Litio líquido como material de desvío para mitigar el daño severo de los componentes cercanos durante los transitorios de plasma

Scientific Reports volumen 12, Número de artículo: 18782 (2022) Citar este artículo

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La operación exitosa de reactores de fusión termonuclear como ITER, DEMO y futuras plantas comerciales está determinada principalmente por la elección óptima de materiales para varios componentes. El objetivo de este trabajo es simular de manera precisa y completa todo el dispositivo en 3D para predecir los pros y los contras de varios materiales, por ejemplo, litio líquido en comparación con el tungsteno y el carbono para predecir el rendimiento futuro de los desviadores tipo ITER y DEMO. Utilizamos nuestro completo paquete de simulación HEIGHTS para investigar la respuesta de componentes similares a ITER durante eventos transitorios en geometría 3D exacta. A partir de las partículas de plasma del núcleo caliente perdidas a través de SOL, la deposición en la superficie del desviador y la generación de plasma secundario de materiales del desviador. Nuestras simulaciones predijeron una reducción significativa en la carga de calor y el daño al desviador cercano y los componentes internos en el caso de que se use litio en las placas del desviador. Mientras que si se utiliza tungsteno o carbono en la placa desviadora, pueden producirse importantes áreas de fusión y puntos de vaporización (menos para el carbono) en el reflector, el domo y los tubos de acero inoxidable, e incluso partes de las primeras paredes pueden derretirse debido a la alta radiación. potencia del plasma desviador secundario. La deposición de radiación de fotones de litio en el desviador y las superficies cercanas se redujo en dos órdenes de magnitud en comparación con el tungsteno y en un orden de magnitud en comparación con el carbono. Este análisis mostró que el uso de litio líquido para superficies similares a ITER y futuras DEMO puede conducir a una mejora significativa en la vida útil de los componentes.

El desarrollo exitoso de reactores de fusión termonuclear como ITER o dispositivos DEMO de próxima generación está determinado principalmente por la elección óptima de materiales para los diversos componentes y sistemas. Las selecciones de materiales deben promover una larga vida útil de los componentes (especialmente el desviador), incluida la tolerancia a las altas cargas de calor durante los eventos transitorios de plasma, proporcionar una reacción termonuclear y transformación de energía eficientes, retener una concentración mínima de tritio en los componentes, promover problemas de compatibilidad de materiales, seguridad y otros requisitos. . Actualmente, ITER es el principal proyecto internacional que tiene como objetivo demostrar la capacidad del concepto tokamak para la producción de energía en el futuro. El dispositivo ITER es mucho más grande que cualquier tokamak actual existente y tendrá flujos de calor mucho más altos a los componentes del desviador durante las inestabilidades del plasma. Las cargas de calor de superficie esperadas durante la interacción de material de plasma (PMI) es una de las principales limitaciones en el desarrollo de dispositivos de fusión exitosos. Los componentes de revestimiento de plasma (PFC) se dañarán y erosionarán en el dispositivo ITER no solo durante el funcionamiento anormal (p. ej., interrupción) sino también durante el funcionamiento normal, es decir, modos localizados en el borde (ELM)1. El uso de un desviador de tungsteno completo como en el diseño ITER actual podría causar un daño significativo a todos los componentes interiores que inicialmente no son visibles para el plasma perturbador, incluidos los deflectores, las placas reflectoras, el domo e incluso la primera pared de berilio. Reparar todos estos componentes requerirá un tiempo de inactividad significativo en la operación del reactor durante períodos prolongados. El diseño de tungsteno completo del desviador ITER durante las inestabilidades del plasma dará como resultado el desarrollo de un plasma de tungsteno secundario denso de alta Z con una potencia de radiación muy alta para varios componentes interiores.

Una forma propuesta de disminuir la carga de calor de los componentes interiores es cubrir parcialmente o insertar una tira de materiales de baja Z alrededor de los puntos de contacto (SP) del desviador de tungsteno. Las pequeñas inserciones de carbono en el SP, por ejemplo, pueden eliminar o reducir significativamente el contenido de tungsteno en el plasma secundario, es decir, el plasma generado por carbono, reduciendo la contaminación del tungsteno del plasma central y disminuyendo en gran medida el daño de las superficies cercanas al desviador y las primeras paredes debido a la gran potencia de radiación reducida2. Una pequeña tira de inserto de carbono (solo menos del 10 % de la opción de diseño de placa de desvío completamente de carbono, que tiene sus propios problemas adicionales) evitará el daño de todos estos componentes interiores que son muy difíciles de reparar y evitará la posibilidad de daños significativos. cantidad de contaminación de alto Z en el plasma del núcleo durante eventos transitorios que luego pueden causar una interrupción total o afectar la operación exitosa en el diseño ITER actual. El plasma generado por carbón absorbe energía principalmente en la parte térmica en comparación con el tungsteno de alta Z. El carbono tiene una estructura atómica simple en comparación con el tungsteno. Como resultado, los iones de tungsteno consumen gran parte de la energía transitoria del plasma a través de la ionización, mientras que en el carbono aumenta la velocidad de sus iones. La ventaja de usar carbón es que el enfriamiento térmico es un proceso lento. La deposición de energía final se retrasará en el tiempo y se localizará dentro de partículas de carbono que se transfieren a lugares lejanos con muy baja intensidad que no causan daños significativos. En el caso del tungsteno, el proceso de enfriamiento es la recombinación de iones W y una fuerte emisión de fotones. Este proceso es mucho más rápido y la deposición de energía final no se localiza dentro de los iones de tungsteno debido a que los fotones reirradiados se mueven en todas las direcciones, independientemente de la estructura del campo magnético. Debido a que los iones de tungsteno son más pesados ​​que los iones de carbono, los procesos de colisión y dispersión son más "eficaces" en el caso del tungsteno, es decir, una mayor parte de los iones de hidrógeno incidentes y su energía cambian de dirección y se reflejan en las paredes y los componentes internos y no penetrar profundamente en la densa nube secundaria de plasma. Como resultado, la deposición de energía final se redistribuye a las superficies interiores de los componentes, lo que genera puntos calientes intensos.

Sin embargo, el uso de carbón como PFC también tiene varias desventajas que incluyen una mayor erosión, problema de retención de tritio, polvo en la cámara, daño severo por neutrones, etc. Existen métodos propuestos anteriormente para eliminar el tritio del carbón y CFC, por ejemplo, calentamiento entre descargas usando rayos láser. , etc. De hecho, los eventos transitorios en sí mismos como los ELM y las interrupciones en la pequeña franja de carbono ayudarán a eliminar el tritio debido a las altas temperaturas durante estos eventos. La mayor parte del diseño interior, por ejemplo, el domo, los deflectores, las placas reflectoras y la mayor parte de la placa desviadora todavía están hechos de tungsteno. El inserto de carbono delgado es un compromiso entre el desviador de tungsteno completo y el desviador con placa de carbono completa, que actualmente no se favorece. Ambas opciones tienen ventajas y desventajas. La instalación de un inserto de carbono de baja Z muy pequeño y fácilmente reemplazable en la placa de tungsteno puede proteger significativamente todas las superficies cercanas y la primera pared de daños graves y puede prolongar la vida útil de los componentes del desviador2.

Está previsto que la central eléctrica de fusión DEMO de próxima generación sea un dispositivo entre el ITER y una central eléctrica de fusión comercial3. Esta DEMO debería demostrar un funcionamiento estable a largo plazo con una producción neta de electricidad de unos pocos cientos de MW. El desviador y otras superficies orientadas al plasma estarán expuestas a flujos de energía mucho más altos en comparación con ITER. Se propone que el proyecto DEMO use litio líquido como PFC en lugar de tungsteno, opere en regímenes sin ELM y evite o mitigue las interrupciones. El litio líquido es capaz de resolver no solo el problema de erosión de los PFC, sino que también es un transportador de calor eficaz, material de reproducción de tritio y mejora el rendimiento del plasma central. Estas ventajas indiscutibles del litio líquido permitieron considerarlo como material de construcción en una determinada etapa del proyecto ITER4. La manta de autoenfriamiento de litio es el concepto principal de la DEMO que se planeó probar durante el proyecto ITER5.

El objetivo de este trabajo es simular de forma precisa y completa las ventajas del material de litio líquido en un diseño y condiciones similares a las del ITER y compararlo con el tungsteno y el carbono para evaluar el rendimiento de la DEMO. Simulamos la respuesta de los componentes de ITER durante eventos transitorios de plasma, desde el escape de partículas de plasma del núcleo caliente hasta la generación de plasma de desvío secundario y la interacción con varios PFC circundantes.

Hemos mejorado nuestro paquete completo de simulación integrada en 3D HEIGHTS para cálculos de litio, incluido el transporte de radiación de fotones (RT) detallado, y enfocamos el presente estudio para investigar las cargas de calor y el daño a varias superficies de PFC durante los eventos transitorios de ELM e interrupciones6. Como en nuestros estudios anteriores, asumimos una duración de 1 ms de estos eventos para el diseño ITER actual7,8,9. La figura 1 muestra esquemáticamente el dominio de cálculo tridimensional y el sistema de coordenadas utilizado. El refinamiento de malla adaptable (AMR) se utiliza para una descripción precisa de la geometría de diseño 3D ITER original exacta desde submicrones hasta metros de largo10.

Ilustración esquemática en 3D de los componentes y el sistema de coordenadas del ITER. Las imágenes fueron preparadas utilizando CorelDRAW Graphics Suite 11.

El quad-tres AMR tiene 5 capas con un tamaño mínimo de celda MHD ~ 5 mm. Las partículas del núcleo de plasma caliente escapadas giran en la dirección toroidal desde la última superficie de flujo cerrado (LCFS) hasta el impacto en las superficies de los PFC. El área de impacto más probable al comienzo del evento transitorio es el SP en las placas desviadoras donde se instalan las bandejas de litio (Fig. 1, verde). En la primera etapa de nuestra simulación, las evoluciones de las partículas escapadas se utilizan para el cálculo de la deposición de energía real en las superficies de tokamak y la evolución y propagación del vapor/plasma del desviador en SOL. Desarrollamos modelos girocinéticos de Monte Carlo para la descripción del transporte de energía del plasma central6,11. Dentro de los marcos de nuestros modelos, el giro de las partículas se calcula en 3D completo (no en la llamada aproximación del centro de guía12) para tener en cuenta con precisión los cambios angulares durante los procesos de dispersión. Incluimos en los modelos de dispersión ocho procesos físicos principales (en el SOL y debajo de la superficie): interacciones ion-nucleares, interacción ion-electrón, interacción electrón-nuclear, interacción electrón-electrón, proceso de Bremsstrahlung, procesos de Compton, fotoabsorción, y recombinación Auger6. La Figura 2 muestra una muestra de la trayectoria simulada para el ion deuterio escapado en el SOL (consulte el video complementario S1 para ver la dinámica simulada de los iones de hidrógeno y electrones escapados de la región central). El modelo girocinético describe el plasma de núcleo caliente enrarecido, mientras que el modelo MHD simula la evolución del plasma secundario denso iniciado después de la vaporización del desviador. El plasma secundario (Li en este caso) es varios órdenes más denso que el plasma central raro y el tratamiento MHD está justificado para el plasma denso13. Nuestras simulaciones predijeron una densidad de plasma secundario de hasta ~ 1017 cm−3 en comparación con ~ 1013 cm−3 para el plasma de hidrógeno. El modelo girocinético recalcula dinámicamente el flujo de plasma central y la deposición de energía cada varios pasos de tiempo MHD y para cada área/componente dentro de la cámara tokamak. La energía de las partículas del núcleo escapadas (1) se deposita y calienta el plasma secundario denso en evolución que (2) mueve las líneas de campo magnético congeladas que (3) determinan las trayectorias de las partículas de plasma entrantes escapadas. Se pueden encontrar más detalles de este esquema 3D completo autoconsistente en Ref.2.

HEIGHTS trayectoria simulada del ion deuterio escapado del núcleo en ITER SOL. (Vea el video complementario S1).

A pesar de que el litio es un material de baja Z y tiene una estructura atómica mucho más simple que el tungsteno, por ejemplo, no ignoramos ninguno de los detalles de la física atómica y los cálculos de transporte de radiación de fotones (RT) en el plasma secundario de litio. Los cálculos de RT se realizaron teniendo en cuenta más de ~ 2800 grupos espectrales en el rango de 0,05 a 105 eV (espectro completo). Los detalles de la física RT y los modelos en HEIGHTS se presentan en Refs.2,14. Los modelos de conducción de calor de plasma y difusión magnética15, los modelos de vaporización y conducción de calor de material a granel16 completan los modelos integrados autoconsistentes de HEIGHTS.

En nuestro estudio numérico, asumimos para la interrupción de 1 ms la liberación de la energía del pedestal completo QDIS = 126 MJ y para el ELM gigante de 1 ms solo el 10 % de la energía del pedestal (QELM = 12,5 MJ)2. Se tomó la temperatura del plasma del pedestal Tped = 3,5 keV. Con base en la energía total del evento transitorio, expresamos el balance final de distribución de energía a todos los principales PFC en porcentajes para ITER ELM e interrupción (Fig. 3). La energía de partículas escapadas depositada en el plasma de Li está marcada en rojo, la placa desviadora exterior es verde, la placa desviadora interior es azul, todas las demás superficies son amarillas. El análisis de la redistribución de energía en el caso del litio se compara con los casos del tungsteno y el carbono2.

Predicciones HEIGHTS del balance de energía final en eventos transitorios ITER con litio: 1,0 ms ELM (a); y una interrupción de 1,0 ms (b). Las imágenes se prepararon con OriginPro V2020.

Como informamos anteriormente2, el plasma de carbono de baja Z tiene un poder de radiación de fotones mucho más bajo debido a su estructura atómica; opuesto al plasma de tungsteno de alta Z. Parte de la energía ELM total (12,6 MJ) depositada en el plasma de carbono aumentó hasta 10,2 MJ en comparación con los 8,6 MJ del tungsteno. Además, el plasma de carbono solo reirradió 0,62 MJ en energía fotónica en comparación con los 6,47 MJ del plasma de tungsteno. La radiación de fotones es muy difícil de mitigar y su tiempo de transferencia es muy corto en comparación con el transporte de la energía del plasma térmico y no se ve afectada por la estructura del campo magnético. Las simulaciones actuales de Li como material desviador potencial mostraron una mayor disminución en el poder de radiación de fotones en comparación con el carbono.

Resumimos los resultados de la distribución de energía para el desviador de W, C y Li en el diseño ITER en la Tabla 1. Como se muestra, la deposición de energía total en el plasma secundario de Li es similar al caso del plasma de carbono, pero la deposición directa del plasma central en las placas del desviador es mucho menor (alrededor de tres veces menor) en el caso de Li. Esto puede explicarse por el material de Li fácilmente vaporizado con una rápida formación de nubes de plasma y blindaje de placas desviadoras. Como predijimos anteriormente, el plasma secundario de Li es mucho menos radiativo incluso en comparación con el plasma de bajo contenido de carbono Z. Durante el ELM, el plasma de tungsteno vuelve a irradiar el 51,34 % de la energía, el plasma de carbono el 4,92 % de la energía y el plasma de litio solo el 0,36 %. La deposición de radiación de fotones esperada y los daños de las superficies son muy pequeños en el caso de Li. La deposición de energía de radiación de regreso a las placas desviadoras es ~ 0.01–0.05% de la energía de impacto total. La energía del plasma central se convierte principalmente en energía térmica del plasma secundario en el caso de Li. El transporte de energía térmica es mucho más lento en comparación con el transporte rápido de energía de radiación, donde la velocidad de transporte está determinada por la velocidad de la luz. Nuestras simulaciones mostraron que la velocidad poloidal del plasma secundario es del orden de varios cientos de metros por segundo. Como resultado, la carga de calor sobre los componentes del desviador se distribuye en el tiempo, lo que permite tal mitigación del calentamiento.

La Tabla 1 refleja los valores integrados totales en el tiempo. Sin embargo, los eventos transitorios en tokamaks tienen un carácter autoconsistente complejo con distribución probabilística en el tiempo y el espacio. Debemos destacar aquí dos fuentes principales de daño: las partículas de plasma del núcleo dispersas y la radiación de fotones del plasma secundario que evoluciona dinámicamente y se propaga a través del SOL. La energía de radiación integrada en el tiempo muestra un riesgo mínimo de daño a las superficies de PFC. El campo de radiación trazado en el espacio del desviador (Fig. 4a) muestra el flujo de radiación de fotones más pequeño de dos órdenes de magnitud en el caso de Li en comparación con el plasma secundario W y C (ver Fig. 6 de Ref.2). Los tres casos se trazan en el momento de 0,5 ms durante el ELM de 1,0 ms.

Instantánea de flujos calculados de plasma secundario de Li en t = 0,5 ms: (a) flujo de radiación de fotones durante 1,0 ms ELM (a); flujo de partículas de plasma del núcleo (vectores a escala) durante una interrupción de 1,0 ms en el fondo de la densidad atómica del plasma de Li (b). Las imágenes se prepararon con OriginPro V2020.

Como en nuestras simulaciones anteriores, seguimos la misma numeración de las superficies de los componentes donde #1, #9 son deflectores; #2, #8 son placas desviadoras; #3, #7 son reflectores; #4, #6 son tubos de domo; y el #5 es Dome2. Además del daño de la radiación de fotones de Li, el núcleo de plasma escapado y las partículas dispersas del plasma secundario de Li en evolución también causan daños en las superficies. La Figura 4b presenta el flujo de partículas trazado como vectores en escala logarítmica para mostrar claramente la ubicación y la dirección del impacto de la interrupción. El flujo de partículas es muy alto a los 0,5 ms de la interrupción de 1,0 ms por encima de la superficie del deflector.

En nuestros cálculos anteriores, encontramos un punto de daño crítico en la superficie del domo #5 para el desviador de tungsteno completo durante la interrupción2. Este lugar inesperado también se derretirá durante el evento ELM. El uso de una pequeña inserción de carbono en el SP resuelve este problema para el ELM, pero durante la interrupción, el punto del domo aún se derretirá. El uso de las bandejas o estructura de litio resuelve completamente el problema de sobrecalentamiento en la superficie del Domo (ver Fig. 5). La curva verde (caso de Li) muestra que las temperaturas de la superficie del domo durante un ELM son inferiores a 800 K e inferiores a 3000 K durante un evento de interrupción. La segunda área de sobrecalentamiento que predijimos para un diseño tipo ITER fue el reflector n.º 3. La nube de plasma secundaria de Li también disminuye en gran medida la carga de calor en esta superficie. La figura 6 muestra la gran reducción en la temperatura de la superficie del reflector para la caja de litio (curva verde) durante el evento de interrupción.

Simulación de HEIGHTS de la respuesta transitoria de PFC: #5 Temperatura máxima de la superficie del domo durante 1,0 ms ELM (a, b) Interrupción de 1,0 ms (b), consulte la Fig. 4a para conocer la ubicación de las superficies. Las imágenes se prepararon con OriginPro V2020.

Simulación HEIGHTS de la respuesta transitoria de PFC: #3 Temperatura máxima de la superficie del reflector durante 1,0 ms ELM (a), interrupción de 1,0 ms (b), consulte la Fig. 4a para conocer la ubicación de las superficies. Las imágenes se prepararon con OriginPro V2020.

Las ubicaciones de erosión inesperada pronosticadas durante la interrupción se encuentran en el deflector n.º 9 exterior. La figura 7 muestra la forma de erosión de la superficie del deflector después de la interrupción de 1,0 ms. Como se muestra en este gráfico, la profundidad de erosión máxima para la caja del desviador de tungsteno completa (curva roja) puede alcanzar hasta ~ 1 μm. El uso de materiales de baja Z reduce la erosión hasta diez veces menos en la profundidad del cráter al final de la interrupción de 1,0 ms. Esperamos que la implementación de un recubrimiento completo de litio de los componentes del desviador DEMO también mitigue este problema. La densidad del plasma de Li es insuficiente por encima de la superficie del deflector (Fig. 8). (Consulte el video complementario S2 para conocer las dinámicas simuladas de HEIGHTS de la iniciación y expansión del plasma secundario de Li desde la ubicación del SP a lo largo de las superficies del componente del desviador). La erosión del deflector n.º 9 es el resultado de una protección de plasma secundario insuficiente, es decir, una formación y expansión de nubes de litio insuficientes a lo largo de la superficie del deflector. La presencia de las otras superficies DEMO de litio debería impulsar el blindaje de plasma Li desarrollado, mitigar la erosión y mejorar la vida útil de los componentes.

Simulación de HEIGHTS de la profundidad de erosión de la superficie del deflector n.º 9 durante una interrupción de 1,0 ms; consulte la Fig. 4a para conocer la ubicación de las superficies. Las imágenes se prepararon con OriginPro V2020.

HEIGHTS calculó la densidad del plasma secundario de Li en el espacio del desviador después de la interrupción de 1,0 ms. (Vea el video complementario S2).

El principal flujo de energía procedente del plasma del núcleo en los reactores de fusión confinados magnéticamente hacia el espacio del desviador se concentra en un área relativamente estrecha alrededor de la separadora, el límite entre las áreas de la línea de campo magnético abierta y cerrada17. El éxito de los reactores tokamak está determinado principalmente por la mejor elección de materiales para varios componentes del dispositivo. En el espacio del desviador, se desarrolla una nube de plasma secundaria originada en el material de la superficie del desviador debido a la interacción del plasma de hidrógeno caliente y la deposición en los materiales del desviador durante las inestabilidades del plasma. Los materiales tradicionales como el tungsteno, el berilio o el carbono inicialmente parecen resolver los problemas de interacción plasma-material para proyectos similares a ITER, aunque incluyen el procedimiento de reemplazo del desviador después de miles de pulsos. Cada uno de estos materiales bien probados en los tokamaks existentes tiene serias desventajas junto con ciertas ventajas. Como resultado, surgen varios problemas, como el enfriamiento por radiación debido a la impureza del plasma de alto Z, la alta deposición de calor, la gran erosión, la retención de combustible, la acumulación de polvo, etc. se espera, se requieren nuevos materiales y soluciones de diseño. Un paso obvio hacia la reducción del enfriamiento del plasma del núcleo de alto Z, la mitigación de la erosión, la reducción de la retención de combustible, etc. es cambiar el material de las placas desviadoras a un material renovable de bajo Z como el litio, donde actualmente se están estudiando varios estudios correspondientes. en tokamaks NSTX-U, DIII-D y EAST18,19,20.

El objetivo de este trabajo fue estudiar en una simulación integral integral las ventajas de la respuesta del litio líquido durante eventos transitorios de plasma en un diseño similar al ITER y para futuras actuaciones de proyectos DEMO utilizando el diseño y los parámetros 3D ITER exactos y originales. Para este propósito, hemos mejorado nuestro paquete completo de simulación 3D integrado HEIGHTS para cálculos de litio, incluido el transporte detallado de radiación de fotones, y enfocamos el presente estudio para investigar las cargas de calor y los daños a varias superficies de PFC durante los eventos transitorios de plasma de ELM y las interrupciones.

Nuestras simulaciones predijeron una reducción significativa en la carga de calor y el daño al desviador cercano y los componentes internos en el caso de que se use litio en las placas del desviador. Cuando se utiliza tungsteno o carbono en la placa desviadora, pueden producirse importantes puntos de fusión y vaporización (menos para el carbono que para el tungsteno) en el reflector, el domo y los tubos de acero inoxidable, e incluso partes de las primeras paredes pueden derretirse debido a la alta radiación. potencia del plasma desviador secundario. La deposición de radiación de fotones de litio en el desviador y las superficies cercanas se redujo significativamente en dos órdenes de magnitud en comparación con el tungsteno y en un orden de magnitud en comparación con el carbono. Este análisis mostró que el uso de litio líquido para superficies similares a ITER y futuras DEMO puede conducir a una mejora significativa en la vida útil de los componentes.

Los detalles de los métodos, incluidas las declaraciones de disponibilidad de datos y cualquier código de acceso y referencia asociados, también están disponibles en https://doi.org/10.1038/s41598-021-81510-2 y https://doi.org/10.1038/s41598- 022-08837-2. Actualizamos nuestro cálculo de transporte de radiación (RT) HEIGHTS en plasma de litio con una consideración detallada de la transferencia de energía en líneas fuertes junto con los espectros continuos. Para permitir la simulación de RT con muchas líneas fuertes, optimizamos las tablas de opacidad iniciales y separamos el espectro de plasma completo en grupos espectrales donde los coeficientes ópticos son relativamente invariables. Con esta técnica, las tablas de opacidad se redujeron en un orden de magnitud para los elementos complejos como el tungsteno y en dos órdenes de magnitud para los elementos más ligeros, como el carbono y el litio. La Figura 9 muestra un ejemplo de optimización de opacidades de litio para una temperatura de 25 eV y una concentración iónica de 1017 cm-3. Debido a que el espectro de plasma depende críticamente de la temperatura, los grupos espectrales recopilados se crean para el gran conjunto de temperaturas. La estructura fina del espectro con separación de líneas fuertes en el área de energía fotónica ~ 10 keV se muestra en la Fig. 9b.

Opacidades optimizadas de plasma de litio para cálculos de RT: espectro completo a y estructura fina b. Las imágenes se prepararon con OriginPro V2020.

Los datos que respaldan los hallazgos de este estudio se almacenan en Purdue Servers y en el clúster de Bebop del Laboratorio Nacional de Argonne y están disponibles a través de los autores correspondientes previa solicitud razonable.

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Este trabajo fue apoyado parcialmente por el Departamento de Energía, Oficina de Ciencias de la Energía de Fusión número de subvención DE-SC0020111 y el apoyo anterior de Intel Corp en la actualización del paquete HEIGHTS. Agradecemos los recursos informáticos proporcionados por el grupo Bebop operado por el Centro de recursos informáticos del laboratorio en el Laboratorio Nacional de Argonne.

Centro de materiales en entornos extremos (CMUXE), Universidad de Purdue, West Lafayette, IN, 47907, EE. UU.

V. Sizyuk y A. Hassanein

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Ambos autores contribuyeron al concepto de los modelos físicos y matemáticos, al análisis de los resultados numéricos ya la redacción del artículo. AH concibió la idea del daño indirecto de varios componentes ocultos y de revestimiento de plasma tokamak, propuso ciertos algoritmos de modelado e ideas de posibles soluciones. VS integró los modelos, actualizó HEIGHTS y realizó la simulación numérica.

Correspondencia a V. Sizyuk.

Los autores declaran no tener conflictos de intereses.

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Reimpresiones y permisos

Sizyuk, V., Hassanein, A. Litio líquido como material desviador para mitigar el daño severo de los componentes cercanos durante los transitorios de plasma. Informe científico 12, 18782 (2022). https://doi.org/10.1038/s41598-022-21866-1

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Recibido: 14 julio 2022

Aceptado: 04 de octubre de 2022

Publicado: 05 noviembre 2022

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

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