O tungstênio, material preferido para reatores de fusão tipo tokamak, enfrenta desafios devido ao seu “sputtering”, processo que resfria o plasma e dificulta a manutenção da fusão.
Pesquisadores do Laboratório de Física de Plasma de Princeton (PPPL) sugerem que a aplicação de pó de boro nos tokamaks pode resolver esse problema, protegendo as paredes e impedindo que o tungstênio entre no plasma. Experimentos recentes em tokamaks globais e um novo modelo computacional apoiam o potencial do pó de boro em manter as condições ótimas de plasma para a fusão.
Tungstênio e os Desafios da Fusão:
Pesquisadores de fusão estão cada vez mais favorecendo o tungstênio como material ideal para componentes que ficam diretamente expostos ao plasma em reatores de fusão, como tokamaks e stellarators. No entanto, sob o calor intenso do plasma de fusão, átomos de tungstênio podem ser “sputtered” das paredes do reator para dentro do plasma. O excesso de tungstênio esfria significativamente o plasma, criando um desafio para manter as reações de fusão.
Pesquisadores do Departamento de Energia dos EUA, no PPPL, possuem agora evidências experimentais indicando que a introdução de pó de boro no tokamak poderia solucionar esse problema. O boro protege parcialmente as paredes do reator do plasma e impede que átomos das paredes contaminem o plasma. Além disso, um novo modelo computacional desenvolvido por pesquisadores do PPPL sugere que o pó de boro pode precisar ser aplicado a partir de apenas um ponto. Esses resultados e a nova abordagem de modelagem foram recentemente apresentados no 66º Encontro Anual da Divisão de Física de Plasma da Sociedade Americana de Física em Atlanta.
A Solução com o Boro em Ação:
Joseph Snipes, vice-chefe de Ciência Experimental de Tokamak, está otimista sobre o sistema de injeção de boro sólido, baseado em experimentos que demonstraram redução no “sputtering” de tungstênio após uma injeção de boro sólido. Os experimentos foram realizados em três tokamaks com paredes de tungstênio ao redor do mundo: um na Alemanha, um na China e outro nos EUA.
“O boro é pulverizado no plasma do tokamak como um pó, como um saleiro, que é ionizado na borda do plasma e depois depositado nas paredes internas do tokamak e na região de exaustão”, disse ele. “Uma vez revestido com uma fina camada de boro, ele impedirá que o tungstênio entre no plasma e dissipe a energia do plasma.”
Snipes e seus colegas estão trabalhando no sistema de injeção de boro com o objetivo de possivelmente utilizá-lo no tokamak em escala de reator da Organização ITER. O sistema de injeção é bem adequado para a tarefa, pois pode adicionar boro enquanto a máquina está operando, além de controlar e limitar a quantidade injetada. As camadas de boro depositadas retêm o elemento radioativo trítio, que deve ser minimizado no tokamak ITER para cumprir as normas de segurança nuclear. Cientistas e engenheiros do ITER e do Laboratório Nacional de Oak Ridge também colaboraram neste projeto.
Avanços na Modelagem de Injeção de Boro:
Florian Effenberg, físico pesquisador do PPPL, liderou um projeto separado para criar uma estrutura de modelagem computacional para o sistema de injeção de boro no tokamak DIII-D. A estrutura sugere que a aplicação do pó de boro de apenas uma localização pode fornecer uma distribuição suficientemente uniforme de boro em todos os componentes do reator considerados no domínio da simulação.
“Desenvolvemos uma nova maneira de entender como o material de boro injetado se comporta em um plasma de fusão e como interage com as paredes dos reatores de fusão para mantê-las em boas condições enquanto estão operando”, disse Effenberg.
Próximos Passos e Considerações do ITER:
A abordagem dos pesquisadores combina três modelos computacionais diferentes para criar uma nova estrutura e fluxo de trabalho. “Um modelo simula o comportamento do plasma, outro mostra como as partículas de pó de boro se movem e evaporam no plasma, e o terceiro examina como as partículas de boro interagem com as paredes do tokamak, incluindo como aderem, desgastam e se misturam com outros materiais”, disse Effenberg.
“Esses insights são cruciais para otimizar as estratégias de injeção de boro e obter um condicionamento eficaz e uniforme das paredes no ITER e em outros reatores de fusão”, disse Effenberg.
Embora a estrutura de modelagem tenha analisado o DIII-D, um tokamak operado pela General Atomics em San Diego, a próxima fase desta pesquisa envolve escalar a estrutura de modelagem para o ITER. Enquanto as paredes do DIII-D são de carbono, o ITER planeja utilizar paredes de tungstênio, então será importante pesquisar as possíveis diferenças de como o boro protege essas paredes.
Encontro: Reunião Anual da Divisão de Física de Plasma da Sociedade Americana de Física
Os seguintes pesquisadores também contribuíram para o trabalho descrito por Snipes: Larry Robert Baylor, Alessandro Bortolon, Florian Effenberg, Erik Gilson, Alberto Loarte, Robert Lunsford, Rajesh Maingi, Steve Meitner, Federico Nespoli, So Maruyama, Alexander Nagy, Zhen Sun, Jeff Ulreich e Tom Wauters. O financiamento para esse trabalho foi fornecido pela Organização ITER.Reunião
Annual Meeting of the Division for Plasma Physics of the American Physical SocietyOs seguintes pesquisadores também contribuíram para o trabalho descrito por Snipes: Larry Robert Baylor, Alessandro Bortolon, Florian Effenberg, Erik Gilson, Alberto Loarte, Robert Lunsford, Rajesh Maingi, Steve Meitner, Federico Nespoli, So Maruyama, Alexander Nagy, Zhen Sun, Jeff Ulreich, e Tom Wauters.
O financiamento para este trabalho foi fornecido pela Organização ITER.
Publicado em 04/11/2024 22h19
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