Technologie

Fuzja termojądrowa – wyzwania dla szczelności

Kontekst globalny

Postępujące zmiany klimatyczne wymuszają transformację energetyczną, której celem jest redukcja emisji gazów cieplarnianych. Rozwiązaniem może być energia termojądrowa – czysta i bezpieczna alternatywa wobec paliw kopalnych. Proces fuzji nie generuje długotrwałych odpadów radioaktywnych ani emisji CO₂, a energia pozyskiwana z tego procesu znacznie przewyższa energię uzyskiwaną z tradycyjnych metod.

Energia powstająca w procesie reakcji termojądrowej może być odpowiedzią na wyzwania zarówno klimatyczne, jak i związane z zanieczyszczeniem środowiska, bowiem termosynteza nie jest źródłem emisji gazów cieplarnianych ani odpadów radioaktywnych o długim czasie rozpadu, które są obciążeniem dla tradycyjnej energetyki jądrowej.

Energia wyzwalana w procesie termosyntezy jąder jest znacznie większa w przeliczeniu na jednostkę masy paliwa, niż energia rozszczepienia jąder atomowych. Ta z kolei jest ponad mln razy większa, niż pochodząca z energii chemicznej wyzwalanej podczas spalania paliw kopalnych.

Energetyka termojądrowa stwarza także mniejsze zagrożenie bezpieczeństwa , gdyż nie ma możliwości wystąpienia niekontrolowanej reakcji termojądrowej. Przed inżynierami, fizykami i naukowcami wciąż jednak stoi szereg wyzwań, z którymi muszą się zmierzyć przed zastosowaniem fuzji jądrowej do komercyjnej produkcji energii.

Aktualnie na całym świecie prowadzonych jest ponad 50 projektów związanych z kontrolowaną reakcją termojądrową, z których najbardziej znane to ponadnarodowy, angażujący 32 państwa projekt ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) – następca zasłużonego, ale wycofanego w ub. r. z eksploatacji tokamaka JET (Joint European Torus ).

Inne istniejące, głęboko modernizowane lub powstające urządzenia do produkcji i kontroli plazmy to w dalszym ciągu urządzenia badawcze oparte o rozwiązania typu tokamak, stellarator, rzadziej tzw. butelka magnetyczna.

Eksperymenty są aktualnie prowadzone zarówno przez jednostki finansowane ze środków publicznych (np. ITER, programy w Chinach, Japonii, Korei Południowej, Niemczech), jak również prywatnych, np. Lockheed Martin, brytyjska firma Tokamak Energy, amerykańska Commonwealth Fusion Systems (CFS).

Rola szczelności w urządzeniach termojądrowych

Reakcje termojądrowe odbywają się w komorach próżniowych o skomplikowanej konstrukcji. Ich szczelność ma kluczowe znaczenie dla utrzymania wysokiej próżni (na poziomie 10⁻⁶ Pa) i izolacji plazmy od otoczenia.

Komory próżniowe tokamaków, w tym ITER, są wyposażone w porty dostępowe, przez które wprowadzane są różne komponenty (anteny grzewcze, diagnostyka, moduły ochronne). Uszczelnienia tych portów muszą sprostać ekstremalnym wymaganiom – wysokim temperaturom, niskiej gazoprzepuszczalności oraz odporności na mechaniczne uszkodzenia.

ITER testuje różne rodzaje uszczelnień:

Elastomerowe – stosowane tymczasowo, lecz podatne na degradację w wysokich temperaturach.

Metalowe – bardziej odporne i wydajne, jednak wymagające precyzyjnej obróbki i kosztowne w produkcji.

Spawane uszczelnienia wargowe – najtrwalsze i najbardziej niezawodne, ale ograniczające możliwość konserwacji.

W pierwszym etapie badań większość portów będzie zaślepiona tymczasowymi płytami zamykającymi (TCP) i uszczelniona uszczelkami elastomerowymi podczas uruchamiania i wytworzenia pierwszej plazmy. Jest to rozwiązanie ekonomiczne i skuteczne dla osiągnięcia próżni. Nie zaleca się jednak stosowania uszczelek elastomerowych w środowiskach o wysokiej temperaturze, takich jak te, które panują w komorze próżniowej tokamaka ITER ze względu na degradację mechaniczną, gazoprzepuszczalność, czy odgazowanie (zwłaszcza przy długotrwałej eksploatacji).

Lepszym rozwiązaniem będą uszczelki metalowe. Są one odporne na temperaturę, mają niską gazoprzepuszczalność – co pozwala na uzyskanie wyższego poziomu próżni w porównaniu do uszczelek elastomerowych. ITER rozważa zastosowanie uszczelek podwójnych typu C-ring metalowy z wewnętrzną sprężyną spiralną. Rozwiązanie takie stawia jednak nie tylko bardzo rygorystyczne wymagania dotyczące jakości kołnierzy (tj. płaskości i chropowatości), ale jest to ponadto rozwiązanie drogie i trudne w produkcji, zwłaszcza przy dużych wymiarach.


Rys.1. Widok na komorę próżniową tokamaka ITER z widocznymi portami [1]

https://fusionforenergy.europa.eu/downloads/procurements/itercalls/373/specifications.pdf, str. 2

Jakkolwiek można powiedzieć, że spawanie jest najlepszą metodą zapewnienia szczelności i niezawodności uszczelnienia, to nie jest ono korzystne z punktu widzenia remontów i konserwacji. Z tego powodu, uszczelnienia wargowe spawane będą w ITER stosowane od drugiego etapu badań i stopniowo rozszerzane na wszystkie porty (z wyjątkiem niektórych przypadków, które wymagają połączenia rozłącznego z urządzeniem, takich jak systemy pompowania mediów kriogenicznych, czy ogrzewania neutralnej wiązki HNB).


Rys. 2. Metalowe uszczelnienia portów komory próżniowej a) uszczelnienie spawane do wkładu(plug) i płaszcza komory, b) uszczelnienie za pomocą uszczelek metalowych i profilu U z dodatkowymi kołnierzami.

W przypadku stosowania uszczelek metalowych płaskość powierzchni przylgowych musi wynosić ≤ 0,4 mm na 1 m wzdłuż osi uszczelnienia i 0,5 mm na 1 m prostopadle do głównej osi uszczelnienia. Chropowatość powierzchni przylgowej musi wynosić pomiędzy Ra 0,4 a Ra 0,8. Dodatkowo należy zwrócić uwagę na ukierunkowanie śladów obróbki, które muszą być zorientowane równolegle do osi uszczelnienia. W przypadku kwadratowych kołnierzy jest to nieosiągalne frezowaniem, czy szlifowaniem tarczami, zalecane jest ręczne szlifowanie z wykorzystaniem prowadnic wzdłuż obwodu portu łącznie z łukami.

Wymagania materiałowe

Współpraca SPETECH® z ITER wymagała rygorystycznej kontroli jakości i udokumentowania parametrów chemicznych, w tym minimalizacji zawartości pierwiastków aktywujących, takich jak Nb, Ta czy Co, które mogłyby generować długotrwałe promieniowanie.
Na podstawie doświadczeń i wyników prac badawczo-rozwojowych uzyskanych w programach reaktorów powielających i fuzji, stal typu 316L jest uważana za najbardziej odpowiedni materiał do pracy przy wysokiej dawce promieniowania, stosunkowo wysokich obciążeniach i bezpośrednim kontakcie z wodą. Dla potrzeb budowy ITER stal ta ma oznaczenie 316L(N)±IGX. Jest to specyficzne oznaczenie i określa, co następuje: · 316 ± rodzaj stali; · L ± niska zawartość węgla; · (N) ± kontrolowana zawartość azotu; · IG ± Gatunek ITER – odzwierciedla dostosowanie stali do określonych wymagań, np. do dopuszczalnego zakresu elementów stopowych i zawartości zanieczyszczeń, do jakości produktów hutniczych i warunków dostawy; · X to liczba wskazująca zastosowanie stali w określonych komponentach ITER, odzwierciedlająca różne specyfikacje zamówień, które określają wymagania pod względem formy produktu, zawartości zanieczyszczeń, procedury zapewnienia jakości i warunków dostawy wymaganych dla różnych komponentów.

Inne materiały przydatne do pracy przy wysokim promieniowaniu to stopy niklu – w szczególności alloy 718, z którego wykonane są uszczelki metalowe oraz śruby i nakrętki mocujące wkład (plug) w porcie.

Kriostat

Ze względu na użycie w tokamakach materiałów nadprzewodzących (a więc chłodzonych ciekłym helem lub ciekłym azotem) należy je izolować od kontaktu z plazmą o temperaturze rzędu 100 mln °C, ale także od otoczenia. Pierwszy efekt udaje się uzyskać dzięki tzw. pułapce magnetycznej, czyli wykorzystaniu pola magnetycznego do utrzymywania plazmy z dala od ścianek toroidu. Drugi -poprzez zamknięcie całego toroidu w szczelnym zbiorniku, w którym utrzymywana jest próżnia 10–4 Pa. Ta właśnie próżnia izoluje elektromagnesy chłodzone kriogenicznie od nagrzewania na skutek dopływu ciepła z zewnątrz. W przypadku ITER kriostat ma postać walca, którego średnica i wysokość zbliża się do 30 m. Jest to konstrukcja w całości spawana o łącznej wadze 3850 ton.

Po opanowaniu technologii produkcji tzw. nadprzewodników wysokotemperaturowych (REBCO) okazało się możliwe budowanie bardziej zwartych tokamaków, tzw. tokamaków sferycznych. W związku z tym także wymiary kriostatów uległy istotnej redukcji.

SPETECH® uczestniczył w projektowaniu i dostarczaniu zaawansowanych uszczelnień dla tokamaka, w tym:

Uszczelki portów kriostatu – elementy o średnicy 9 m, zaprojektowane z myślą o zachowaniu absolutnej szczelności w trudnych warunkach próżni.

Uszczelki instalacji kriogenicznych – dostosowane do pracy w warunkach niskich temperatur i ekstremalnych wymagań materiałowych.

Podsumowanie

Prace nad komercyjnym wykorzystaniem energii termojądrowej są jednym z największych wyzwań współczesnej inżynierii. Projekty, takie jak budowa reaktorów fuzyjnych, stawiają przed światem techniki wyzwania nawet w takich – wydawałoby się powszechnie znanych – zagadnieniach, jak uszczelnienia.

Dzięki uczestnictwu w projekcie ITER, SPETECH® przyczynia się do rozwoju tej technologii, dostarczając rozwiązania w zakresie szczelności, które spełniają najbardziej rygorystyczne standardy techniczne. Firma udowodniła, że polska myśl techniczna może wspierać globalne projekty na najwyższym poziomie.


Rys. 3. Wybrane koncepcje konstrukcji połączenia głównego kriostatu tokamaka sferycznego z uszczelką spawaną
a) membrana w postaci półtorusa wokół połączenia kołnierzowego, b) połączenie z klamrami, c)połączenie z podparciem pierścieniem obcym.

Bibliografia

  1. Technical Specification – Mechanical Engineering Support for ITER Vacuum Vessel Port Structures and their Interfaces with others Plant Breakdown Systems.
  2. Preparation for Korean procurement scope of ITER sealing flanges. G.H.Kim. Fusion Engineering and Design 200 (2024) 114167.
  3. Assessment and selection of materials for ITER in-vessel components .G. Kalinin. Journal of Nuclear Materials 283±287 (2000) 10±19.
  4. Materiały konferencyjne Ogólnopolskiego Forum Projektowania i Utrzymania Szczelności Bystra 26-27.10.2023.

Artykuł został opracowany na potrzeby Seminarium “Prezentacja wymagań technicznych, wytycznych i rekomendacji dla polskiego przemysłu w zakresie wykonania zaworów klasy 1,2,3, niesklasyfikowanych oraz pozostałej armatury przemysłowej w obiektach energetyki jądrowej”, które odbywało się w dniach 10-11 grudnia 2024 r. w firmie ZAMKON w Kędzierzynie-Koźlu.

Źródło: Stowarzyszenie POLSKA ARMATURA PRZEMYSŁOWA

Działy

Reklama