Instalação de irradiação de materiais de fusão internacional - International Fusion Materials Irradiation Facility

IFMIF
Uma representação esquemática da área alvo do International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF). Uma pequena área-alvo é irradiada por um par de feixes de deutério para estudar os efeitos do fluxo intenso de nêutrons (produzido pela interação de deutério com uma corrente de lítio) nos materiais.

A Instalação de Irradiação de Materiais de Fusão Internacional , também conhecida como IFMIF , é uma instalação de teste de materiais projetada na qual os materiais candidatos para uso em um reator de fusão de produção de energia podem ser totalmente qualificados. O IFMIF será uma fonte de nêutrons acionada por acelerador, produzindo um fluxo rápido de nêutrons de alta intensidade com um espectro semelhante ao esperado na primeira parede de um reator de fusão usando uma reação nuclear de deutério-lítio. O projeto IFMIF foi iniciado em 1994 como um programa internacional de pesquisa científica, conduzido pelo Japão, União Européia, Estados Unidos e Rússia, e administrado pela Agência Internacional de Energia . Desde 2007, tem sido perseguido pelo Japão e pela União Europeia sob o Acordo de Abordagem Mais Ampla no campo de pesquisa de energia de fusão, por meio do projeto IFMIF / EVEDA, que conduz atividades de validação de engenharia e projeto de engenharia para IFMIF. A construção do IFMIF é recomendada no Relatório do Roteiro Europeu para as Infraestruturas de Investigação, publicado pelo Fórum Estratégico Europeu para as Infraestruturas de Investigação (ESFRI).

Fundo

A reação de fusão deutério - trítio gera nêutrons monoenergéticos com energia de 14,1 MeV. Em usinas de fusão, os nêutrons estarão presentes em fluxos da ordem de 10 18 m −2 s −1 e irão interagir com as estruturas materiais do reator, pelo que seu espectro será ampliado e atenuado. Uma fonte de nêutrons relevante para a fusão é um passo indispensável para o desenvolvimento bem-sucedido da energia de fusão . O projeto seguro, a construção e o licenciamento de uma instalação de energia de fusão pela agência reguladora nuclear correspondente exigirão dados sobre a degradação de materiais voltados para o plasma sob irradiação de nêutrons durante a vida útil de um reator de fusão. A principal fonte de degradação de materiais é o dano estrutural, que normalmente é quantificado em termos de deslocamentos por átomo (dpa). Enquanto no grande experimento de fusão atualmente construído, ITER , os danos estruturais nos aços do reator não excederão 2 dpa no final de sua vida operacional, a criação de danos em uma usina de fusão deve totalizar 15 dpa por ano de operação.

Nenhuma das fontes de nêutrons comumente disponíveis é adequada para testes de materiais de fusão por várias razões. O acúmulo de gás na microestrutura do material está intimamente relacionado à energia dos nêutrons em colisão. Devido à sensibilidade dos materiais às especificidades nas condições de irradiação, como a geração de partículas α / razão dpa em níveis de dano acima de 15 dpa por ano de operação em condições de temperatura controlada, os testes de material exigem que a fonte de nêutrons seja comparável a um ambiente do reator de fusão.

Nos aços, as reações de 54 Fe (n, α) 51 Cr e 54 Fe (n, p) 54 Mn são responsáveis ​​pela maioria dos prótons e partículas α produzidos, e estes têm um limiar de energia de nêutrons incidente em 0,9 MeV e 2,9 MeV respectivamente. Portanto, os reatores de fissão rápida convencionais , que produzem nêutrons com uma energia média em torno de 1-2 MeV, não podem corresponder adequadamente aos requisitos de teste para materiais de fusão. Na verdade, o principal fator para a fragilização, a geração de partículas α por transmutação, está longe das condições realistas (na verdade, cerca de 0,3 appm He / dpa). As fontes de nêutrons de espalhamento fornecem um amplo espectro de energias da ordem de centenas de MeV, levando a estruturas defeituosas potencialmente diferentes e gerando núcleos transmutados de luz que afetam intrinsecamente as propriedades direcionadas da liga. As instalações de implantação de íons oferecem volume de irradiação insuficiente (valores máximos de algumas centenas de µm de espessura de camada) para testes de propriedades mecânicas padronizadas. Além disso, a baixa seção transversal de espalhamento elástico para íons leves torna os níveis de dano acima de 10 dpa impraticáveis.

Em 1947, Robert Serber demonstrou teoricamente a possibilidade de produzir nêutrons de alta energia por um processo no qual os deutérios de alta energia são despojados de seus prótons ao atingir um alvo, enquanto o nêutron continua seu caminho. Na década de 1970, os primeiros projetos de fontes de nêutrons de alta energia usando essa reação de separação foram desenvolvidos nos EUA. Na década de 1980, os rápidos avanços na tecnologia do acelerador linear de alta corrente levaram ao projeto de várias fontes de nêutrons acionadas por acelerador para satisfazer os requisitos de uma instalação internacional de teste de materiais de fusão de alto fluxo e alto volume. A instalação de Teste de Irradiação de Materiais de Fusão (FMIT) com base em uma fonte de nêutrons de deutério-lítio foi proposta para materiais de fusão e testes de tecnologia.

A reação de deutério-lítio explorada para IFMIF é capaz de fornecer um espectro de nêutrons de fusão adequado, conforme mostrado pela comparação de IFMIF com outras fontes de nêutrons disponíveis. Em um experimento com deuterons de 40 MeV de um ciclotron colidindo com o lítio, o espectro de nêutrons e a produção de radioatividade no lítio foram medidos e foi encontrada concordância suficiente com as estimativas calculadas.

Descrição

O IFMIF consistirá em cinco sistemas principais: uma instalação de acelerador, uma instalação de alvo Li, uma instalação de teste, uma instalação de exame pós-irradiação (PIE) e uma instalação convencional. Toda a planta deve cumprir os regulamentos internacionais para instalações nucleares. A energia do feixe (40 MeV) e a corrente dos aceleradores paralelos (2 x 125 mA) foram ajustados para maximizar o fluxo de nêutrons (10 18 m −2 s −1 ) ao criar condições de irradiação comparáveis ​​às do primeiro parede de um reator de fusão. Taxas de danos superiores a 20 dpa por ano de operação podem ser alcançadas em um volume de 0,5 L de seu Módulo de Teste de Alto Fluxo, que pode acomodar cerca de 1000 pequenos corpos de prova . As técnicas de teste de pequenos espécimes desenvolvidas visam à caracterização mecânica completa (fadiga, tenacidade à fratura, taxa de crescimento de trinca, fluência e tensão de tração) de materiais candidatos e permitem, além de um entendimento científico dos fenômenos de degradação induzida por nêutrons de fusão, a criação dos principais elementos de um banco de dados de materiais de fusão adequado para projetar, licenciar e operar de forma confiável reatores de fusão futuros. As principais contribuições esperadas do IFMIF para a comunidade de fusão nuclear são:

  1. fornecer dados para o projeto de engenharia para DEMO ,
  2. fornecer informações para definir os limites de desempenho dos materiais,
  3. contribuir para a conclusão e validação de bancos de dados existentes,
  4. contribuir para a seleção ou otimização de diferentes materiais de fusão alternativos,
  5. validar a compreensão fundamental da resposta de radiação de materiais, incluindo benchmarking de modelagem de efeitos de irradiação em escalas de comprimento e escalas de tempo relevantes para a aplicação de engenharia,
  6. testa o conceito da manta e os materiais funcionais antes ou complementares ao teste do módulo da manta de teste ITER.

Projeto de Engenharia Intermediário do IFMIF

O projeto de engenharia da planta do IFMIF está intimamente ligado às atividades de validação e foi conduzido durante a primeira fase do chamado projeto de Validação de Engenharia do IFMIF e Atividades de Projeto de Engenharia (IFMIF / EVEDA). O IFMIF Intermediate Engineering Design Report foi estabelecido em junho de 2013 e adotado pelas partes interessadas em dezembro de 2013. O IFMIF Intermediate Engineering Design define os principais sistemas em esboço.

Instalação do acelerador (LiPac)

Os dois feixes de deuteron CW do acelerador de 5 MW cada colidem de maneira sobreposta em um ângulo de ± 9 ° com uma pegada de 200 mm x 50 mm e um perfil de tempo constante no jato de Li líquido, com a região de absorção de pico de Bragg em cerca de 20 mm de profundidade.

Instalação alvo

A instalação alvo, que mantém o estoque de cerca de 10 m 3 de Li, forma e condiciona o alvo do feixe. A tela de Li cumpre duas funções principais: reagir com os deutérios para gerar um fluxo de nêutrons estável na direção direta e dissipar a potência do feixe de maneira contínua. O fluxo de Li (15 m / s; 250 ° C) é moldado e acelerado na proximidade da região de interação do feixe por um bocal redutor de dois estágios formando um jato côncavo de 25 mm de espessura com um raio mínimo de curvatura de 250 mm em a área da pegada do feixe. A pressão centrífuga resultante aumenta o ponto de ebulição do Li fluindo e, assim, garante uma fase líquida estável. A energia do feixe absorvida pelo Li é evacuada pelo sistema de remoção de calor e o lítio é resfriado a 250 ° C por uma série de trocadores de calor. O controle de impurezas, essencial para a qualidade da peneira de líquido, será feito por meio de um projeto sob medida de sistemas de armadilha de frio e quente, sendo esperadas purezas de Li durante a operação melhores que 99,9%. O monitoramento on-line de impurezas detectará níveis de impurezas acima de 50 ppm. Com base em análises numéricas realizadas nas últimas três décadas, não se espera que a interação feixe-alvo tenha um impacto crítico na estabilidade do jato.

Instalação de ensaio

A instalação de teste fornecerá regiões de alto, médio e baixo fluxo variando de ›20 dpa / ano de potência total (fpy) a‹ 1 dpa / fpy com volumes de irradiação cada vez mais disponíveis de 0,5 L, 6 L e 8 L que alojarão diferentes metais e materiais não metálicos potencialmente sujeitos a diferentes níveis de irradiação em uma usina. Mais especificamente, na região de alto fluxo, estão planejadas fluências de 50 dpa em ‹3,5 anos em uma região de 0,5 L, juntamente com fluências relevantes de usinas de› 120 dpa em ‹5 anos em uma região de 0,2 L. A região de alto fluxo acomodará cerca de 1000 pequenos espécimes montados em 12 cápsulas individuais com temperatura controlada independentemente, o que permitirá não apenas a caracterização mecânica dos materiais estruturais candidatos testados, mas também uma compreensão da influência em sua degradação com a temperatura do material durante a irradiação.

Instalação pós-irradiação

A instalação de Exame Pós-Irradiação, uma parte essencial do IFMIF, está hospedada em uma ala do prédio principal, a fim de minimizar as operações de manuseio de espécimes irradiados. Isso não só permitirá testar amostras irradiadas fora dos diferentes módulos de teste, mas também caracterizar metalograficamente as amostras após o teste destrutivo.

Atividades de validação de engenharia do IFMIF

Fig. 7. Imagem LEBT do injetor deuteron do Linear IFMIF Accelerator Prototype Accelerator (LIPAc) em instalação em Rokkasho, Japão.

Para minimizar os riscos na construção do IFMIF, o projeto IFMIF / EVEDA tem construído ou está a construir protótipos dos sistemas que enfrentam os principais desafios tecnológicos que foram identificados ao longo dos anos de cooperação internacional no estabelecimento de uma fonte de neutrões relevante para a fusão, nomeadamente 1) o Instalação do acelerador, 2) a instalação de destino e 3) a instalação de teste. Um Protótipo de Acelerador (LIPAc), projetado e construído principalmente nos laboratórios europeus CEA , CIEMAT , INFN e SCK • CEN sob a coordenação da F4E e em instalação em Rokkasho nas instalações da JAEA , é idêntico ao projeto do acelerador IFMIF até sua primeira aceleração supercondutiva estágio (energia de 9 MeV, 125 mA de D + na corrente de onda contínua (CW)), e se tornará operacional em junho de 2017. Um circuito de teste de Li (ELTL) nas instalações de Oarai de JAEA, integrando todos os elementos da instalação de destino Li IFMIF , foi comissionado em fevereiro de 2011 e é complementado por experimentos de corrosão realizados em um circuito de Li (Lifus6) no ENEA , Brasimone. Um módulo de teste de alto fluxo (dois projetos diferentes acomodando aços ferríticos-martensíticos de ativação reduzida (RAFM) ou SiC ), com um protótipo das cápsulas que alojam os pequenos espécimes, foram irradiados no reator de pesquisa BR2 de SCK • CEN e testados no resfriamento hélio loop HELOKA do Instituto de Tecnologia de Karlsruhe, Karlsruhe, juntamente com um Módulo de Teste de Fadiga de Creep fabricado e testado em escala real no Instituto Paul Scherrer . Informações específicas detalhadas sobre as atividades de validação em andamento estão sendo disponibilizadas em publicações relacionadas.

Veja também

  • ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor, e latim para "o caminho")

Referências

links externos

  • Mídia relacionada ao IFMIF no Wikimedia Commons