플라즈마 대향 재료

Plasma-facing material
첫 번째 벽재로 사용된 몰리브덴 타일을 보여주는 알카토르 C-Mod 내부
첫 번째 벽재로 사용된 흑연 타일을 보여주는 Tokamak config 구성 변수 내부

핵융합 전력 연구에서 플라즈마 대면 재료(또는 재료)(PFM)는 핵융합이 발생하는 플라즈마 대면 구성요소(PFC), 특히 원자로 용기의 첫 번째 벽 또는 우회기 영역 라이닝에 사용되는 재료이다.

핵융합로 설계를 위한 플라즈마 방향 재료는 에너지 생성을 위한 전체 단계를 지원해야 한다.

  1. 핵융합을 통해 열을 발생시키고
  2. 첫 번째 벽에서 열을 흡수하면
  3. 열을 모으는 것보다 더 빠른 속도로 열을 전달합니다.
  4. 전기를 발생시키다.

또한 PFM은 다음과 같은 가혹한 환경 조건을 처리함으로써 핵융합로 용기의 수명 동안 작동해야 한다.

  1. 이온 충격은 물리적, 화학적 스패터링을 유발하여 침식을 일으킵니다.
  2. 이온주입으로 변위손상 및 화학적 조성변화
  3. ELMS 및 기타 과도현상으로 인한 고열 플럭스(예: 10 MW/({ 스타일2
  4. 제한된 삼중수소 코드포지션과 격리.
  5. 작동 중인 안정적인 열역학 특성.
  6. 제한된 수의 부정적인 핵 변환 효과

현재 핵융합로 연구는 열 발생과 포집에서의 효율성과 신뢰성을 개선하고 전달 속도를 높이는 데 초점을 맞추고 있다.열로 전기를 생산하는 것은 발전기를 구동하는 증기 터빈을 작동시키기 위해 물을 가열하는 것과 같은 기존의 효율적인 열 전달 주기 때문에 현재 연구의 범위를 벗어납니다.

현재의 원자로 설계는 첫 번째 [1]벽을 손상시킬 수 있는 고에너지 중성자를 생성하는 중수소-삼중수소(D-T) 핵융합 반응에 의해 추진되지만, 블랭킷과 삼중수소 증식기 작동을 위해서는 고에너지 중성자(14.1 MeV)가 필요하다.삼중수소는 반감기가 짧기 때문에 자연적으로 풍부한 동위원소가 아니기 때문에, 핵융합 D-T 원자로의 경우 첫 번째 [2]벽 내에서 충돌하는 고에너지 중성자와 리튬(Li), 붕소(B), 베릴륨(Be) 동위원소의 핵 반응에 의해 번식해야 한다.

요구 사항들

대부분의 자기 제한 융합 장치(MCFD)는 다음과 같은 기술 설계상의 여러 주요 구성 요소로 구성됩니다.

  • 마그넷 시스템: 중수소-삼중수소 연료를 플라즈마 및 토러스 형태로 제한합니다.
  • 진공 용기: 코어 핵융합 플라즈마를 포함하고 핵융합 조건을 유지합니다.
  • 첫 번째 벽: 외부 혈관 구성 요소를 방사선 손상으로부터 보호하기 위해 플라즈마와 자석 사이에 배치됩니다.
  • 냉각 시스템: 구속에서 열을 제거하고 첫 번째 벽에서 열을 전달합니다.

핵융합 플라즈마는 실제로 첫 번째 벽에 닿지 않아야 합니다.ITER와 많은 다른 전류 및 예상 핵융합 실험들, 특히 토카막과 스타레이터 설계의 실험들은 플라즈마 불안정성 문제가 남아있지만 이를 달성하기 위해 강력한 자기장을 사용합니다.그러나 안정된 플라즈마 가둬두더라도 첫 번째 벽 재료는 현재 어떤 원자력 발전 원자로보다도 높은 중성자량에 노출될 것이며, 이는 재료 선택에 있어 두 가지 주요 문제를 야기한다.

  • 이 중성자속은 경제적으로 실현되기 위해 충분한 시간 동안 견뎌야 한다.
  • 라이닝 교체 또는 발전소 폐로가 최종적으로 발생할 때 허용할 수 없는 양의 핵폐기물을 생성하도록 충분히 방사능이 되어서는 안 된다.

라이닝 재료는 또한 다음과 같아야 한다.

  • 큰 열 유속이 통과할 수 있도록 합니다.
  • 격렬하고 변동하는 자기장과 호환됩니다.
  • 혈장 오염을 최소화합니다.
  • 합리적인 비용으로 생산되고 교체됩니다.

일부 중요한 플라즈마 방향 구성 요소(특히 다이버터)는 일반적으로 첫 번째 [3]벽의 주요 영역에 사용된 것과 다른 재료로 보호된다.

제안 자료

현재 사용 중이거나 검토 중인 재료는 다음과 같습니다.

이러한 재료 중 여러 개의 다층 타일도 검토 및 사용되고 있습니다. 예를 들어 다음과 같습니다.

  • 흑연 타일의 얇은 몰리브덴 층.
  • 흑연 타일의 얇은 텅스텐 층.
  • 흑연 타일 위의 몰리브덴 층 위에 텅스텐 층이 있습니다.
  • CFC [6]타일 위에 있는 탄화붕소층.
  • 흑연 [7]타일 위에 있는 액체 리튬층.
  • 흑연 [8]타일 위의 붕소층 위에 있는 액체 리튬층.
  • 텅스텐 기반의 고체 PFC 표면 또는 다이버터 [9]상의 액체 리튬층.

흑연은 공동 유럽 토러스(JET)의 첫 번째 벽재(1983년), 토카막 à 구성 변수(1992년) 및 국가 구상 토러스 실험(NSTX, 첫 번째 플라즈마 1999년)[10]에 사용되었다.

베릴륨은 2009년 [11]ITER에서 JET의 사용을 예상하여 JET을 재조정하는 데 사용되었다.

텅스텐은 JET의 다이버터에 사용되며 ITER의 [11]다이버터에 사용됩니다.ASDEX [12]업그레이드의 첫 번째 벽면에도 사용됩니다.ASDEX 업그레이드 다이버터에는 [13]텅스텐이 분사된 흑연 타일 플라즈마가 사용되었습니다.다이버터의 텅스텐에 대한 연구는 DII-D [14]시설에서 수행되었습니다.이 실험들은 하부 다이버터에 내장된 텅스텐 동위원소 두 개의 고리를 이용하여 작동 중 텅스텐 침식을 특징짓습니다.몰리브덴은 Alcator C-Mod(1991)의 첫 번째 벽재에 사용된다.

액체 리튬(LL)은 리튬 Tokamak 실험(TFTR,[7] 1996년)에서 Tokamak 핵융합 실험로의 PFC 코팅에 사용되었다.

고려 사항.

만족스러운 플라즈마 표면 소재의 개발은 현재 [15][16]프로그램이 해결해야 할 주요 문제 중 하나입니다.

플라즈마 대면 재료는 다음과 [8]같은 측면에서 성능을 측정할 수 있습니다.

  • 소정의 원자로 크기에 대한 전력 생산량.
  • 발전 비용
  • 삼중수소 생산의 자급률.
  • 재료의 가용성.
  • PFC 설계 및 제작
  • 폐기물 처리 및 유지보수의 안전성.

국제융합물질조사시설(IFMIF)은 특히 이 문제를 다룰 것이다.IFMIF를 사용하여 개발된 재료는 ITER의 후계 제품인 DEMO에 사용됩니다.

프랑스의 노벨 물리학상 수상자인 피에르 길 드 제네는 핵융합에 대해 "우리는 태양을 상자에 넣을 것이라고 말한다.아이디어 예쁘다.문제는 [17]상자 만드는 법을 모른다는 것입니다."

최근의 동향

고체 플라즈마 방향 재료는 큰 열 부하와 높은 중성자속 하에서 손상되기 쉬운 것으로 알려져 있다.이러한 고형물이 손상되면 플라즈마가 오염되어 플라즈마 구속 안정성이 저하될 수 있습니다.또한 고형물의 결함을 통해 방사선이 누출되어 외부 용기 구성요소를 [1]오염시킬 수 있습니다.

플라즈마를 둘러싸고 있는 액체 금속 플라즈마 방향의 컴포넌트는, PFC의 과제에 대처하기 위해서 제안되고 있습니다.특히 액체리튬(LL)은 핵융합로 [1]성능에 매력적인 다양한 성질을 갖고 있는 것으로 확인됐다.

리튬

리튬(Li)은 낮은 Z(원자 번호)를 가진 알칼리 금속입니다.Li는 약 5.4eV의 낮은 제1이온화 에너지를 가지고 있으며 핵융합로 노심의 플라즈마에서 발견되는 이온종과 화학적으로 반응성이 높다.특히 Li는 [1]D-T 플라즈마에서 발견되는 수소 동위원소, 산소, 탄소 및 기타 불순물과 함께 안정적인 리튬 화합물을 쉽게 형성한다.

D-T의 핵융합 반응은 플라즈마에서 하전 입자와 중성 입자를 생성한다.하전된 입자는 플라즈마에 자기적으로 갇힌 채로 있습니다.중성 입자는 자기적으로 구속되지 않고 뜨거운 플라즈마와 차가운 PFC 사이의 경계를 향해 이동합니다.첫 번째 벽에 도달하면 중성 입자와 플라즈마를 빠져나온 하전 입자가 모두 기체 형태의 차가운 중성 입자가 된다.그런 다음 차가운 중성 가스의 바깥쪽 가장자리가 뜨거운 플라즈마와 "재순환"되거나 혼합됩니다.냉중성가스와 핫플라즈마 사이의 온도구배는 자기구속 플라즈마로부터의 비정상적인 전자 및 이온수송의 주된 원인이라고 생각된다.재활용이 감소함에 따라 온도 구배가 감소하고 플라즈마 구속 안정성이 높아집니다.플라즈마 내 핵융합 조건이 개선되면 원자로 성능이 [18]향상된다.

1990년대에 리튬을 처음 사용한 것은 저재활용 PFC의 필요성에 기인했다.1996년에는 TFTR의 PFC에 약 0.02g의 리튬 코팅이 추가되어 핵융합 출력과 핵융합 플라즈마 구속이 2배 향상되었다.첫 번째 벽면에서는 리튬이 중성 입자와 반응하여 안정적인 리튬 화합물을 생성함으로써 차가운 중성 가스의 낮은 재활용을 초래했다.또한 혈장 내 리튬 오염은 [1]1%를 훨씬 밑도는 경향이 있었습니다.

1996년 이후, 이러한 결과는 PFC에 리튬을 사용한 다수의 자기 제한 융합 장치(MCFD)에 의해 확인되었습니다.[1] 예를 들어 다음과 같습니다.

  • TFTR(미국), CDX-U(2005)/LTX(2010)(미국), CPD(일본), HT-7(중국), EAST(중국), FTU(이탈리아).
  • NSTX(미국), T-10(러시아), T-11M(러시아), TJ-II(스페인), RFX(이탈리아).

핵융합로 설계에서 일차 에너지 생성은 고에너지 중성자의 흡수로부터 발생한다.이러한 MCFD의 결과는 신뢰할 수 있는 에너지 생성을 위한 액체 리튬 코팅의 추가적인 장점을 강조한다.[1][18][7]

  1. 고에너지 또는 빠르게 움직이는 중성자를 흡수합니다.D-T의 핵융합 반응에서 생성되는 에너지의 약 80%는 새로 생성된 중성자의 운동 에너지이다.
  2. 흡수된 중성자의 운동 에너지를 첫 번째 벽에서 열로 변환합니다.첫 번째 벽에서 발생하는 열은 전기를 생산하는 보조 시스템의 냉각제에 의해 제거될 수 있습니다.
  3. 흡수된 중성자와 핵 반응에 의한 삼중수소의 자급자족 번식.다양한 운동 에너지의 중성자는 삼중수소 증식 반응을 촉진할 것이다.

액체 리튬

액체 리튬의 새로운 개발은 현재 테스트 중입니다.[8][9] 예를 들어 다음과 같습니다.

  • 점점 더 복잡한 액체 리튬 화합물로 이루어진 코팅.
  • LL, B, F 및 기타 저Z 금속의 다층 코팅.
  • 더 큰 열 부하와 중성자속을 위해 설계된 PFC에 사용되는 LL의 고밀도 코팅.

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ a b c d e f g 자기융합 연구를 위한 플라즈마 대면 부품으로서의 리튬. 오노 2012는 2015년 11월 1일을 회수했다.
  2. ^ Ihli, T; Basu, T.K; Giancarli, L.M; Konishi, S; Malang, S; Najmabadi, F; Nishio, S; Raffray, A.R.; Rao, C.V.S; Sagara, A; Wu, Y (December 2008). "Review of blanket designs for advanced fusion reactors". Fusion Engineering and Design. 83 (7–9): 912–919. doi:10.1016/j.fusengdes.2008.07.039.
  3. ^ Stoafer, Chris (14 April 2011). "Tokamak Divertor System Concept and the Design for ITER" (PDF). Applied Physics and Applied Math at Columbia University. Retrieved 20 April 2019.
  4. ^ Hino, T; Jinushi, T; Yamauchi, Y; Hashiba, M.; Hirohata, Y.; Katoh, Y.; Kohyama, A. (2012). "Silicon Carbide as Plasma Facing or Blanket Material". Advanced SiC/SiC Ceramic Composites: Developments and Applications in Energy Systems. Ceramic Transactions Series. 144: 353–361. doi:10.1002/9781118406014.ch32. ISBN 9781118406014.
  5. ^ "Development of Boron Carbide Coated First Wall Components for Wendelstein 7-X". Max Planck Gesellschaft. Archived from the original on 12 May 2011.
  6. ^ a b c CFC 첫 번째 벽 타일의 기계적 파손이 발견되었습니다. 2012년 9월 11일 회수된 B4C 변환 CFC 타일(표면 붕소화 타일)의 최초 적용 사례도 나와 있다.
  7. ^ a b c "The Lithium Tokamak Experiment (LTX)" (PDF). Fact Sheet. Princeton Plasma Physics Laboratory. March 2011. Retrieved 20 April 2019.
  8. ^ a b c Kaita R, Berzak L, Boyle D (29 April 2010). "Experiments with liquid metal walls: Status of the lithium tokamak experiment". Fusion Engineering and Design. 85 (6): 874–881. doi:10.1016/j.fusengdes.2010.04.005.
  9. ^ a b NSTX/NSTX-U 리튬 프로그램의 최근 진행 상황과 원자로 관련 액체-리튬 기반 다이버터 개발 전망은 2015년 11월 1일을 되찾았다.
  10. ^ Goranson, P.; Barnes, G.; Chrzanowski, J.; Heitzenroeder, P.; Nelson, B.; Neumeyer, C.; Ping, J. (1999). Design of the plasma facing components for the National Spherical Tokamak Experiment (NSTX). 18th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering. doi:10.1109/FUSION.1999.849793.
  11. ^ a b Heirbaut, Jim (16 August 2012). "How to Line a Thermonuclear Reactor". Science. Retrieved 20 April 2019.
  12. ^ "Examples of Test Coatings for the ASDEX Upgrade Tungsten First Wall: Comparison of Different Coating Method". Max Planck Gesellschaft. Archived from the original on 13 May 2011.
  13. ^ Neu, R.; et al. (December 1996). "The tungsten divertor experiment at ASDEX Upgrade". Plasma Physics and Controlled Fusion. 38 (12A): A165–A179. doi:10.1088/0741-3335/38/12A/013.
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  16. ^ Evans, Ll. M.; Margetts, L.; Casalegno, V.; Leonard, F.; Lowe, T.; Lee, P. D.; Schmidt, M.; Mummery, P. M. (2014-06-01). "Thermal characterisation of ceramic/metal joining techniques for fusion applications using X-ray tomography". Fusion Engineering and Design. 89 (6): 826–836. doi:10.1016/j.fusengdes.2014.05.002.
  17. ^ 미치오 카쿠, 불가능의 물리학, 페이지 46-47
  18. ^ a b 몰로코프 주, 모로 주, 모파트 K.H. 자기유체역학: Historical Evolution and Trends, 페이지 172-173.

외부 링크

  • PFM의 Max Planck Institute 프로젝트 페이지
  • 제13회 핵융합용 플라즈마 대면 재료 및 부품 국제 워크숍 / 제1회 핵융합 에너지 재료 과학 국제회의
  • Ruset, C.; Grigore, E.; Maier, H.; Neu, R.; Greuner, H.; Mayer, M.; Matthews, G. (2011). "Development of W coatings for fusion applications". Fusion Engineering and Design. 86 (9–11): 1677–1680. doi:10.1016/j.fusengdes.2011.04.031. Abstract: The paper gives a short overview on tungsten (W) coatings deposited by various methods on carbon materials (carbon fibre composite – CFC and fine grain graphite – FGG). Vacuum Plasma Spray (VPS), Chemical Vapor Deposition (CVD) and Physical Vapor Deposition (PVD)... A particular attention is paid to the Combined Magnetron Sputtering and Ion Implantation (CMSII) technique, which was developed during the last 4 years from laboratory to industrial scale and it is successfully applied for W coating (10–15 μm and 20–25 μm) of more than 2500 tiles for the ITER-like Wall project at JET and ASDEX Upgrade.... Experimentally, W/Mo coatings with a thickness up to 50 μm were produced and successfully tested in the GLADIS ion beam facility up to 23 MW/m2. Keywords: Tungsten coating; Carbon fibre composite (CFC); ITER-like wall; Magnetron sputtering; Ion implantation