Tokamak

Tokamakiem jest eksperymentalnym magnetycznego zamknięcia urządzenia odkrywania fizyce plazmy i możliwości wytwarzania energii przez syntezę jądrową . Istnieją dwa rodzaje tokamaków o znacząco różniących się cechach, tokamaki tradycyjne toryczne (temat tego artykułu) oraz tokamaki sferyczne .

Jest kandydatem do rozwoju technologii centralnego wytwarzania energii przez fuzję jądrową na zasadzie wymiany ciepła z płynem. Niemniej jednak na początku konieczne jest wykazanie za pomocą ITER, że energia wytworzona w reakcjach syntezy jądrowej pozostaje wyższa niż energia zużywana do utrzymania plazmy w odpowiednich warunkach (w celu przeprowadzenia tych reakcji syntezy jądrowej).

Wynaleziony na początku 1950 roku przez fizyków Radziecki Igor Tamm i Andriej Sacharow na oryginalnej idei fizyka Oleg Lavrentiev The akronim tokamakiem pochodzi od rosyjskiego „тороидальная камера с магнитными катушками” ( do roidalnaïa ka Mera s mój gnitnymi k atouchkami  : w języku francuskim , komora toroidalna z cewkami magnetycznymi). Spotykamy - rzadziej - pisownię tokomaka . Pierwszy tokamak, nazwany T1, został zbudowany w Instytucie Kurczatowa w Moskwie.

Przyszły tokamak ITER będzie miał 29 metrów wysokości i 28 metrów średnicy i będzie ważył około 23 000 ton.

Zasada

Wewnątrz tokamaka energia generowana przez fuzję jąder atomowych jest pochłaniana w postaci ciepła przez ściany pustej komory. Podobnie jak konwencjonalne elektrownie, elektrownia termojądrowa wykorzystuje to ciepło do produkcji pary, a następnie, poprzez turbiny i alternatory, energii elektrycznej. Fuzję umożliwia dwóch atomów bardzo niska (na przykład, deuter i trytu ), aby utworzyć cięższych węgla. Reakcja nigdy nie da się ponieść emocjom, ponieważ nie jest to reakcja łańcuchowa. Najmniejszy pył w tokamaku zatrzyma reakcję. Ta transformacja daje wadę masy, która sama przejawia się w postaci energii ( E = mc 2 , gdzie E jest energia wytwarzana w dżulach, m masę, które zniknęło na kg, a C z prędkością światła w próżni, w m / s ). Ta nadwyżka energii może zamienić się w nadmiar ciepła, który w wyniku konwekcji może zostać przekształcony w energię elektryczną za pomocą turbiny parowej sprzężonej z alternatorem  ; ITER dotyczy zastosowania mieszaniny deuteru, trytu (D-T) równomolowych.

Wymagania

Fuzja jądrowa wymaga spełnienia dwóch jąder. Musi zatem:

Kolejnym kryterium jest naturalna szybkość chłodzenia plazmy po zatrzymaniu ogrzewania. Im większa plazma, tym bardziej zmniejsza się stosunek „liczby atomów na powierzchni” do „liczby atomów w środku”. W końcu lepiej utrzymuje ciepło i stygnie dłużej. Ten czas stygnięcia nazywany jest „czasem zamknięcia” i wyjaśnia w szczególności wyścig o gigantyczność tokamaków.

Stworzenie plazmy

Reakcję fuzji uzyskuje się, gdy spotykają się 2 jądra atomowe. Jednak w stanie naturalnym na Ziemi jądra są otoczone chmurą elektronową, a całość tworzy atom. Jądro jest naładowane dodatnio, a chmura elektronowa ujemnie (atom jest globalnie neutralny). Gdy bieguny południowe lub północne magnesu odpychają się od siebie, chmury elektroniczne odpychają się i tworzą powłokę ochronną dla jąder. Pierwszym krokiem jest oddzielenie jąder od ich elektronicznej chmury. Istnieją dwie metody: albo obniżyć ciśnienie (jak w neonowych światłach), albo podgrzać gaz (jak w płomieniu).

Drugi etap polega na wypełnieniu komory deuterem/trytem (odczynnikami) pod bardzo niskim ciśnieniem (tylko kilka gramów materiału wystarczy, aby równomiernie „napełnić” komorę tokamaka). W tym przypadku zamknięcie jest mechaniczne. Gaz jest następnie podgrzewany przez mikrofale (ta sama zasada, jak w przypadku urządzeń domowych): zacznie tracić elektrony. Temperatury osiągane przez plazmę szybko staną się niebezpieczne dla materiałów ścianek komory.

Zabezpieczenie plazmy

Wyzwaniem jest kontrolowanie plazmy w sercu tokamaka, w ograniczonej objętości i wystarczająco daleko od jakiegokolwiek stałego elementu, w szczególności ściany komory (która natychmiast spłonęła lub stopiła się pod wpływem ciepła).

Wstępna koncepcja jest prosta: zamknąć cząstki w ograniczonej przestrzeni wewnątrz komory (plazma zostanie następnie oddzielona od ścianek próżnią).

Osłona promieniowa (elektrozawór)

Plazma składa się z naładowanych cząstek (jonów i elektronów); jednak te ostatnie można bardzo łatwo ograniczyć w polu magnetycznym, ponieważ mogą poruszać się tylko prostopadle do tego ostatniego. Dlatego zapewniamy, że komora staje się długą rurą, otoczoną zwojem drutu elektrycznego tworzącym solenoid. Ten solenoid wytwarza pole promieniowe (wzdłuż promienia rury) i dzięki sile Lorentza cząstki mogą poruszać się tylko w kierunku prostopadłym: osi rury. Ten kierunek odpowiada linii pola magnetycznego. To pole magnetyczne wypchnie cząsteczki w kierunku końców tuby: jony z jednej strony i elektrony z drugiej.

Aby być bardziej precyzyjnym, musimy również wziąć pod uwagę, że:

  • cząstki poruszają się nie po linii prostej, ale po spirali wzdłuż linii pola.
  • elektrozawór nie musi być ciągły. W praktyce stosuje się cewki Helmholtza , które mają kilka zalet (prostsze w konstrukcji i pozwalają na wycięcie elektrozaworu dla łatwiejszego dostępu do komory wewnętrznej).
Ograniczenie toroidalne (pole toroidalne)

W związku z tym rozwiązaliśmy tylko połowę problemu zamknięcia, ponieważ nie zawieraliśmy końcówek tuby. Aby rozwiązać ten problem, rura zamyka się sama, tworząc torus. Jednak to urządzenie ma wadę: pole magnetyczne nie jest tak jednorodne jak w elektromagnesie. Zwoje uzwojenia na poziomie dużego promienia torusa (na zewnątrz) są mniej ciasne niż zwoje wewnątrz: im bardziej materiał oddala się od środka torusa, tym mniej jest poddawany działaniu pola magnetycznego . Pojawiają się trzy zjawiska:

  • plazma będzie miała tendencję do spłaszczania się wzdłuż małego promienia torusa. W ten sposób przekrój torusa (początkowo kołowy) stanie się spłaszczonym kołem: to znaczy „  poloidem  ”;
  • cząstki przechodzą przez torus, siła odśrodkowa zmusi je do wyjścia na zewnątrz, gdzie pole magnetyczne jest słabsze;
  • cząstki również poruszają się po spirali, wzdłuż swojego ruchu nie znajdują się w stałej odległości od środka elektrozaworu.

Wreszcie te dwa ostatnie zjawiska przesuną spiralę tak, że po jednym obrocie cząstki nie znajdują się już w tym samym miejscu: przesunęły się prostopadle do torusa (zawsze w przeciwnych kierunkach w zależności od tego, czy patrzymy na jony, czy na elektrony ).

Poloidalne zabezpieczenie

Wymagane jest zatem trzecie zamknięcie, które zmusza cząstki do zapętlenia się z powrotem w tym samym miejscu po jednym obrocie. Rozwiązaniem jest skręcenie plazmy. Trzeba wtedy wytworzyć siłę, która sprawi, że torus cząstek sam się obróci (aby duży promień stał się małym promieniem i odwrotnie ). Istnieją dwa rozwiązania:

  • mechaniczne skręcanie torusa za pomocą magnesów o bardzo skomplikowanym kształcie. To jest rozwiązanie przyjęte w Stellaratorze .
  • magnetycznie skręć torus za pomocą pola, które podąża za okręgiem wyznaczonym przez wewnętrzną część torusa (rozwiązanie zatrzymane w tokamaku).

Aby wytworzyć to pole magnetyczne, które krąży wokół torusa, równania Lorentza sugerują, że wzdłuż torusa musi płynąć prąd elektryczny. Zjonizowana plazma w naturalny sposób tworzy przewodnik w kształcie pierścienia. Następnie rozważymy ten pierścień jako wtórne transformatora składającego się z zwoju. Koncentrycznie do torusa i dookoła niego będziemy mieli okrągłe cewki tworzące uzwojenie pierwotne transformatora. Prąd zasilający te cewki będzie zatem przemienny z częstotliwością rzędu jednego herca.

Moglibyśmy nazwać to pole kołowym polem, ale, jak widać w poprzednim akapicie, torus tokamaka jest spłaszczony w jego środku, jego przekrój nie jest już kołem, ale spłaszczonym kołem, co jest odmianą poloidu . Dlatego używa się terminu pole poloidalne.

Turbulencja

Pomimo staranności w magnetycznym zamknięciu, plazma jest płynem poddawanym mikroskopijnym i makroskopowym turbulencjom , co ma bardzo poważne konsekwencje.

Mikroskopijny turbulencja , związane z wpływem cząstek między nimi, mieszać osocza i pomocy, aby go schłodzić (jak toczenie łyżkę w zupie). Wysokie temperatury plazmy oznaczają, że turbulencja ta ma znaczący wpływ na czas utrzymywania, a tym samym na ogólną sprawność reaktora.

Makroskopowe turbulencja wystąpić, gdy to wszystko jest plazma, która porusza. może oscylować, zbliżać się do ściany, a nawet przechodzić przez fale. Jeśli materiał wejdzie w kontakt ze ścianami, mówimy o utracie zamknięcia ( w języku angielskim zakłócenie zamknięcia ) lub bardziej ogólnie przerwaniu . Jeśli jednak wypukłości dotkną ściany tokamaka, będzie on bardzo silnie nagrzewany i pokonywany przez intensywne prądy elektryczne (związane z prądami indukowanymi przez cewki poloidalne). Konsekwencje mogą sięgać nawet utraty integralności reaktora.

Ogrzewanie plazmowe

Aby wywołać reakcję fuzji jądrowej, materia musi zostać podgrzana do bardzo wysokich temperatur (około 150 milionów stopni Celsjusza ). W tych warunkach elektrony całkowicie oddzielają się od swojego jądra - mówi się, że atom jonizuje . Materia wchodzi wtedy w nowy stan: stan plazmy .

W celu uzyskania takich temperatur przetestowano kilka metod:

W reaktorach termojądrowych przyszłości niezbędną temperaturę można uzyskać przez połączenie tych metod.

Balans energetyczny

Bilans energetyczny jest określony przez współczynnik „Q”, który odpowiada ilorazowi energii uwolnionej przez fuzję podzielonej przez energię zużytą, przy czym:

  • zużyta energia: całe zużycie energii elektrycznej niezbędne do utrzymania plazmy w danej temperaturze;
  • wytworzona energia: ciepło wypromieniowane przez plazmę (gromadzone przez ściany i potencjalnie wykorzystywane do produkcji energii elektrycznej).

Istnieją różne fazy, które są związane z utrzymywaniem i poziomami temperatury plazmy:

  • Q = 0 W przejściowej fazie nagrzewania nie ma fuzji, a zatem nie wytwarza się energii;
  • Q <1 Początek reakcji fuzji: Kiedy temperatura i zamknięcie osiągną wartości krytyczne, kilka jąder w końcu spotyka się z wystarczającą energią do fuzji, ale wytworzona energia nie kompensuje energii wypromieniowanej (co odpowiada naturalnemu chłodzeniu). Przykład: 50  MW ogrzewania wytwarza 60  MW ciepła, tj. 10  MW związanych z syntezą: Q = 0,2;
  • Q = 1, próg rentowności  : reakcje fuzji wytwarzają tyle energii, ile zużywają. Niestety plazma zawsze musi być podgrzana, ponieważ około 80% energii wypromieniowanej przez fuzję przechodzi przez plazmę i nie przyczynia się do utrzymania jej temperatury. Technicznie jest to arbitralny punkt, który nie jest związany ze zjawiskiem fizycznym. Jednak często jest używany jako cel do osiągnięcia;
  • Q = 5: reakcje fuzji przyczyniają się w takim samym stopniu do ogrzewania plazmy, jak ogrzewanie zewnętrzne;
  • Q = 20: jakość reakcji (temperatura / zamknięcie) jest zbliżona do Q = ∞, ale jeśli zewnętrzne ogrzewanie zostanie zatrzymane, plazma szybko się ochłodzi i reakcje zakończą się w ciągu kilku sekund;
  • Q = ∞, zapłon : 100% energii potrzebnej do utrzymania temperatury plazmy pochodzi z reakcji fuzji. Bezpośrednią konsekwencją jest to, że możliwe staje się zaprzestanie ogrzewania plazmy i dalsze obserwowanie reakcji fuzji.

Obecnie JET jest rekordzistą pod względem najwyższego współczynnika Q z Q = 0,65. Oczekuje się, że budowany reaktor ITER osiągnie teoretycznie Q = 10 (i Q = 5 w pracy ciągłej).

Dodatkowe funkcje

Oprócz roli pieca (ogrzewanie) i butelki magnetycznej (uwięzienie), tokamak może być wyposażony w 2 elementy: koc trytu i „  odwracacz  ”.

Płaszcz trytowy to powłoka litu części ścianki tokamaka, która w kontakcie z neutronami powstałymi w wyniku reakcji syntezy jądrowej będzie wytwarzać tryt (poprzez rozszczepienie litu). To rozwiązanie ma tę zaletę, że nie wymaga przechowywania trytu (bardzo drogie w produkcji, radioaktywne io krótkiej żywotności).

Diwertor pojawia się na końcu reakcji, aby odchylić (  w języku angielskim „  divert ”) i oddzielić odpady plazmy z reakcji (zwłaszcza hel). Odwracacz jest zwykle umieszczany u podstawy torusa, następnie torus jest rozciągany w dół (druga deformacja poloidu). Taka konfiguracja umożliwia uzyskanie mniej ważnego przepływu plazmy w kontakcie z odchylaczem. Ten ostatni składa się z regularnie rozmieszczonych „celów”, które odcinają przepływ plazmy. Naprężenia mechaniczne i termiczne, którym podlega diverter, są ekstremalne. Diwertor może być wyposażony w powłokę trytu.

Korzyści

Gdyby taka technologia miała zostać opracowana, jej zaletami byłyby:

  • Dostępna jest duża ilość „paliwa” topliwego: wybrany materiał topliwy składa się z deuteru i trytu . Deuter (lub ciężka woda, gdy ten izotop łączy się z tlenem) występuje w stanie naturalnym (1 atom deuteru na 6000 atomów wodoru w wodzie, czyli 30  mg/l wody). Ponadto, jeśli umieścimy atomy litu 7 w tak zwanych „modułach trytygenowych” wzdłuż toru wytwarzanych neutronów, nastąpi reakcja rozszczepienia i hel, zostaną wytworzone neutron i tryt - w ten sposób wyprodukuje część swojego paliwa ;
  • Produkcja krótkożyciowych pierwiastków promieniotwórczych  : paliwo jest słabo promieniotwórcze ( tryt ), a jego produkcja jest ograniczona do obudowy reaktora. Pod koniec okresu eksploatacji reaktora pierwiastki promieniotwórcze przeznaczone do recyklingu są w większości uważane za „krótkotrwałe”: okres półtrwania większości izotopów promieniotwórczych w tych odpadach wynosi mniej niż dziesięć lat i sto lat. radioaktywność tych materiałów zmniejszy się na tyle, aby umożliwić ich recykling, co jest bardzo małą wartością w porównaniu z milionami lat wymaganymi do dezintegracji długożyciowych odpadów z obecnych elektrowni;
  • Niskie ryzyko poważnej awarii jądrowej  : biorąc pod uwagę surowe warunki konieczne do fuzji, każda anomalia w stanie reakcji spowodowałaby natychmiastowe zatrzymanie trwających reakcji. Nie byłoby zatem ryzyka niekontrolowanej reakcji. Według wstępnego raportu bezpieczeństwa Iter „nawet w przypadku przypadkowego naruszenia Tokamaku poziom radioaktywności poza osłoną nadal byłby bardzo niski”;
  • Niskie ryzyko skażenia radioaktywnego, ze względu na małe ilości paliw obecnych w reaktorze (rzędu grama).

Trudności

Trudności technologiczne

Ta technologia jest wciąż na etapie badań i eksperymentów:

  • Fizyka plazmy nie jest jeszcze dobrze opanowane, a konfiguracja ITER muszą być wykonane w dużej mierze na podstawie kompleksowych zintegrowanych modeli, gdy jest w szczególności bardzo trudne do modelowania zachowania plazmy w magnetyczne zamknięcie.;
  • Problematyczne jest również zarządzanie mikroodpadami, pyłem i cząsteczkami erozji wytwarzanymi przez zakłócenia, ponieważ mogą one wchodzić w interakcje z plazmą. Musisz być w stanie je wyeksportować (i odkazić). Wydaje się, że małe niestabilności plazmy ( niestabilność piłokształtna ) muszą być zachowane i kontrolowane, aby uniknąć akumulacji zanieczyszczeń w osoczu;
  • Wybór i zastosowanie materiałów nie zostały jeszcze określone, ponieważ nałożone ograniczenia są liczne (stabilność na promieniowanie, długa żywotność itp.). I nie znamy jeszcze materiału, który byłby w stanie wytrzymać te warunki przez długi czas;
  • Komora próżniowa ITER musi pozostać szczelna, ale zasilana paliwem (wtrysk gazu i kostki lodu) i wolna od jego zanieczyszczeń. System ogrzewania wiązką neutralną (atomów neutralnych) będzie wykorzystywał deuter lub prot  ;
  • Aby osiągnąć cel opłacalnej, samowystarczalnej fuzji, konieczne byłoby ograniczenie dużej ilości plazmy. Rentowność otrzymywanej plazmy jest powiązana z wielkością instalacji. Na przykład, czas utrzymywania użytecznej plazmy (bezpiecznika) zmienia się wraz z kwadratem dużego promienia poddanej obróbce plazmy. Tym samym koszty budowy i utrzymania takich urządzeń będą bardzo wysokie.

Zakłócenia

Zakłócenia to zjawiska znane od czasu realizacji pierwszych tokamaków. Definiuje się je jako „gwałtowne i bardzo szybkie (około 20 ms) straty uwięzienia plazmy tokamaka, co może prowadzić do uszkodzenia struktury tokamaka. Generują one ładunki termiczne na elementach zwróconych do plazmy, siły elektromagnetyczne w strukturach maszyny i wytwarzają relatywistyczne odsprzęgnięte elektrony, które mogą przebić komorę próżniową” .

Jeśli ryzyko ucieczki (w sensie, w jakim rozumiemy to jako reakcję rozszczepienia jądrowego) a priori nie istnieje, to pojawienie się trójwymiarowych niestabilności znanych jako „  zakłócenia  ” jest nieuniknione i rozpoznane przez projekt ITER, nawet w warunkach normalnej pracy. Bez systemu wykrywania anomalii połączonego z systemem tłumienia plazma mogłaby erodować, deformować, niszczyć lub topić niektóre moduły osłony. Inżynierowie starają się zatem lepiej zrozumieć interakcje między szybkimi cząsteczkami a turbulencjami torycznej plazmy magnetycznej syntezy jądrowej. Promotorzy projektu ITER szacują na podstawie najnowszych modeli i „  praw inżynieryjnych  ”, że można nimi zarządzać (poprzez masowe wstrzykiwanie gazów szlachetnych do pierścienia tokamaka). Niemniej jednak ITER musi być testowany przy mocach progresywnych, ponieważ znaczne i destrukcyjne przepływy energii, z możliwością wybuchowej erozji modułów ściany tokamaka, mogą być generowane w sytuacji niestabilności; gorąca plazma (T = 1-20 keV), która zostanie wytworzona w tokamaku reaktora termojądrowego, działałaby wówczas na grafit i wolfram płaszcza w inny sposób, z przepływem energii do 140  MJ/m 2 zdolne do atakowania materiałów dachowych o „znacznie wyższych wartościach niż te w przypadku erozji pod wpływem plazmy o niższej temperaturze, ale o tej samej gęstości energii” . Wreszcie, uszkodzenia, cząstki i szczątki erozji w skali atomowej z tych wypadków muszą być naprawiane i oczyszczane przez system odkażania w okresach zgodnych z działaniem na potrzeby produkcji energii.
Niedawno do JET dodano zawór tłumienia szybkich zakłóceń w celu zbadania tłumienia przez masowe wtryskiwanie gazu. Umożliwiło to zbadanie wpływu kilku rodzajów gazu i prędkości wtrysku pod kątem opóźnień i ich skuteczności w zakresie tłumienia.

Zgodnie z dwiema ostatnimi tezami (Reux 2010 i Thornton 2011), im potężniejszy tokamak, tym ważniejsze są konsekwencje niestabilności plazmy. Każda generacja tokamaka wykorzystuje wyższą intensywność. W przypadku zakłóceń w ITER krótkotrwałe wyładowanie może osiągnąć około 11 milionów amperów przy rodzaju uderzenia pioruna na obszarze kilkudziesięciu cm, z ryzykiem znacznie większego zniszczenia pokrycia dachowego niż w pierwszych eksperymentalnych tokamakach, nawet szczelność torusa. Zgodnie z tezą obronioną przez Andrew Thorntona na University of York w:styczeń 2011, „Konsekwencje zakłóceń w tokamaków następnej generacji są ciężkie, a skutki zakłóceń w tokamaka elektrowni byłyby katastrofalne . ”

Obecnie przedstawia się je jako „poważne ryzyko” dla kolejnych generacji tokamaków, w tym ITER, które będą znacznie potężniejsze niż poprzednie i które nie będą w stanie tolerować kalorycznych i elektromagnetycznych skutków zakłóceń, ani przepływu elektronów , wysokoenergetyczne odsprzęganie (uciekające elektrony) .

Zarządzanie i „amortyzacja zakłóceń”

Projektanci przyszłych eksperymentalnych reaktorów (lub przyszłych tokamaków energetycznych przeznaczonych do rutynowej produkcji energii elektrycznej, które wciąż są teoretyczne) uważają, że nie da się uniknąć zakłóceń. Dlatego starają się je „zamortyzować”, to znaczy ograniczyć ich destrukcyjne skutki (dwie ostatnie tezy koncentrowały się na tym temacie, oparte na modelach i eksperymentach przeprowadzonych w tokamakach Tore Supra i JET ). W tym celu inżynierowie planują w szczególności masywne systemy wtrysku gazu, które, jeśli zostaną wstrzyknięte odpowiednio wcześnie i w dość jednorodny sposób ( zakłócenie może nastąpić w ciągu kilku milisekund, a plazma jest wtedy bardzo turbulentna), muszą zostać zahamowane i/lub całkowicie hamują produkcję elektronów o wysokiej energii.

  • Gazy lekkie i szlachetne ( na przykład hel , który sam jest głównym produktem ubocznym syntezy jądrowej) hamują produkcję takich odsprzężonych elektronów;
  • Wstrzyknięcie cięższych gazów umożliwiłoby również rozproszenie przez promieniowanie i mniej gwałtownie części energii cieplnej plazmy;
  • Wszystkie wtryskiwane gazy osłabiają siły elektromagnetyczne;
  • Różne mieszanki gazów - w tym mieszanka lekka i ciężka; He , Ne , Ar , He / Ar) w różnych dawkach (od 5 do 500  Pa m3) - zostały już przetestowane w eksperymentalnych tokamakach na zdrowych plazmach (w oczekiwaniu na realizację ITER). Prawie nie były testowane na plazmach, które są już przed zakłóceniem. Rzeczywiste warunki wewnątrz tokamaka ITER lub przyszłych reaktorów energetycznych można jedynie przybliżyć za pomocą dotychczasowego modelowania. Warunki temperatury i ciśnienia będą znacznie wyższe niż na słońcu. Do tej pory przeprowadzono masowe symulacje wtrysku (z kodem 3D MHD Jorka sprzężonym z modelem neutralnego płynu), co sugeruje, że „wzrost niestabilności MHD jest szybszy, gdy wtryskiwane są duże ilości gazu. i że racjonalne powierzchnie są sukcesywnie ergodyzowany podczas wnikania frontu gęstości do plazmy, zgodnie z obserwacjami eksperymentalnymi” . „Te niestabilności MHD osoczu zwiększa transport promieniowego zjonizowanego gazu w kierunku do środka, ale zapobiec rozprzestrzenianiu się neutralnych poza krytycznym powierzchni . ”

Bilans trytu

Działanie reaktora przemysłowego wymagałoby zużycia znacznych ilości trytu (56  kg na GWth rocznie).

W przypadku pierwszych eksperymentów zapas wytworzony przez istniejące reaktory CANDU powinien wystarczyć. Oczekuje się zatem, że reaktory syntezy jądrowej będą eksperymentować z samodzielną produkcją trytu: „  płaszcz trytowy  ” nasączony strumieniem neutronów może wytworzyć wystarczającą ilość trytu na potrzeby tokamaka.

Jednym z rozwiązań rozważanych przez Richarda Majeskiego jest wytworzenie bariery płynnego litu wokół plazmy. W tym celu przetestowaliśmy już strumień 40  MeV penetrujący cel składający się z ciekłego strumienia litu (cel Li) krążącego z prędkością 15 metrów na sekundę i musimy eksperymentować ze stabilnością ciekłego strumienia litu krążącego z prędkością 20  m / s pod próżnią (10- 3  Pa ) w instalacji (ELTL), która zawiera 5  m 3 ciekłego litu. W ITER, podczas normalnej pracy, ten lit powinien być bombardowany strumieniem neutronów oszacowanym na około neutrony wysokoenergetyczne emitowane na centymetr kwadratowy na sekundę.

Jednak ta samoprodukcja jest bardzo problematyczna, ponieważ równowaga neutronów jest bardzo niekorzystna. Dzieje się tak, ponieważ wytworzenie atomu trytu z litu pochłania neutron , a następująca fuzja tego atomu wytwarza tylko jeden neutron. Aby skompensować nieuniknione wycieki neutronów, konieczne jest wprowadzenie pośredniego etapu, który zwielokrotnia liczbę neutronów.

Równowaga neutronów musi zostać zwiększona przez dodanie materiałów powielających neutrony, takich jak ołów czy beryl , a nawet izotopy rozszczepialne . Wadą tego rozwiązania jest wytwarzanie odpadów jądrowych tego samego rodzaju, co te wytwarzane przez obecne elektrownie jądrowe, mimo że jednym z celów stawianych syntezie jądrowej ma być „czysta” energia. .

Kontrola radioaktywności

Tryt stwarza problem wysokiej dyfuzji w różnych materiałach (znaczące ryzyko wycieku i absorpcji w materiale). To dodatkowo komplikuje wybór tych materiałów i systemów odkażania trytem ( detrytacja ). Obiekt taki jak ITER będzie wymagał kilku barier ograniczających i obróbki trytu w każdym składniku, w którym występuje obecność trytu. Niezbędne są systemy detrytacji atmosferycznej i wentylacyjnej, obejmujące jednostkę instalacji w całości poświęconą temu gazowi, znaną jako „Budynek Trytu”, specjalnie przeznaczoną do obróbki paliwa deuterowo-trytowego.

Strumień neutronów indukuje aktywującą radioaktywność w materiałach otaczających plazmę (płytki ochronne filara centralnego i pierścienia, które również pomagają utrzymać produkcję trytu przez bombardowanie zawartego w nich litu w jednym z zatrzymanych roztworów) oraz zakłócenia w plazmie mogą okresowo uszkadzać elementy ściany (w szczególności przez bombardowanie wysokoenergetycznymi cząstkami), które następnie muszą być możliwe do zmiany.

Według eurodeputowanej Michèle Rivasi , nie zapewniono ubezpieczenia na wypadek tego typu wypadku, jeśli miałby doprowadzić do zniszczenia i zanieczyszczenia środowiska trytem lub berylem, ołowiem, litem instalacyjnym, 4 bardzo toksycznymi produktami.

Tokamaki na całym świecie

Na całym świecie zbudowano około 200 tokamaków.

Lista niektórych tokamaków nadal działających do dnia dzisiejszego:

Pierwsze prototypy:

Istnieje wiele innych doświadczeń, każde z własną specyfiką:

Nadchodzące tokamaki: Zbudowano lub planuje się kilka tokamaków w celu zbadania opłacalności tokamaka przemysłowego umożliwiającego wytwarzanie energii elektrycznej po niskich kosztach i w sposób ekologiczny:

  • JT-60SA, następca JT-60 obecnie budowanego w Japonii w zakładach Naka  ;
  • Międzynarodowy eksperymentalny reaktor termojądrowy (ITER), który jest budowany w Cadarache (Francja), przy czym Europa ma pokryć 50% kosztów budowy reaktora;
  • Demo , prototypowy reaktor przemysłowy, który powinien zastąpić ITER około 2040 r. Demo będzie jeszcze większe i połączone z elektrownią parową do produkcji energii elektrycznej i walidacji koncepcji na całym świecie iw kontekście operacyjnym.

Sąsiednie technologie

Tokamak ma na celu kontrolowanie uwięzienia plazmy. Są na to inne metody.

Zobacz również

Powiązane artykuły

Bibliografia

  • (en) Takaaki Fujita, „  Równowaga Tokamaka z prawie zerowym prądem centralnym: obecny dołek  ”; Synteza jądrowa Tom 50 Numer 11; doi: 10.108 / 0029-5515 / 50/11/113001 ( Streszczenie )

Uwagi i referencje

  1. „  Tokamaki na całym świecie  ” , na ITER (dostęp 18 sierpnia 2020 r . ) .
  2. Manfred Glugla (szef Paliw Wydziału Inżynierii Cycle - ITER) Iter systemy separacji trytu (ITER) , dostęp 2011-12-25
  3. ITER Paliwa reakcji termojądrowej , dostęp 25 grudnia 2011.
  4. „Iter i bezpieczeństwo” na stronie internetowej Iter.
  5. Często zadawane pytania ze strony internetowej Iter: „Podczas normalnej pracy wpływ radiologiczny Iter na najbardziej narażone populacje będzie tysiąc razy mniejszy niż naturalne promieniowanie jonizujące. W najbardziej pesymistycznych scenariuszach, takich jak pożar w zakładzie przetwarzania trytu, nie byłaby konieczna ewakuacja sąsiednich populacji ani inne środki zaradcze. "
  6. AH Kritz, T. Rafiq, C. Kessel, G. Bateman, DC McCune, RV Budny i AY Pankin Zintegrowane modelowanie do przewidywania zoptymalizowanej wydajności Iter  ; 2011; Nukl. Fusion 51 123009 doi: 10.1088/0029-5515/51/12/123009.
  7. SI Krasheninnikov, RD Smirnov i DL Rudakov, 2011, „  Pył w magnetycznych urządzeniach termojądrowych  ”; Fizyka plazmy i kontrolowana fuzja Tom 53, numer 8; doi: 10.1088/0741-3335/53/8/083001 ( streszczenie ).
  8. IT Chapman, Kontrolowanie oscylacji piłokształtnych w plazmie tokamaka , Fizyka Plazmy i Kontrolowana Fuzja Tom 53 Numer 1, 2011, Fizyka Plazmy. Kontrola; doi: 10.1088/0741-3335/53/1/013001 ( streszczenie ).
  9. streszczenie pracy Cédrica Reux i link do pobrania na stronie Open Archives
  10. Cédric Reux, École Polytechnique X, Pascale Hennequin (dyr.), Badanie metody tłumienia zakłóceń w plazmie tokamaka , 4 listopada 2010 r.
  11. M. Sugihara, M. Shimada, H. Fujieda, Yu Gribov, K. Ioki, Y. Kawano, R. Khayrutdinov, V. Lukash i J. Ohmori, „  Scenariusze zakłóceń, ich łagodzenie i okno operacyjne w ITER  ”, Nuclear Fusion Tom 47 Numer 4, 2007, 337 doi: 10.1088/0029-5515/47/4/012 ( Streszczenie ).
  12. J. Linke, VR Barabash, H. Bolt, A. Gervash, I. Mazul, I. Ovchinnikov, M. Rödig, „  Erozja metali i materiałów na bazie węgla podczas zakłóceń - eksperymenty symulacyjne w akceleratorach plazmowych  ”, Journal of Nuclear Materials , tomy 212-215, część B, wrzesień 1994, strony 1195-1200
  13. AV Burdakov, MN Chagin, VV Filippov, VS Koidan, KI Mekler, PI Melnikov, VV Postupaev, AF Rovenskikh, MA Shcheglov, KV Tsigutkin, H. Wuerz, „  O możliwości erozji materiału wybuchowego w warunkach zakłócenia ITER  ” ; Journal of Nuclear Materials, tomy 233-237, część 1, 1 października 1996, strony 697-700 doi: 10.1016 / S0022-3115 (96) 00015-3 ( streszczenie ).
  14. M. Lehnen, A. Alonso, G. Arnoux, N. Baumgarten, SA Bozhenkov, S. Brezinsek, M. Brix, T. Eich, SN Gerasimov, A. Huber, S. Jachmich, U. Kruezi, PD Morgan, VV Plyusnin, C. Reux, V. Riccardo, G. Sergienko, MF Stamp i współtwórcy JET EFDA, „  Łagodzenie zakłóceń przez masowy wtrysk gazu w JET  ”, Nuclear Fusion Volume 51 Numer 12; doi: 10.1088/0029-5515/51/12/123010 ( streszczenie ).
  15. (w) [PDF] Andrew Thornton, „  Wpływ przejściowych schematów łagodzenia na plazmę krawędzi MAST  ” , University of York, styczeń 2011, str. 14: „  Konsekwencje zakłóceń w następnej generacji tokamaków są poważne, konsekwencje zakłócenia w tokamaku elektrowni byłyby katastrofalne  ” .
  16. C. Reux, J. Bucalossi, F. Saint-Laurent, C. Gil, P. Moreau i P. Maget, Eksperymentalne badanie łagodzenia zakłóceń przy użyciu masywnego wstrzykiwania gazów szlachetnych na Tore Supra , Nuclear Fusion Volume 50 Wydanie 9, 2010, doi: 10.1088/0029-5515/50/9/095006 ( streszczenie ).
  17. R. Majeski i in. , Nuclear Fusion 45 (2005) 519 (opublikowane 26 maja 2005).
  18. Jean-Pierre Louvet Futura nauki „bariera dla cieczy litu reaktorów jądrowych przyszłości” zgodnie z natury fizyki internetowej  ; doi: 10.1038 / nphys003; 7 lipca 2005 r.
  19. Energia jądrowa wyjaśniona przez fizyków Autor: Paul Bonche
  20. [PDF] Plazmy: gwiazdy ... w życiu codziennym; Fusion energia ... The XXI th  wieku .
  21. Film przedstawiający M. Rivasiego i J.-P. Petita o ryzyku zakłóceń.