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Liquid lithium on the walls of a fusion device helps the plasma within maintain a hot edge

 

Le lithium liquide sur les parois d'un dispositif de fusion aide le plasma à l'intérieur à maintenir un bord chaud

par Rachel Kremen, Laboratoire de physique des plasmas de Princeton

Cette vue de l’intérieur du LTX-β montre à quoi ressemble le dispositif de confinement du plasma en forme de beignet une fois que le lithium a été nettoyé des parois de la coque et que plusieurs ports ont été ouverts. Dennis Boyle, physicien de recherche du personnel du PPPL, jette un coup d'œil depuis le centre droit. Crédit : Elle Starkman/Bureau des communications PPPL

Des recherches récentes suggèrent qu'il pourrait être plus facile d'utiliser la fusion comme source d'énergie si du lithium liquide est appliqué sur les parois internes du dispositif abritant le plasma de fusion.

Le plasma, le quatrième état de la matière, est un gaz chaud constitué de particules chargées électriquement. Les scientifiques du Laboratoire de physique des plasmas de Princeton (PPPL) du ministère de l'Énergie travaillent sur des solutions permettant d'exploiter efficacement la puissance de la fusion afin d'offrir une alternative plus propre aux combustibles fossiles, souvent à l'aide de dispositifs appelés tokamaks, qui confinent le plasma à l'aide de champs magnétiques.

"Le but de ces dispositifs est de confiner l'énergie", a déclaré Dennis Boyle, physicien de recherche au PPPL. "Si vous disposiez d'un bien meilleur confinement énergétique, vous pourriez rendre les machines plus petites et moins coûteuses. Cela rendrait l'ensemble beaucoup plus pratique et rentable, de sorte que les gouvernements et l'industrie voudront y investir davantage."

Les nouvelles découvertes, qui ont été mises en évidence lors d'une récente présentation invitée par Boyle lors d'une réunion de la Division de physique des plasmas de l'American Physical Society, font partie de l'expérience bêta du tokamak au lithium (LTX-β) du laboratoire. Des recherches connexes sont également publiées dans la revue Nuclear Materials and Energy.

Lors d'expériences récentes, une couche de lithium liquide ajoutée à l'intérieur de la paroi du tokamak a permis au plasma de rester chaud à ses bords. Le maintien d’une pointe de chaleur est la clé de leur approche unique, qui, espèrent les scientifiques, contribuera un jour à la conception d’une centrale électrique à fusion. Des expériences LTX-β antérieures ont étudié des revêtements de lithium solides et ont découvert qu'ils pouvaient améliorer un plasma. Les chercheurs étaient ravis de pouvoir obtenir des résultats similaires avec le lithium liquide, car il est mieux adapté à une utilisation dans un tokamak à grande échelle.

Richard Majeski, physicien de recherche principal au PPPL et responsable du LTX-β, a noté que l'un des plus grands défis dans le développement de l'énergie de fusion est de construire un mur viable pour le dispositif confinant le plasma. PPPL se consacre à trouver des solutions à ce problème et à d’autres pour aider à combler les lacunes dans l’apport de l’énergie de fusion au réseau électrique.

"Bien que LTX-β soit un tokamak sphérique de taille très modeste, il s'agit du premier et toujours le seul dispositif de confinement de plasma au monde doté d'un noyau de plasma entièrement contenu par une paroi de lithium liquide", a déclaré Majeski. "Les résultats du LTX-β ont été très prometteurs : le lithium liquide fournit non seulement une paroi capable de résister au contact avec un plasma à 2 millions de degrés, mais il améliore également les performances du plasma."

Dennis Boyle, physicien de recherche au PPPL, se tient devant LTX-β. Le dispositif de confinement du plasma nécessite un réseau complexe de câbles et de tuyaux pour fonctionner. Le système de faisceaux se trouve à droite de la tête de Boyle. Au premier plan à droite se trouve une photographie de l’intérieur du LTX-β, avec une image en médaillon montrant une petite réserve de lithium. Crédit : Elle Starkman/Bureau des communications PPPL

Le lithium liquide pourrait réduire le besoin de réparations, agissant comme un bouclier pour les parois internes de l'appareil lorsqu'elles sont exposées à la chaleur extrême du plasma.

Le lithium liquide a absorbé environ 40 % des ions hydrogène s’échappant du plasma, de sorte qu’une moins grande quantité de ces particules ont été recyclées dans le plasma sous forme de gaz neutre relativement froid. Les scientifiques parlent d'un environnement à faible recyclage, car la plupart des ions hydrogène expulsés du plasma n'y sont pas recyclés de manière à refroidir les bords du plasma.

En fin de compte, cet environnement à faible recyclage signifiait que la température au bord du plasma était plus proche de la température au cœur du plasma. Cette uniformité de température devrait permettre au plasma de mieux confiner la chaleur qu’il ne l’aurait probablement fait sans le lithium liquide en évitant diverses instabilités.

Le lithium liquide a également permis d’augmenter la densité du plasma lorsqu’un faisceau de particules neutres de haute énergie a été injecté pour chauffer et alimenter le plasma. Avec le lithium solide, seule une légère augmentation de la densité a été démontrée. Lorsque le faisceau neutre était utilisé, les ions hydrogène ajoutés chassaient les ions hydrogène déjà présents dans le plasma selon un processus appelé échange de charge.

Les chercheurs pensent que la principale différence est due à une petite quantité de lithium qui s’est évaporée des parois liquides du réacteur et est entrée dans le plasma. Cette impureté de lithium dans le plasma a modifié la dynamique de l'échange de charge et a permis au plasma de retenir les ions hydrogène ajoutés par le faisceau neutre sans éliminer les autres ions hydrogène, ce qui a entraîné une augmentation globale de la densité du plasma.

"La mise en œuvre de parois de lithium liquide dans un tokamak beaucoup plus grand sera difficile.

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COMMENTAIRES 

 Je doute de l appplication de ce résultat a UTER  mais juge les manios dre Princeton interterssanres 

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ore information: A. Maan et al, Improved neutral and plasma density control with increasing lithium wall coatings in the Lithium Tokamak Experiment-β (LTX-β), Nuclear Materials and Energy (2023). DOI: 10.1016/j.nme.2023.101408

Provided by Princeton Plasma Physics Laboratory 

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