Литий и вода для токамака: на пути к термоядерному синтезу

Под руководством профессора Николу Форгионе исследовательская группа Университета Пизы стремится улучшить понимание взаимодействий лития с водой для повышения безопасности реакторов токамак:

Реакторы магнитного удержания имеют потенциал стать устойчивым и практически неисчерпаемым источником энергии. В отличие от традиционных ядерных реакторов, реакторы термоядерного синтеза пытаются воспроизвести процессы, происходящие на Солнце. Ядра водорода сливаются, образуя гелий и высвобождая огромное количество энергии. Обогащающий экран, одна из основных компонентов любого термоядерного реактора, служит для генерации (или «выращивания») дополнительного топлива трития (необходимого для термоядерной реакции) и сбора тепловой энергии, генерируемой плазмой.

Четыре различных концепции разработаны как кандидаты для обогащающего экрана, каждая из которых имеет уникальные преимущества и вызовы.

Система охлаждения водой с литий-свинцом (WCLL) использует воду в качестве охладителя, работая при условиях, аналогичных условиям реакторов с легководным охлаждением (давление 15,5 МПа и температура от 295 до 328 °C). Эвтектика PbLi служит в качестве обогащающего материала, а тритий извлекается из PbLi за пределами реактора.

Система WCLL предлагает два основных преимущества, которые делают её перспективным решением для реализации в реакторах термоядерного синтеза:

1. Совместимость с существующими ядерными технологиями: Этот выбор обеспечивает совместимость с существующими ядерными технологиями и инфраструктурой, работая при условиях, аналогичных условиям PWR.
2. Безопасность и управление тритием: Эвтектика PbLi, используемая в системе WCLL, позволяет эффективно извлекать тритий за пределами реактора. Этот подход повышает эксплуатационную безопасность, так как тритий, радиоактивный изотоп, может быть управляем и безопасно удерживаем вне реактора.

Система охлаждения гелием с шариковым заполнением (HCPB) использует гелий в качестве охладителя (давление 8 МПа и температура от 300 до 500 °C), что имеет преимущество инертного газа с относительно высокой теплопроводностью. Использование Li4SiO4 или Li2TiO3 в качестве обогащающих материалов, вместе с бериллием, помогает в эффективном выращивании трития и теплоотводе. Извлечение трития происходит внутри экрана с использованием газа-очистителя, что упрощает проектирование и эксплуатацию.

Система охлаждения гелием с литий-свинцом (HCLL) также использует гелий в качестве охладителя (при давлении 8 МПа и температуре от 300 до 500 °C), но применяет эвтектику PbLi в качестве обогащающего материала. Эта комбинация позволяет эффективно передавать тепло и выращивать тритий. Тритий извлекается из PbLi за пределами реактора, что может быть выгодно для обслуживания и обеспечения безопасности.

Система двойного охлаждения с литий-свинцом (DCLL) использует подход с двойным охлаждением, где гелий охлаждает первую стенку при давлении 8 МПа и температуре от 300 до 400 °C, а PbLi служит одновременно как охладитель и обогащающий материал при максимальной рабочей температуре 500 °C. Этот дизайн позволяет достичь более высоких рабочих температур и эффективной передачи тепла. Система извлечения трития находится за пределами реактора, что может повысить безопасность и упростить обслуживание.

Ядерная исследовательская группа под руководством профессора Николу Форгионе на кафедре гражданского и промышленного инженерии Университета Пизы активно участвует в этой технологии, сосредотачиваясь на аспектах безопасности концепции WCLL, особенно для анализа гипотетических аварий «потеря охлаждающей жидкости в блоке» (LOCAs), вовлекающих взаимодействия лития с водой.

Химическая реакция между литием, содержащимся в сплаве Li-Pb, и водой является важным явлением, которое значительно влияет на поведение общего взаимодействия; она может происходить двумя различными способами:

Как можно увидеть, эти реакции обладают высокой экзотермичностью, что приводит к быстрому повышению температуры и образованию водорода. Поэтому основная цель исследовательской деятельности, проводимой в DICI-UNIPI, заключается в улучшении валидации численных кодов, которые будут использоваться для анализа безопасности реакторов магнитного удержания, путем понимания переходных явлений, происходящих во время LOCAs, с взаимодействием, приводящим к сложным химическим реакциям и тепловой динамике, которые могут представлять угрозу безопасности.

Наши исследования используют вычислительные подходы, чтобы учесть взаимодействия лития с водой определенным образом, поддерживаемые имеющимися экспериментальными данными. В нашей лаборатории ядерного термогидравлического моделирования мы моделировали LOCAs, учитывая контролируемые количества воды в среде литий-свинца, принимая во внимание те же эксплуатационные условия, которые предусмотрены для термоядерного реактора.

В частности, мы разработали расчетные модели, внедренные в численные коды, способные предсказывать поведение взаимодействий лития с водой в различных сценариях. Эти модели были валидированы на основании доступных экспериментальных данных из литературы для обеспечения точности и надежности.

В заключение, исследования, проведенные нашей командой в Университете Пизы, представляют собой шаг вперед в разработке безопасных и эффективных реакторов магнитного термоядерного синтеза. Понимая и смягчая риски, связанные с взаимодействиями лития с водой в случае LOCAs, мы способствуем тому, чтобы термоядерная энергия стала надежным и устойчивым источником энергии будущего.