. Der wahrscheinlichste Aufprallbereich zu Beginn des transienten Ereignisses ist der SP auf Divertorplatten, wo die Lithiumwannen installiert sind (Abb. 1, grün). In der ersten Phase unserer Simulation werden die Entwicklungen der entwichenen Teilchen zur Berechnung der tatsächlichen Energiedeposition in den Tokamak-Oberflächen sowie der Divertordampf-/Plasmaentwicklung und -ausbreitung in SOL verwendet. Wir haben gyrokinetische Monte-Carlo-Modelle zur Beschreibung des Energietransports im Kernplasma entwickelt6,11. Im Rahmen unserer Modelle wird die Partikelwirbelung vollständig in 3D berechnet (nicht in der sogenannten Leitzentrumsnäherung12), um die Winkeländerungen während der Streuprozesse genau zu berücksichtigen. Wir haben in die Streumodelle acht physikalische Hauptprozesse einbezogen (im SOL und unter der Oberfläche): Ionen-Kern-Wechselwirkungen, Ionen-Elektron-Wechselwirkungen, Elektron-Kern-Wechselwirkungen, Elektron-Elektron-Wechselwirkungen, Bremsstrahlungsprozess, Compton-Prozesse, Photoabsorption, und Auger-Rekombination6. Abbildung 2 zeigt ein Beispiel der simulierten Flugbahn für das entkommene Deuteriumion im SOL (siehe Zusatzvideo S1 für die simulierte Dynamik der aus der Kernregion entwichenen Elektronen- und Wasserstoffionen). Das gyrokinetische Modell beschreibt das verdünnte heiße Kernplasma, während das MHD-Modell die Entwicklung des dichten Sekundärplasmas simuliert, das nach der Divertorverdampfung initiiert wird. Das Sekundärplasma (in diesem Fall Li) ist mehrere Größenordnungen dichter als das seltene Kernplasma und die MHD-Behandlung ist für das dichte Plasma gerechtfertigt13. Unsere Simulationen sagten eine Dichte des Sekundärplasmas von bis zu ~ 1017 cm−3 im Vergleich zu ~ 1013 cm−3 für das Wasserstoffplasma voraus. Das gyrokinetische Modell berechnet den Kernplasmafluss und die Energiedeposition alle paar MHD-Zeitschritte und für jeden Bereich/jede Komponente innerhalb der Tokamak-Kammer dynamisch neu. Die Energie der entwichenen Kernpartikel (1) lagert sich im sich entwickelnden dichten Sekundärplasma ab und erwärmt es, wodurch (2) die eingefrorenen Magnetfeldlinien bewegt werden, die (3) die Flugbahnen der entwichenen eintreffenden Plasmapartikel bestimmen. Weitere Einzelheiten zu diesem selbstkonsistenten vollständigen 3D-Schema finden Sie in Ref.2.

HEIGHTS simulierte die Flugbahn des dem Kern entkommenen Deuteriumions in ITER SOL. (Siehe Zusatzvideo S1).

Obwohl Lithium ein Material mit niedrigem Z-Wert ist und eine viel einfachere Atomstruktur aufweist als beispielsweise Wolfram, haben wir keine Details der Atomphysik und der Berechnungen zum Photonenstrahlungstransport (RT) im Lithium-Sekundärplasma außer Acht gelassen. Die RT-Berechnungen wurden unter Berücksichtigung von mehr als ~ 2800 Spektralgruppen im Bereich von 0,05 bis 105 eV (Vollspektrum) durchgeführt. Die Details der RT-Physik und -Modelle in HEIGHTS werden in Ref. 2,14 dargestellt. Die Plasma-Wärmeleitungs- und magnetischen Diffusionsmodelle15 sowie die Massenmaterial-Wärmeleitungs- und Verdampfungsmodelle16 vervollständigen die selbstkonsistenten integrierten HEIGHTS-Modelle.

In unserer numerischen Studie gingen wir davon aus, dass für die 1-ms-Störung die volle Sockelenergie QDIS = 126 MJ freigesetzt wird und für das 1-ms-Riesen-ELM nur 10 % der Sockelenergie (QELM = 12,5 MJ)2. Die Sockelplasmatemperatur wurde mit Tped = 3,5 keV gemessen. Basierend auf der Gesamtenergie des transienten Ereignisses haben wir die endgültige Energieverteilungsbilanz für alle wichtigen PFCs in Prozent für ITER ELM und Störung ausgedrückt (Abb. 3). Die entwichene, im Li-Plasma deponierte Teilchenenergie ist rot markiert, die äußere Divertorplatte grün, die innere Divertorplatte blau, alle anderen Oberflächen gelb. Die Analyse der Energieumverteilung im Lithium-Fall wird mit Wolfram- und Kohlenstoff-Fällen verglichen2.

HEIGHTS-Vorhersagen der endgültigen Energiebilanz bei transienten ITER-Ereignissen mit Lithium: 1,0 ms ELM (a); und 1,0 ms Unterbrechung (b). Die Bilder wurden mit OriginPro V2020 erstellt.

Wie wir bereits früher berichteten2, weist das Low-Z-Kohlenstoffplasma aufgrund seiner Atomstruktur eine viel geringere Photonenstrahlungsleistung auf; im Gegensatz zum High-Z-Wolframplasma. Ein Teil der gesamten im Kohlenstoffplasma deponierten ELM-Energie (12,6 MJ) stieg auf 10,2 MJ im Vergleich zu 8,6 MJ für Wolfram. Darüber hinaus strahlte Kohlenstoffplasma nur 0,62 MJ Photonenenergie zurück, verglichen mit 6,47 MJ bei Wolframplasma. Photonenstrahlung ist sehr schwer zu mildern und ihre Übertragungszeit ist im Vergleich zum Transport der thermischen Plasmaenergie sehr kurz und wird nicht durch die Magnetfeldstruktur beeinflusst. Die vorliegenden Simulationen von Li als potenziellem Divertormaterial zeigten eine weitere Abnahme der Photonenstrahlungsleistung im Vergleich zu Kohlenstoff.

Wir haben die Ergebnisse der Energieverteilung für W-, C- und Li-Divertoren im ITER-Design in Tabelle 1 zusammengefasst. Wie gezeigt, ähnelt die gesamte Energiedeposition im Li-Sekundärplasma dem Kohlenstoffplasma-Fall, jedoch mit der direkten Kernplasmadeposition in den Divertorplatten ist im Li-Fall viel kleiner (etwa dreimal niedriger). Dies lässt sich durch das leicht verdampfbare Li-Material mit der schnellen Bildung einer Plasmawolke und der Abschirmung durch Divertorplatten erklären. Wie wir oben vorhergesagt haben, ist das Li-Sekundärplasma selbst im Vergleich zum Low-Z-Kohlenstoffplasma viel weniger strahlend. Während des ELM strahlt das Wolframplasma 51,34 % der Energie zurück, das Kohlenstoffplasma 4,92 % der Energie und das Lithiumplasma nur 0,36 %. Die zu erwartende Photonenstrahlungsdeposition und Schäden an Oberflächen sind im Li-Fall sehr gering. Die Strahlungsenergierückführung auf die Divertorplatten beträgt etwa 0,01–0,05 % der gesamten Aufprallenergie. Die Kernplasmaenergie wird im Li-Fall hauptsächlich in thermische Energie des Sekundärplasmas umgewandelt. Der Wärmeenergietransport ist viel langsamer als der schnelle Transport der Strahlungsenergie, bei dem die Transportgeschwindigkeit durch die Lichtgeschwindigkeit bestimmt wird. Unsere Simulationen zeigten, dass die poloidale Geschwindigkeit des Sekundärplasmas in der Größenordnung von mehreren hundert Metern pro Sekunde liegt. Dadurch wird die Wärmebelastung der Divertorkomponenten zeitlich verteilt, was eine solche Erwärmungsminderung ermöglicht.

Die Tabelle 1 spiegelt die gesamten integrierten Werte im Zeitverlauf wider. Allerdings haben die vorübergehenden Ereignisse in Tokamaks einen komplexen, in sich konsistenten Charakter mit probabilistischer Verteilung in Zeit und Raum. Wir sollten hier zwei Hauptschadensquellen hervorheben: die gestreuten Kernplasmapartikel und die Photonenstrahlung des sich dynamisch entwickelnden Sekundärplasmas, das sich durch die SOL ausbreitet. Die zeitlich integrierte Strahlungsenergie zeigt ein minimales Risiko für Schäden an PFC-Oberflächen. Das aufgetragene Strahlungsfeld im Divertorraum (Abb. 4a) zeigt den um zwei Größenordnungen kleineren Photonenstrahlungsfluss im Li-Fall im Vergleich zum W- und C-Sekundärplasma (siehe Abb. 6 von Ref. 2). Alle drei Fälle werden zum Zeitpunkt von 0,5 ms während des 1,0 ms langen ELM aufgezeichnet.

Momentaufnahme der berechneten Flüsse des Li-Sekundärplasmas bei t = 0,5 ms: (a) Photonenstrahlungsfluss während 1,0 ms ELM (a); Kernplasmapartikelfluss (Vektoren im Maßstab) während einer 1,0-ms-Störung vor dem Hintergrund der Li-Plasma-Atomdichte (b). Die Bilder wurden mit OriginPro V2020 erstellt.

Wie in unseren vorherigen Simulationen folgten wir der gleichen Nummerierung der Komponentenoberflächen, wobei Nr. 1 und Nr. 9 Leitbleche sind; Nr. 2 und Nr. 8 sind Divertorplatten; Nr. 3 und Nr. 7 sind Reflektoren; Nr. 4 und Nr. 6 sind Kuppelröhren; und Nr. 5 ist Dome2. Zusätzlich zu den Schäden durch Li-Photonenstrahlung verursachen der entwichene Plasmakern und verstreute Partikel aus dem sich entwickelnden Li-Sekundärplasma auch Oberflächenschäden. In Abbildung 4b ist der Partikelfluss als Vektoren im logarithmischen Maßstab dargestellt, um den Ort und die Richtung der Störungseinwirkung klar darzustellen. Der Partikelfluss ist bei 0,5 ms der 1,0 ms langen Störung über der Baffle-Oberfläche sehr hoch.

In unseren vorherigen Berechnungen haben wir während der Störung eine kritische Schadensstelle auf der Oberfläche der Kuppel Nr. 5 für den gesamten Wolframdivertor gefunden2. Auch diese unerwartete Stelle wird während des ELM-Events geschmolzen. Die Verwendung eines kleinen Kohlenstoffeinsatzes am SP löst dieses Problem für das ELM, aber während der Unterbrechung wird der Dome-Punkt immer noch geschmolzen. Durch die Verwendung von Lithiumschalen oder -strukturen wird das Problem der Überhitzung der Kuppeloberfläche vollständig gelöst (siehe Abb. 5). Die grüne Kurve (Li-Fall) zeigt, dass die Kuppeloberflächentemperaturen während eines ELM weniger als 800 K und während eines Störungsereignisses weniger als 3000 K betragen. Der zweite Überhitzungsbereich, den wir für ein ITER-ähnliches Design vorhergesagt haben, war der Reflektor Nr. 3. Die Li-Sekundärplasmawolke verringert auch die Wärmebelastung dieser Oberfläche erheblich. Abbildung 6 zeigt die starke Reduzierung der Reflektoroberflächentemperatur für das Lithiumgehäuse (grüne Kurve) während des Störungsereignisses.

HEIGHTS-Simulation der PFC-Transientenreaktion: #5 Maximale Oberflächentemperatur der Kuppel während 1,0 ms ELM (a, b) 1,0 ms Unterbrechung (b), siehe Abb. 4a für die Oberflächenposition. Die Bilder wurden mit OriginPro V2020 erstellt.

HEIGHTS-Simulation der PFC-Transientenreaktion: Maximale Oberflächentemperatur des Reflektors Nr. 3 während 1,0 ms ELM (a), 1,0 ms Unterbrechung (b), siehe Abb. 4a für die Oberflächenposition. Die Bilder wurden mit OriginPro V2020 erstellt.

Die vorhergesagten unerwarteten Erosionsstellen während der Störung befinden sich auf der äußeren Leitwand Nr. 9. Abbildung 7 zeigt die Erosionsform der Baffle-Oberfläche nach der 1,0 ms langen Unterbrechung. Wie in diesem Diagramm gezeigt, kann die maximale Erosionstiefe für das Vollwolfram-Divertorgehäuse (rote Kurve) bis zu ~ 1 μm erreichen. Die Verwendung von Low-Z-Materialien reduziert die Erosion um das Zehnfache der Kratertiefe am Ende der 1,0-ms-Störung. Wir gehen davon aus, dass die Implementierung einer vollständigen Lithiumbeschichtung der DEMO-Divertorkomponenten dieses Problem ebenfalls abmildern wird. Oberhalb der Baffle-Oberfläche ist die Li-Plasmadichte unzureichend (Abb. 8). (Siehe Zusatzvideo S2 für die von HEIGHTS simulierte Dynamik der Li-Sekundärplasmainitiierung und -expansion vom SP-Standort entlang der Divertorkomponentenoberflächen). Die Erosion der Baffle Nr. 9 ist das Ergebnis einer unzureichenden sekundären Plasmaabschirmung, dh einer unzureichenden Bildung und Ausbreitung von Li-Wolken entlang der Baffle-Oberfläche. Das Vorhandensein der anderen Lithium-DEMO-Oberflächen sollte die entwickelte Li-Plasma-Abschirmung verstärken, Erosion abschwächen und die Lebensdauer der Komponenten verlängern.

HEIGHTS-Simulation der Erosionstiefe der Prallfläche Nr. 9 während einer Störung von 1,0 ms, siehe Abb. 4a für die Oberflächenposition. Die Bilder wurden mit OriginPro V2020 erstellt.

HEIGHTS berechnete die Li-Sekundärplasmadichte im Divertorraum nach der 1,0-ms-Störung. (Siehe Zusatzvideo S2).

Der Hauptenergiefluss, der vom Kernplasma in magnetisch eingeschlossenen Fusionsreaktoren in den Divertorraum kommt, ist in einem relativ schmalen Bereich um die Separatrix konzentriert, der Grenze zwischen den geschlossenen und offenen Magnetfeldlinienbereichen17. Der Erfolg der Tokamak-Reaktoren wird hauptsächlich durch die beste Materialauswahl für verschiedene Komponenten des Geräts bestimmt. Im Divertorraum entsteht aufgrund der Wechselwirkung mit heißem Wasserstoffplasma und der Ablagerung in Divertormaterialien bei Plasmainstabilitäten eine sekundäre Plasmawolke, die aus dem Oberflächenmaterial des Divertors stammt. Herkömmliche Materialien wie Wolfram, Beryllium oder Kohlenstoff scheinen zunächst die Probleme der Plasma-Material-Wechselwirkung bei ITER-ähnlichen Projekten zu lösen, wenn auch mit dem Verfahren zum Austausch des Divertors nach Tausenden von Pulsen. Jedes dieser gut getesteten Materialien in den bestehenden Tokamaks hat neben bestimmten Vorteilen auch gravierende Nachteile. Infolgedessen treten mehrere Probleme auf, wie z. B. Strahlungskühlung aufgrund von Plasmaverunreinigungen mit hohem Z-Wert, hohe Wärmeablagerung, starke Erosion, Kraftstoffrückhaltung, Staubansammlung usw. Bei transienten Plasmaereignissen wie beim DEMO-Projekt ist der Wärmefluss des Divertors viel höher erwartet wird, sind neue Material- und Designlösungen erforderlich. Ein offensichtlicher Schritt zur Reduzierung der Kernplasmakühlung mit hohem Z-Wert, zur Abschwächung der Erosion, zur Verringerung der Kraftstoffretention usw. besteht darin, das Material der Divertorplatten durch ein nachfüllbares Material mit niedrigem Z-Wert wie Lithium zu ändern, wozu derzeit mehrere entsprechende Studien untersucht werden in NSTX-U-, DIII-D- und EAST-Tokamaks18,19,20.

Ziel dieser Arbeit war es, in einer umfassenden integrierten Simulation die Vorteile der Reaktion von flüssigem Lithium bei transienten Plasmaereignissen im ITER-ähnlichen Design und für zukünftige DEMO-Projektleistungen unter Verwendung des ursprünglichen, vollständig exakten 3D-ITER-Designs und der Parameter zu untersuchen. Zu diesem Zweck haben wir unser vollständiges 3D-Simulationspaket HEIGHTS für Lithiumberechnungen einschließlich des detaillierten Photonenstrahlungstransports erweitert und die vorliegende Studie auf die Untersuchung von Wärmebelastungen und Schäden an verschiedenen PFC-Oberflächen während der Plasmatransientenereignisse von ELMs und Störungen konzentriert.

Unsere Simulationen prognostizierten eine deutliche Verringerung der Wärmebelastung und Schäden an den Divertor-nahen und internen Komponenten, wenn Lithium auf den Divertorplatten verwendet wird. Bei Verwendung von Wolfram oder Kohlenstoff auf der Divertorplatte kann es zu erheblichen Schmelz- und Verdampfungsstellen (bei Kohlenstoff weniger als bei Wolfram) am Reflektor, der Kuppel und den Edelstahlrohren kommen, und sogar Teile der ersten Wände können aufgrund der hohen Strahlung schmelzen Leistung des sekundären Divertorplasmas. Die Photonenstrahlungsabscheidung von Lithium im Divertor und in nahegelegenen Oberflächen wurde im Vergleich zu Wolfram um zwei Größenordnungen und im Vergleich zu Kohlenstoff um eine Größenordnung deutlich verringert. Diese Analyse zeigte, dass die Verwendung von flüssigem Lithium für ITER-ähnliche Oberflächen und zukünftige DEMO-Anwendungen zu einer deutlichen Verlängerung der Lebensdauer der Komponenten führen kann.

Einzelheiten zu den Methoden, einschließlich Aussagen zur Datenverfügbarkeit und allen zugehörigen Zugangscodes und Referenzen, sind auch unter https://doi.org/10.1038/s41598-021-81510-2 und https://doi.org/10.1038/s41598- verfügbar. 022-08837-2. Wir haben unsere Berechnung des HEIGHTS-Strahlungstransports (RT) in Lithiumplasma um eine detaillierte Betrachtung des Energietransfers in starken Linien zusammen mit den Kontinuumsspektren erweitert. Um die Simulation von RT mit vielen starken Linien zu ermöglichen, haben wir die anfänglichen Opazitätstabellen optimiert und das gesamte Plasmaspektrum in Spektralgruppen unterteilt, in denen die optischen Koeffizienten relativ unveränderlich sind. Mit dieser Technik wurden die Opazitätstabellen für komplexe Elemente wie Wolfram um eine Größenordnung und für leichtere Elemente wie Kohlenstoff und Lithium um zwei Größenordnungen reduziert. Abbildung 9 zeigt ein Beispiel für die Optimierung der Lithiumopazitäten für eine Temperatur von 25 eV und eine Ionenkonzentration von 1017 cm-3. Da das Plasmaspektrum entscheidend von der Temperatur abhängt, werden die gesammelten Spektralgruppen für den großen Temperaturbereich erstellt. Die Feinstruktur des Spektrums mit Trennung starker Linien im Bereich der Photonenenergie ~ 10 keV ist in Abb. 9b dargestellt.

Optimierte Opazitäten von Lithiumplasma für RT-Berechnungen: Vollspektrum a und Feinstruktur b. Die Bilder wurden mit OriginPro V2020 erstellt.

Die Daten, die die Ergebnisse dieser Studie stützen, werden auf Purdue-Servern und im Bebop-Cluster des Argonne National Laboratory gespeichert und sind auf begründete Anfrage bei den entsprechenden Autoren erhältlich.

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Diese Arbeit wurde teilweise durch das Department of Energy, Office of Fusion Energy Sciences mit der Fördernummer DE-SC0020111 und die vorherige Unterstützung der Intel Corp. bei der Aktualisierung des HEIGHTS-Pakets unterstützt. Wir sind dankbar für die Rechenressourcen, die vom Bebop-Cluster bereitgestellt werden, der vom Laboratory Computing Resource Center am Argonne National Laboratory betrieben wird.

Zentrum für Materialien unter extremen Umweltbedingungen (CMUXE), Purdue University, West Lafayette, IN, 47907, USA

V. Sizyuk & A. Hassanein

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Beide Autoren trugen zum Konzept der physikalischen und mathematischen Modelle, zur Analyse numerischer Ergebnisse und zum Verfassen der Arbeit bei. AH entwickelte die Idee der indirekten Schädigung verschiedener dem Tokamak-Plasma zugewandter und verborgener Komponenten, schlug bestimmte Modellierungsalgorithmen und mögliche Lösungsideen vor. VS integrierte die Modelle, aktualisierte HEIGHTS und führte die numerische Simulation durch.

Korrespondenz mit V. Sizyuk.

Die Autoren geben an, dass keine Interessenkonflikte bestehen.

Springer Nature bleibt neutral hinsichtlich der Zuständigkeitsansprüche in veröffentlichten Karten und institutionellen Zugehörigkeiten.

Zusatzvideo 1.

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Nachdrucke und Genehmigungen

Sizyuk, V., Hassanein, A. Flüssiges Lithium als Divertormaterial zur Minderung schwerer Schäden benachbarter Komponenten während Plasmatransienten. Sci Rep 12, 18782 (2022). https://doi.org/10.1038/s41598-022-21866-1

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Eingegangen: 14. Juli 2022

Angenommen: 04. Oktober 2022

Veröffentlicht: 05. November 2022

DOI: https://doi.org/10.1038/s41598-022-21866-1

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