Le lithium est considéré comme un ingrédient clé dans les futures centrales commerciales de fusion connue sous le nom de tokamaks, et il existe plusieurs façons d'utiliser ce métal pour améliorer le processus. Mais une question clé est restée: combien cela a-t-il un impact sur la quantité de carburant piégée dans les murs des tokamaks?
Selon de nouvelles recherches d'une collaboration mondiale couvrant neuf institutions, le moteur dominant de la rétention de carburant est la co-dépôt: un processus où le carburant est piégé aux côtés du lithium. La co-dépôt peut se produire avec du lithium qui est directement ajouté pendant les opérations du plasma, ou lithium qui a été précédemment déposé sur les murs, pour s'user et être redéposée.
La recherche a également montré que l'ajout de lithium pendant le fonctionnement est plus efficace que la pré-revêtement des murs avec du lithium en termes de création d'une température uniforme du noyau du plasma à son bord, ce qui peut aider à créer les conditions de plasma stables nécessaires à la fusion commerciale.
Cette nouvelle étude va au-delà des travaux antérieurs en examinant le comportement de la paroi lithium dans un tokamak, offrant des informations qui reflètent plus l'environnement complexe dans les systèmes de fusion commerciaux. Les idées peuvent aider les futurs tokamaks à mieux gérer le tritium, un carburant de fusion rare et essentiel.
Publié dans Matériaux et énergie nucléairesL'étude est la première à comparer directement la quantité de carburant piégée par des revêtements de lithium appliqués à l'intérieur d'un tokamak avant le début de l'opération de fusion avec une poudre de lithium injectée sur le plasma lors d'une réaction de fusion. Cette injection de poudre de lithium à mi-opération est principalement utilisée comme revêtement protecteur pour améliorer les surfaces orientées plasma et réduire la quantité de matériau indésirable qui sort des murs de Tokamak et dans le plasma. Il stimule également intrinsèquement la co-dépôt.
L'étude a également révélé que l'épaisseur du revêtement au lithium appliqué avant un coup de plasma n'a pas affecté de manière significative la quantité de carburant piégée. « Il s'avère qu'il y a peu d'impact sur la création de ces revêtements très épais », a déclaré Maria Morbey, auteur principal de l'étude et candidat au doctorat au Dutch Institute for Fundamental Energy Research (Différent) et à l'Université de technologie d'Eindhoven. « La majeure partie de la rétention du carburant se produit lorsque le lithium est ajouté pendant le tir du plasma – pas à l'avance. »
« Au fur et à mesure que nous transférons les tokamaks des murs de graphite en raison de leur taux d'érosion élevé et de la poussière produite et vers des matériaux de murs tels que le tungstène, nous devons trouver un moyen de conditionner ces murs afin que le noyau chaud des plasmas les tolère mieux », a déclaré Florian Effenberg, un laboratoire de recherche américain de la recherche sur l'énergie (DOE).
Le lithium est l'un des principaux candidats à l'emploi, a déclaré Effenberg, notant que l'injection de poudre offre un pont pratique vers les murs de lithium entièrement liquides. Un plan est en développement pour potentiellement inclure un injecteur de lithium et, finalement, des composants orientés plasma liquide au lithium dans la mise à niveau nationale de l'expérience du tore sphérique (NSTX-U) de PPPL. Le laboratoire travaille également sur un tokamak basé sur la conception de NSTX-U, appelé le réacteur avancé Sphérique Tokamak (Star).
En plus d'autres chercheurs de PPPL, chef de file de la recherche sur le lithium, l'équipe a également inclus des personnes de Différe, l'Université de technologie d'Eindhoven, General Atomics, Sandia National Laboratories, Auburn University, University of Tennessee-Knoxville, University of California-San Diego et Doe's Lawrence Livermore Laboratory (LLNL).
Un bouclier thermique en métal liquide
Le lithium peut fondre, créant une couche d'auto-réparation sur les composants intérieurs d'un récipient de fusion. Cette couche protectrice peut aider à protéger certaines des pièces qui sont directement confrontées au plasma à partir de sa chaleur intense et potentiellement dommageable, car elle atteint des températures plus chaudes que le noyau du soleil. Si les températures de la paroi des vaisseaux de fusion sont suffisamment élevées, le lithium pourrait également protéger la paroi des navires en formant un bouclier de gaz ou de vapeur.
« Les murs au lithium sont intentionnellement utilisés pour créer un environnement où les atomes de carburant sont absorbés plutôt que réfléchis, aidant à stabiliser le bord du plasma, améliorant le confinement du plasma et permettant un fonctionnement à des densités de puissance plus élevées. Ce sont des avantages clés pour des conceptions compactes et plus efficaces de tokamak », a déclaré Effenberg.
Cependant, cette même propriété conduit à une rétention importante du carburant, en particulier du tritium, qui est radioactif, rare et étroitement réglementé. Le piégeage excessif du tritium réduit la disponibilité du carburant, complique le cycle de carburant du tritium et pose des problèmes de sécurité et opérationnels, en particulier dans les zones plus froides et inaccessibles où le tritium peut s'accumuler au fil du temps.
Les résultats de l'étude soulignent que dans les conceptions de Tokamak, il sera essentiel d'éviter les régions de la paroi froide où le lithium et le carburant peuvent s'accumuler. En utilisant le lithium liquide qui coule, le maintien de températures de paroi plus élevées et la mise en œuvre de techniques supplémentaires pour empêcher les co-dépôts indésirables aidera à diriger le tritium dans les zones où il peut être géré et récupéré plus efficacement.
Résultats solides comparant deux techniques d'application
Au cours de l'étude, deux approches pour l'utilisation du lithium ont été évaluées à l'aide d'échantillons de matériaux intégrés dans les carreaux de paroi dans DIII-D, un tokamak opéré par des atomiques générales en Californie. Dans la première approche, les échantillons ont été précoés avec du lithium avant d'être exposés à un plasma de fusion. Dans le deuxième scénario, du lithium a été ajouté aux échantillons de matériaux insérés dans les carreaux de mur. Dans le même temps, ils ont été exposés à un plasma de fusion à l'aide d'un système connu sous le nom de compte-gouttes en poudre d'impureté, qui saupoudre le lithium au-dessus du plasma.
Morbey a déclaré que les résultats indiquent que la co-dépôt de lithium et de deutérium entraîne un carburant plus piégé que dans un revêtement au lithium préexistant – du moins lorsque le lithium est solide. Morbey prévoit d'exécuter des expériences similaires avec les tuiles chauffées pour liquéfier le lithium, puis comparer les résultats.
« Cette étape nous rapprocherait de la façon dont nous voulons faire fonctionner le lithium dans une centrale de fusion: en tant que liquide. Une fois qu'il peut s'écouler, il fournira enfin une protection thermique et un chemin d'écoulement pour purifier localement le flux de lithium afin que le carburant du tritium puisse être récupéré et réutilisé », a déclaré Effenberg.
La recherche est également importante car elle peut aider à identifier les domaines clés du Tokamak où le tritium pourrait s'accumuler. « Nous devons trouver un moyen d'empêcher cette rétention de carburant dans ces points froids », a déclaré Morbey, comme entre les tuiles ou sur certaines parties du système d'échappement du Tokamak.
Minimiser les exigences de carburant
Comprendre les détails de la façon dont le carburant s'incline dans les entrailles d'un Tokamak est essentiel pour rendre les systèmes nécessaires à la puissance de fusion pour devenir une source d'énergie sûre et économique. La façon dont les tokamaks sont conçus aujourd'hui, un approvisionnement en cours en Tritium est essentiel pour alimenter la réaction.
Mais le tritium est rare, radioactif et produit à l'intérieur du tokamak à un rythme limité par les réactions nucléaires, il n'est donc pas idéal si des quantités significatives sont piégées dans des revêtements de lithium sur les parois intérieures du tokamak. L'étude a utilisé le deutérium comme remplaçant pour le tritium, comme cela est typique dans de telles recherches, car les deux auraient le même comportement dans le contexte de l'expérience, a déclaré Effenberg.
Des champs magnétiques forts maintiennent la majeure partie du plasma en forme de beignet à l'intérieur d'un tokamak, mais certaines particules de plasma s'échappent. Beaucoup de ces particules frapperont les murs intérieurs ou d'autres composants à l'intérieur du navire qui entoure le plasma. Lorsqu'une particule frappe un mur, par exemple, il peut rebondir dans le plasma ou rester coincé dans tout ce qu'il frappe.
Chaque scénario présente des avantages et des inconvénients. Un atome de tritium qui est coincé dans le mur ne sera pas naturellement recyclé dans le plasma et utilisé pour faire plus d'énergie. Alternativement, une particule piégée ne peut pas contrecarrer la réaction de fusion. Les particules réémises du mur ont perdu leur énergie et sont considérablement plus froides que les particules qui n'ont jamais quitté le noyau chaud. Lorsque ces particules de recyclage plus froides se mélangent avec le plasma central, la température globale peut baisser. Si le plasma refroidit trop, la fusion s'arrête.
Shota Abe, Alessandro Bortolon et Alexander Nagy de PPPL ont également contribué à cette recherche, ainsi qu'à Tyler Abrams (General Atomics), Ryan Hood (Sandia National Laboratories), Ulises Losada (Auburn University), Jun Ren (University of Tennessee-Knoxville), Dmitry Rudakov (University of California-San Diego), Michael Simmonds (LLNN), Dinhov) Truong (LLNL) et Thomas Morgan (Différent et Eindhoven University of Technology).
