Lithium liquide comme matériau de divertor pour atténuer les dommages graves des composants à proximité pendant les transitoires de plasma

Rapports scientifiques volume 12, Numéro d'article : 18782 (2022) Citer cet article

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Le bon fonctionnement des réacteurs de fusion thermonucléaire tels que ITER, DEMO et les futures centrales commerciales est principalement déterminé par le choix optimal des matériaux pour les différents composants. L'objectif de ce travail est de simuler de manière précise et complète l'ensemble du dispositif en 3D pour prédire les avantages et les inconvénients de divers matériaux, par exemple le lithium liquide par rapport au tungstène et au carbone, afin de prédire les performances futures des divertor de type ITER et DEMO. Nous avons utilisé notre package de simulation complet HEIGHTS pour étudier la réponse des composants de type ITER lors d'événements transitoires dans une géométrie 3D exacte. En partant des particules de plasma à cœur chaud perdues jusqu'au SOL, en passant par le dépôt sur la surface du divertor et la génération de plasma secondaire des matériaux du divertor. Nos simulations ont prédit une réduction significative de la charge thermique et des dommages au divertor à proximité et aux composants internes dans le cas où le lithium est utilisé sur les plaques du divertor. Alors que si du tungstène ou du carbone sont utilisés sur la plaque du divertor, des zones de fusion et des points de vaporisation importants peuvent se produire (moins pour le carbone) sur le réflecteur, le dôme et les tubes en acier inoxydable, et même des parties des premières parois peuvent fondre en raison de la puissance de rayonnement élevée du plasma du divertor secondaire. Le dépôt de rayonnement de photons de lithium dans le divertor et les surfaces voisines a été réduit de deux ordres de grandeur par rapport au tungstène et d'un ordre de grandeur par rapport au carbone. Cette analyse a montré que l'utilisation du lithium liquide pour les surfaces de type ITER et le futur DEMO peut conduire à une amélioration significative de la durée de vie des composants.

Le succès du développement des réacteurs de fusion thermonucléaire tels que ITER ou les dispositifs DEMO de nouvelle génération est principalement déterminé par le choix optimal des matériaux pour les différents composants et systèmes. Les sélections de matériaux doivent favoriser une longue durée de vie des composants (en particulier le divertor), y compris la tolérance aux charges thermiques élevées pendant les événements transitoires de plasma, fournir une réaction thermonucléaire et une transformation d'énergie efficaces, conserver une concentration minimale de tritium dans les composants, promouvoir les problèmes de compatibilité des matériaux, la sécurité et d'autres exigences. Actuellement, ITER est le principal projet international visant à démontrer la capacité du concept de tokamak pour la production d'énergie future. Le dispositif ITER est beaucoup plus grand que n'importe quel tokamak actuel et aura des flux de chaleur beaucoup plus élevés vers les composants du divertor pendant les instabilités du plasma. Les charges thermiques de surface attendues lors de l'interaction plasma-matériau (PMI) sont l'une des principales limitations dans le développement de dispositifs de fusion réussis. Les composants face au plasma (PFC) seront endommagés et érodés dans le dispositif ITER non seulement lors d'un fonctionnement anormal (par exemple, une perturbation) mais également lors d'un fonctionnement normal, c'est-à-dire en modes localisés sur les bords (ELM)1. L'utilisation d'un divertor entièrement en tungstène, comme dans la conception actuelle d'ITER, pourrait endommager considérablement tous les composants intérieurs non visibles initialement par le plasma perturbateur, notamment les déflecteurs, les plaques réflectrices, le dôme et même la première paroi en béryllium. La réparation de tous ces composants nécessitera des temps d'arrêt importants dans le fonctionnement du réacteur pendant de longues périodes. La conception entièrement en tungstène du divertor d'ITER pendant les instabilités de plasma entraînera le développement d'un plasma de tungstène secondaire dense à Z élevé avec une puissance de rayonnement très élevée vers divers composants intérieurs.

Une manière proposée de réduire la charge thermique des composants intérieurs consiste à recouvrir partiellement ou à insérer une bande de matériaux à faible Z autour des points d'impact (SP) du divertor en tungstène. De petits inserts en carbone au niveau du SP, par exemple, peuvent éliminer ou réduire considérablement la teneur en tungstène dans le plasma secondaire, c'est-à-dire le plasma généré par le carbone, réduisant ainsi la contamination par le tungstène du plasma central et diminuant considérablement les dommages causés au divertor à proximité des surfaces et des premières parois en raison de la puissance de rayonnement très réduite2. Une petite bande d'insert en carbone (seulement moins de 10 % de l'option de conception de la plaque de dérivation entièrement en carbone, qui a ses propres problèmes supplémentaires) empêchera les dommages de tous ces composants intérieurs qui sont très difficiles à réparer et empêchera le potentiel d'une quantité importante de contamination à Z élevé du plasma du cœur lors d'événements transitoires qui peuvent alors provoquer une perturbation complète ou affecter le bon fonctionnement de la conception actuelle d'ITER. Le plasma généré par le carbone absorbe l'énergie principalement dans la partie thermique par rapport au tungstène à Z élevé. Le carbone a une structure atomique simple par rapport au tungstène. En conséquence, les ions de tungstène consomment une grande partie de l'énergie transitoire du plasma par ionisation, tandis que dans le carbone, c'est en augmentant la vitesse de leurs ions. L'avantage d'utiliser du carbone est que le refroidissement thermique est un processus lent. Le dépôt d'énergie final sera retardé dans le temps et localisé dans les particules de carbone qui sont transférées à des endroits éloignés avec une très faible intensité qui ne causent pas de dommages importants. Dans le cas du tungstène, le processus de refroidissement est la recombinaison des ions W et une forte émission de photons. Ce processus est beaucoup plus rapide et le dépôt d'énergie final n'est pas localisé dans les ions de tungstène en raison des photons reradiés se déplaçant dans toutes les directions quelle que soit la structure du champ magnétique. Parce que les ions tungstène sont plus lourds que les ions carbone, les processus de collision et de diffusion sont plus "efficaces" dans le cas du tungstène, c'est-à-dire que plus d'ions hydrogène incidents et leur énergie changent de direction et sont réfléchis sur les parois et les composants internes et ne pénètrent pas profondément dans le nuage de plasma dense secondaire. En conséquence, le dépôt d'énergie final est redistribué aux surfaces intérieures des composants, provoquant des points chauds locaux intenses.

Cependant, l'utilisation de carbone comme PFC présente également plusieurs inconvénients, notamment une érosion plus élevée, un problème de rétention de tritium, de la poussière dans la chambre, de graves dommages causés par les neutrons, etc. La plupart de la conception intérieure, par exemple, le dôme, les chicanes, les plaques de réflecteur et la plupart de la plaque de dérivation sont toujours en tungstène. L'insert fin en carbone est un compromis entre le divertor entièrement en tungstène et le divertor à plaque de carbone entière, ce qui n'est pas privilégié actuellement. Les deux options ont des avantages et des inconvénients. L'installation d'un insert en carbone à faible Z très petit et facilement remplaçable sur la plaque de tungstène peut protéger de manière significative toutes les surfaces voisines et le premier mur contre de graves dommages et peut prolonger la durée de vie des composants du divertor2.

La centrale à fusion DEMO de prochaine génération devrait être un dispositif entre ITER et une centrale à fusion commerciale3. Cette DEMO devrait démontrer un fonctionnement stable à long terme avec une production nette d'électricité de quelques centaines de MW. Le divertor et les autres surfaces faisant face au plasma seront exposés à des flux d'énergie beaucoup plus élevés par rapport à ITER. Le projet DEMO propose d'utiliser du lithium liquide comme PFC au lieu de tungstène, de fonctionner à des régimes sans ELM et d'éviter ou d'atténuer les perturbations. Le lithium liquide est capable de résoudre non seulement le problème d'érosion des PFC, mais également d'être un transporteur de chaleur efficace, un matériau de reproduction du tritium et d'améliorer les performances du plasma central. Ces avantages incontestables du lithium liquide ont permis de le considérer comme matériau de construction à un certain stade du projet ITER4. La couverture auto-refroidissante au lithium est le concept principal du DEMO qui devait être testé au cours du projet ITER5.

L'objectif de ce travail est de simuler de manière précise et complète les avantages du matériau lithium liquide dans une conception et des conditions de type ITER et de comparer avec le tungstène et le carbone pour évaluer les performances de DEMO. Nous avons simulé la réponse des composants d'ITER lors d'événements transitoires de plasma, depuis l'échappement des particules de plasma à cœur chaud jusqu'à la génération de plasma de divertor secondaire et l'interaction avec divers PFC environnants.

Nous avons amélioré notre progiciel de simulation intégré 3D complet HEIGHTS pour les calculs de lithium, y compris le transport détaillé du rayonnement photonique (RT) et avons concentré la présente étude sur les charges thermiques et les dommages causés à diverses surfaces de PFC lors des événements transitoires des ELM et des perturbations6. Comme dans nos études précédentes, nous avons supposé une durée de 1 ms pour ces événements pour la conception actuelle d'ITER7,8,9. La figure 1 montre schématiquement le domaine de calcul tridimensionnel et le système de coordonnées utilisé. Le raffinement de maillage adaptatif (AMR) est utilisé pour une description précise de la géométrie de conception 3D originale exacte d'ITER, du sous-micron au mètre de long10.

Illustration schématique 3D des composants et du système de coordonnées d'ITER. Les images ont été préparées à l'aide de CorelDRAW Graphics Suite 11.

L'AMR quad-trois a 5 couches avec une taille de cellule MHD minimale d'environ 5 mm. Les particules de noyau de plasma chaud échappées tournent dans la direction toroïdale à partir de la dernière surface de flux fermée (LCFS) jusqu'à l'impact sur les surfaces des PFC. La zone d'impact la plus probable au début de l'événement transitoire est le SP sur les plaques de divertor où les plateaux de lithium sont installés (Fig. 1, vert). Dans la première étape de notre simulation, les évolutions des particules échappées sont utilisées pour le calcul du dépôt d'énergie réel dans les surfaces du tokamak et l'évolution et la propagation vapeur/plasma du divertor dans le SOL. Nous avons développé des modèles gyrocinétiques de Monte Carlo pour la description du transport d'énergie du plasma central6,11. Dans les cadres de nos modèles, la giration des particules est calculée en 3D complète (pas dans ce que l'on appelle l'approximation du centre de guidage12) pour prendre en compte avec précision les changements angulaires au cours des processus de diffusion. Nous avons inclus dans les modèles de diffusion huit processus physiques principaux (dans le SOL et sous la surface) : interactions ion-nucléaire, interaction ion-électron, interaction électron-nucléaire, interaction électron-électron, processus de Bremsstrahlung, processus de Compton, photo-absorption et recombinaison Auger6. La figure 2 montre un exemple de la trajectoire simulée de l'ion deutérium échappé dans le SOL (voir la vidéo supplémentaire S1 pour la dynamique simulée de l'électron et des ions hydrogène échappés de la région centrale). Le modèle gyrocinétique décrit le plasma à cœur chaud raréfié, tandis que le modèle MHD simule l'évolution du plasma secondaire dense initié après la vaporisation du divertor. Le plasma secondaire (Li dans ce cas) est plus dense de plusieurs ordres que le plasma à noyau rare et le traitement MHD est justifié pour le plasma dense13. Nos simulations ont prédit une densité de plasma secondaire jusqu'à ~ 1017 cm−3 par rapport à ~ 1013 cm−3 pour le plasma d'hydrogène. Le modèle gyrocinétique recalcule dynamiquement le flux de plasma central et le dépôt d'énergie tous les plusieurs pas de temps MHD et pour chaque zone/composant à l'intérieur de la chambre du tokamak. L'énergie des particules de noyau échappées (1) se dépose dans et chauffe le plasma secondaire dense en évolution qui (2) déplace les lignes de champ magnétique gelées qui (3) déterminent les trajectoires des particules de plasma entrantes échappées. Plus de détails sur ce schéma 3D complet auto-cohérent peuvent être trouvés dans la Réf.2.

HEIGHTS trajectoire simulée de l'ion deutérium échappé du cœur dans ITER SOL. (Voir la vidéo supplémentaire S1).

Bien que le lithium soit un matériau à faible Z et ait une structure atomique beaucoup plus simple que le tungstène par exemple, nous n'avons ignoré aucun des détails des calculs de physique atomique et de transport du rayonnement photonique (RT) dans le plasma secondaire au lithium. Les calculs de RT ont été effectués en tenant compte de plus de ~ 2800 groupes spectraux dans la gamme de 0,05 à 105 eV (spectre complet). Les détails de la physique RT et des modèles dans HEIGHTS sont présentés dans les références 2,14. Les modèles de conduction thermique et de diffusion magnétique du plasma15, les modèles de conduction thermique et de vaporisation des matériaux en vrac16 complètent les modèles intégrés auto-cohérents HEIGHTS.

Dans notre étude numérique, nous avons supposé pour la perturbation de 1 ms la libération de l'énergie totale du socle QDIS = 126 MJ et pour l'ELM géant de 1 ms seulement 10 % de l'énergie du socle (QELM = 12,5 MJ)2. La température du plasma du piédestal a été prise Tped = 3,5 keV. Sur la base de l'énergie totale de l'événement transitoire, nous avons exprimé le bilan final de distribution d'énergie à tous les principaux PFC en pourcentages pour ITER ELM et la perturbation (Fig. 3). L'énergie des particules échappées déposées dans le plasma Li est marquée en rouge, la plaque de dérivation extérieure en vert, la plaque de dérivation intérieure en bleu, toutes les autres surfaces en jaune. L'analyse de la redistribution d'énergie dans le cas du lithium est comparée aux cas du tungstène et du carbone2.

Prédictions HEIGHTS du bilan énergétique final dans les événements transitoires d'ITER avec du lithium : 1,0 ms ELM (a) ; et perturbation de 1,0 ms (b). Les images ont été préparées avec OriginPro V2020.

Comme nous l'avons signalé précédemment2, le plasma de carbone à faible Z a une puissance de rayonnement photonique beaucoup plus faible en raison de sa structure atomique ; opposé au plasma de tungstène à Z élevé. Une partie de l'énergie totale de l'ELM (12,6 MJ) déposée dans le plasma de carbone a augmenté jusqu'à 10,2 MJ contre 8,6 MJ pour le tungstène. De plus, le plasma de carbone ne reradiait que 0,62 MJ d'énergie photonique contre 6,47 MJ pour le plasma de tungstène. Le rayonnement photonique est très difficile à atténuer et son temps de transfert est très court par rapport au transport de l'énergie du plasma thermique et n'est pas affecté par la structure du champ magnétique. Les simulations actuelles de Li en tant que matériau de divertor potentiel ont montré une diminution supplémentaire de la puissance de rayonnement photonique par rapport au carbone.

Nous avons résumé les résultats de la distribution d'énergie pour le divertor W, C et Li dans la conception d'ITER dans le tableau 1. Comme indiqué, le dépôt d'énergie total dans le plasma secondaire Li est similaire au cas du plasma de carbone, mais le dépôt direct de plasma central dans les plaques de divertor est beaucoup plus petit (environ trois fois plus faible) dans le cas Li. Cela peut s'expliquer par le matériau Li facilement vaporisable avec formation rapide de nuage de plasma et blindage des plaques de dérivation. Comme nous l'avons prédit ci-dessus, le plasma secondaire de Li est beaucoup moins radiatif même en comparaison avec le plasma de carbone à faible Z. Au cours de l'ELM, le plasma de tungstène reradie 51,34% d'énergie, le plasma de carbone 4,92% d'énergie et le plasma de lithium seulement 0,36%. Le dépôt de rayonnement photonique attendu et les dommages des surfaces sont très faibles dans le cas du Li. Le dépôt d'énergie de rayonnement vers les plaques de divertor est d'environ 0,01 à 0,05% de l'énergie d'impact totale. L'énergie du plasma central est principalement convertie en énergie thermique du plasma secondaire dans le cas du Li. Le transport de l'énergie thermique est beaucoup plus lent que le transport rapide de l'énergie de rayonnement où la vitesse de transport est déterminée par la vitesse de la lumière. Nos simulations ont montré que la vitesse poloïdale du plasma secondaire est de l'ordre de plusieurs centaines de mètres par seconde. En conséquence, la charge thermique sur les composants du divertor est répartie dans le temps, ce qui permet une telle atténuation de l'échauffement.

Le tableau 1 reflète les valeurs totales intégrées dans le temps. Cependant, les événements transitoires dans les tokamaks ont un caractère auto-cohérent complexe avec une distribution probabiliste dans le temps et dans l'espace. Nous devons souligner ici deux principales sources de dommages : les particules de plasma dispersées dans le noyau et le rayonnement photonique du plasma secondaire à évolution dynamique se propageant à travers le SOL. L'énergie de rayonnement intégrée dans le temps montre un risque minimal d'endommagement des surfaces PFC. Le champ de rayonnement tracé dans l'espace du divertor (Fig. 4a) montre les deux ordres de grandeur du flux de rayonnement de photons plus petit dans le cas Li par rapport au plasma secondaire W et C (voir Fig. 6 de la Réf.2,). Les trois cas sont tracés au moment de 0,5 ms pendant l'ELM de 1,0 ms.

Instantané des flux calculés de plasma secondaire de Li à t = 0,5 ms : (a) flux de rayonnement photonique pendant 1,0 ms ELM (a) ; Flux de particules de plasma central (vecteurs à l'échelle) pendant une perturbation de 1,0 ms sur fond de densité atomique du plasma Li (b). Les images ont été préparées avec OriginPro V2020.

Comme dans nos simulations précédentes, nous avons suivi la même numérotation des surfaces de composants où #1, #9 sont des Baffles ; #2, #8 sont des plaques de dérivation ; #3, #7 sont des réflecteurs ; #4, #6 sont des tubes à dôme ; et #5 est Dome2. En plus des dommages causés par le rayonnement photonique Li, le noyau de plasma échappé et les particules diffusées par le plasma secondaire Li en évolution causent également des dommages aux surfaces. La figure 4b présente le flux de particules tracé sous forme de vecteurs à l'échelle logarithmique pour montrer clairement l'emplacement et la direction de l'impact de la perturbation. Le flux de particules est très élevé à 0,5 ms de la perturbation de 1,0 ms au-dessus de la surface du déflecteur.

Dans nos calculs précédents, nous avons trouvé un point de dommage critique sur la surface du dôme #5 pour le divertor plein de tungstène pendant la perturbation2. Ce spot inattendu sera également fondu lors de l'événement ELM. L'utilisation d'un petit insert en carbone au SP résout ce problème pour l'ELM, mais pendant la perturbation, le spot du dôme sera toujours fondu. L'utilisation des plateaux ou de la structure au lithium résout complètement le problème de surchauffe sur la surface du Dôme (voir Fig. 5). La courbe verte (cas Li) montre que les températures de surface du dôme lors d'un ELM sont inférieures à 800 K et inférieures à 3000 K lors d'un événement de perturbation. La deuxième zone de surchauffe que nous avions prédite pour une conception de type ITER était le réflecteur n°3. Le nuage de plasma secondaire Li diminue également considérablement la charge thermique sur cette surface. La figure 6 montre la forte réduction de la température de surface du réflecteur pour le boîtier au lithium (courbe verte) lors de l'événement de perturbation.

Simulation HEIGHTS de la réponse transitoire PFC : #5 Température de surface maximale du dôme pendant 1,0 ms ELM (a, b) 1,0 ms de perturbation (b), voir Fig. 4a pour l'emplacement des surfaces. Les images ont été préparées avec OriginPro V2020.

Simulation HEIGHTS de la réponse transitoire PFC : #3 Température de surface maximale du réflecteur pendant 1,0 ms ELM (a), 1,0 ms de perturbation (b), voir Fig. 4a pour l'emplacement des surfaces. Les images ont été préparées avec OriginPro V2020.

Les emplacements d'érosion inattendus prévus pendant la perturbation se trouvent sur le déflecteur extérieur #9. La figure 7 montre la forme d'érosion de la surface du déflecteur après la perturbation de 1,0 ms. Comme le montre ce graphique, la profondeur d'érosion maximale pour le cas du divertor complet en tungstène (courbe rouge) peut atteindre jusqu'à ~ 1 μm. L'utilisation de matériaux à faible Z réduit l'érosion jusqu'à dix fois plus faible en profondeur de cratère à la fin de la perturbation de 1,0 ms. Nous prévoyons que la mise en œuvre d'un revêtement entièrement au lithium des composants du divertor DEMO atténuera également ce problème. La densité du plasma Li est insuffisante au-dessus de la surface Baffle (Fig. 8). (Voir la vidéo supplémentaire S2 pour la dynamique simulée par HEIGHTS de l'initiation et de l'expansion du plasma secondaire Li à partir de l'emplacement SP le long des surfaces des composants du divertor). L'érosion du déflecteur #9 est le résultat d'une protection plasma secondaire insuffisante, c'est-à-dire d'une formation et d'une expansion insuffisantes du nuage de Li le long de la surface du déflecteur. La présence des autres surfaces DEMO au lithium devrait renforcer le blindage au plasma Li développé, atténuer l'érosion et améliorer la durée de vie des composants.

Simulation des hauteurs de la profondeur d'érosion de la surface du déflecteur #9 pendant une perturbation de 1,0 ms, voir la figure 4a pour l'emplacement des surfaces. Les images ont été préparées avec OriginPro V2020.

HEIGHTS a calculé la densité du plasma secondaire de Li dans l'espace du divertor après la perturbation de 1,0 ms. (Voir la vidéo supplémentaire S2).

Le principal flux d'énergie provenant du plasma du cœur dans les réacteurs de fusion confinés magnétiquement dans l'espace du divertor est concentré dans une zone relativement étroite autour de la séparatrice, la frontière entre les zones de ligne de champ magnétique fermée et ouverte17. Le succès des réacteurs tokamak est principalement déterminé par le meilleur choix de matériaux pour les différents composants du dispositif. Dans l'espace du divertor, un nuage de plasma secondaire provenant du matériau de surface du divertor est développé en raison de l'interaction du plasma d'hydrogène chaud et du dépôt dans les matériaux du divertor pendant les instabilités du plasma. Les matériaux traditionnels tels que le tungstène, le béryllium ou le carbone semblent initialement résoudre les problèmes d'interaction plasma-matériau pour les projets de type ITER, bien qu'ils incluent une procédure de remplacement du divertor après des milliers d'impulsions. Chacun de ces matériaux bien testés dans les tokamaks existants présente de sérieux inconvénients ainsi que certains avantages. En conséquence, plusieurs problèmes se posent, tels que le refroidissement par rayonnement dû à une impureté plasmatique à Z élevé, un dépôt de chaleur élevé, une érosion importante, une rétention de carburant, une accumulation de poussière, etc. Une étape évidente vers la réduction du refroidissement par plasma du cœur à Z élevé, l'atténuation de l'érosion, la réduction de la rétention de carburant, etc. est de changer le matériau des plaques de dérivation en un matériau réapprovisionnable à faible Z tel que le lithium, où plusieurs études correspondantes sont actuellement à l'étude dans les tokamaks NSTX-U, DIII-D et EAST18,19,20.

L'objectif de ce travail était d'étudier dans une simulation intégrée complète les avantages de la réponse du lithium liquide lors d'événements transitoires plasma dans une conception de type ITER et pour les futures performances du projet DEMO en utilisant la conception et les paramètres 3D exacts originaux d'ITER. À cette fin, nous avons amélioré notre progiciel de simulation intégré 3D complet HEIGHTS pour les calculs de lithium, y compris le transport détaillé du rayonnement photonique, et nous avons concentré la présente étude sur les charges thermiques et les dommages causés à diverses surfaces de PFC lors des événements transitoires de plasma des ELM et des perturbations.

Nos simulations ont prédit une réduction significative de la charge thermique et des dommages au divertor à proximité et aux composants internes dans le cas où le lithium est utilisé sur les plaques du divertor. Lorsque du tungstène ou du carbone sont utilisés sur la plaque du divertor, des points de fusion et de vaporisation importants (moins pour le carbone que le tungstène) peuvent se produire sur le réflecteur, le dôme et les tubes en acier inoxydable, et même des parties des premières parois peuvent fondre en raison de la puissance de rayonnement élevée du plasma du divertor secondaire. Le dépôt de rayonnement de photons de lithium dans le divertor et les surfaces voisines a été significativement réduit de deux ordres de grandeur par rapport au tungstène et d'un ordre de grandeur par rapport au carbone. Cette analyse a montré que l'utilisation du lithium liquide pour les surfaces de type ITER et le futur DEMO peut conduire à une amélioration significative de la durée de vie des composants.

Les détails des méthodes, y compris les déclarations de disponibilité des données et tous les codes d'accès et références associés, sont également disponibles sur https://doi.org/10.1038/s41598-021-81510-2 et https://doi.org/10.1038/s41598-022-08837-2. Nous avons amélioré notre calcul de transport de rayonnement (RT) HEIGHTS dans le plasma de lithium avec une prise en compte détaillée du transfert d'énergie dans les raies fortes ainsi que des spectres continus. Pour permettre la simulation de RT ayant de nombreuses raies fortes, nous avons optimisé les tables d'opacité initiales et séparé le spectre plasma complet en groupes spectraux où les coefficients optiques sont relativement invariables. En utilisant une telle technique, les tables d'opacité ont été réduites d'un ordre de grandeur pour les éléments complexes comme le tungstène et de deux ordres de grandeur pour les éléments plus légers comme le carbone et le lithium. La figure 9 montre un exemple d'optimisation des opacités du lithium pour une température de 25 eV et une concentration ionique de 1017 cm-3. Étant donné que le spectre du plasma dépend de manière critique de la température, les groupes spectraux collectés sont créés pour le grand ensemble de températures. La structure fine du spectre avec séparation des raies fortes dans le domaine de l'énergie photonique ~ 10 keV est illustrée à la Fig. 9b.

Opacités optimisées du plasma de lithium pour les calculs RT : spectre complet a, et structure fine b. Les images ont été préparées avec OriginPro V2020.

Les données à l'appui des conclusions de cette étude sont stockées sur les serveurs Purdue et sur le cluster Bebop du Laboratoire national d'Argonne et sont disponibles auprès des auteurs correspondants sur demande raisonnable.

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Ce travail a été partiellement soutenu par le numéro de subvention DE-SC0020111 du Département de l'énergie, Office of Fusion Energy Sciences et le soutien précédent d'Intel Corp dans la mise à niveau du package HEIGHTS. Nous tenons à remercier les ressources informatiques fournies par le cluster Bebop exploité par le Laboratory Computing Resource Center du Laboratoire National d'Argonne.

Center for Materials Under Extreme Environment (CMUXE), Université Purdue, West Lafayette, IN, 47907, États-Unis

V. Sizyuk & A. Hassanein

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Les deux auteurs ont contribué au concept des modèles physiques et mathématiques, à l'analyse des résultats numériques et à la rédaction de l'article. AH a conçu l'idée des dommages indirects de divers composants face au plasma et cachés du tokamak, a proposé certains algorithmes de modélisation et des idées de solutions potentielles. VS a intégré les modèles, mis à jour HEIGHTS et effectué la simulation numérique.

Correspondance à V. Sizyuk.

Les auteurs ne déclarent aucun intérêt concurrent.

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Réimpressions et autorisations

Sizyuk, V., Hassanein, A. Lithium liquide comme matériau de divertor pour atténuer les dommages graves des composants à proximité pendant les transitoires de plasma. Sci Rep 12, 18782 (2022). https://doi.org/10.1038/s41598-022-21866-1

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Reçu : 14 juillet 2022

Accepté : 04 octobre 2022

Publié: 05 novembre 2022

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

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