整理:液態金屬自修復聚變堆第一壁中美都在試驗了_風聞
京雀-(装?)抑郁家里蹲3小时前
還是糾錯,原先我認為耐用的聚變堆(固態)第一壁在可預見的未來是造不出來的,這個一部分是源自知乎研究(固態)第一壁的物理學研究員如零度君的看法。https://www.zhihu.com/question/323617617/answer/825667067
另一部分是源自個人的瞎推算,聚變堆的中子能譜一般是14MeV的,這個去搜聚變堆中子增殖材料相關論文能發現。
【1992年,國際數據庫ENDF/B-IV、ENDF/BiVi、JENDL-3T裏的鈹-9在14MeV下的中子增殖反射截面分別為0.536、0.485、0.542barns】鈹球中子增殖率積分實驗分析| https://kns.cnki.net/kcms2/article/abstract?v=YHRUfPYi6NMmFagyCu2Oaq7XpT9R7qnaeE1IRKpfS0UL3Z9UeqlMeVN7cWMpbz4eiJbySqmLfOnprNXYpItnWaxLzboRyJO1Fs9-U90R8x1ZHcZYhMmgtMnk4Pe8XaHIEJJE1jfT_SuOnEXe1wgllhMZSFTGnPq7E70qBEcNDjvWhwe67dSBbNhGqo2hk3Sh&uniplatform=NZKPT&language=CHS
普通快中子堆的中子能譜的能量強度是0.08~0.1 MeV。
【快中子堆(簡稱快堆)是主要以平均中子能量0.08~0.1 MeV的快中子引起裂變鏈式反應的反應堆。】快中子堆|http://mp.ihep.ac.cn/article/pdf/preview/12254
所以中子輻射損傷是150倍啊!
不過秘塔AI開了DeepSeekR1推理模式後否定了我這個看法,它搜到普通快中子堆中子通量是1×10^15箇中子/平方釐米/秒。為了防止機器幻覺用Kimi AI概括過。
【Kimi AI概括,IEEA報告中的快中子堆的中子通量數據是1×10^15箇中子/平方釐米/秒(10^15 neutrons·cm−2·s−1)】Sodium-Cooled Nuclear Reactors|https://www.cea.fr/english/Documents/scientific-and-economic-publications/nuclear-energy-monographs/CEA_Monograph7_Sodium-cooled-nuclear-reactors_2016_GB.pdf
然後Demo堆(也是個聚變堆,估計比ITER的設計要求更高,因為是發電示範堆)的中子通量是比普通快中子堆少90%的!僅1x10^14n/cm^2/s。
【DEMO(演示性聚變電站)的中子通量在反應堆第一壁處預計為10¹⁴ n/cm²/s。這一數據是基於d-t(氘-氚)聚變反應產生的14 MeV中子通量的預期值。這種高能中子通量對於理解聚變反應堆中的中子激活和輻射損傷至關重要。】Towards nuclear fusion: Certifying the suitability of materials for fusion|https://www.frontiersin.org/articles/10.3389/fphy.2023.1248191/pdf?isPublishedV2=False
所以這樣看,聚變堆第一壁的中子輻照損傷大概是普通快中子堆15倍?不過我真這麼承認錯誤後,秘塔AI又説可能存在中子增值效應和更多的氫、氦泡生成問題,實際情況可能更嚴重。
【Kimi AI概括:中子能量的影響:14 MeV的中子能量遠高於2.5 MeV的中子,這意味着它們在材料中會產生更高的能量沉積和更復雜的核反應。高能量中子更容易引發原子位移(displacements)和核反應(如(n,2n)、(n,p)等),這些反應會產生更多的次級粒子和更高的能量沉積。 級聯碰撞(Cascade Collisions):高能量中子進入材料後,會引發級聯碰撞,即一個高能量中子撞擊原子核後,會產生多個低能量的次級粒子,這些次級粒子又會繼續與材料中的原子發生碰撞。
這種級聯效應會導致更多的原子位移和複雜的損傷結構,從而增加材料的輻照損傷。 損傷的複雜性:論文中提到,儘管可以估算原子位移率(displacement rate)和核反應產物的生成率,但這些損傷對材料的力學性能(如延展性、屈服強度、疲勞強度和蠕變率)的影響是難以準確預測的。這是因為這些損傷效應是複雜的,且與材料的微觀結構密切相關。 實驗數據的侷限性:論文指出,目前的實驗數據主要來自低能量中子(如2.5 MeV)的輻照實驗,這些數據對於高能量中子(如14 MeV)的輻照損傷預測是不足夠的。高能量中子的輻照實驗需要更高的能量和通量,這在技術上和成本上都具有挑戰性。】Central Station Power Generation by Laser-Driven Fusion|https://digital.library.unt.edu/ark:/67531/metadc1033376/m2/1/high_res_d/4677803.pdf
然後繼續搜索下去,有些外國新聞説猜測聚變堆一年15dpa的損傷(每個中子撞出來15個晶格中的原子),國內有新聞説猜測有幾百dpa的損傷。
反覆追問後,秘塔AI搜到一個表格,裏面説俄羅斯的一個BOR60的實驗性快堆裏是20dpa的年損傷,Demo堆的第一壁是30dpa的年損傷?
https://html.rhhz.net/CLGC/html/20180603.htm

於是好奇用Kimi AI搜了一下Bor60的中子通量,最高是3.7*10^15/cm^2/s,約為普通快堆3.7倍。
https://researching.cn/ArticlePdf/m00117/2024/47/10/100602.pdf
那麼聚變堆的中子能量x中子通量應該是Bor60的4.05倍啊?怎麼也得81dpa了?我懷疑可能類似法國WEST聚變堆,它在2025年2月24日創造了新的世界紀錄,5000萬攝氏度等離子體温度下約束1337秒,可見目前的聚變堆根本到不了1.6億攝氏度那個三乘積(温度x能量x約束時間)下,最有可能達成勞森判據(這個就是説此時佔聚變釋放能量的20%的Alpha粒子的熱量,就可以引發下一次聚變,於是不用拿電熱轉換效率30%的微波射頻,或高温氫或氘等離子體的中性束注入系統去補加熱)的氘氚聚變自持理想温度。
【法國原子能和替代能源委員會(CEA)官網18日宣佈,本月12日,由其運營的託卡馬克核聚變裝置——鎢環境下的穩態託卡馬克裝置(WEST)讓氫等離子體狀態持續了1337秒(22分鐘17秒)。這一時長刷新了中國全超導託卡馬克核聚變實驗裝置(EAST)此前數週創下的1066秒時間紀錄。 圖片 由CEA運行的託卡馬克裝置WEST。圖片來源:CEA官網 CEA基礎研究部主任安妮·伊莎貝拉·艾蒂安芙瑞透露,WEST裝置此次運行中的加熱功率高達2兆瓦,氫等離子體的温度更是攀升至5000萬攝氏度。】1337秒!法核聚變裝置等離子體運行時間創紀錄|https://news.qq.com/rain/a/20250224A03LG900
因為到不了理想温度,那每年dpa損傷自然同比例下降了。
至於國內説的1億、1.2億或1.6億攝氏度,那個2018年就有紀檢監察網發佈的新聞説了,其實是電子温度,電子温度和等離子體温度不是一回事。不過是不是知乎死魂靈説的10:1我還沒搜過。
(中國科學院等離子體所2018年11月12日發佈消息,我國“人造太陽”項目獲得重大突破,首次實現加熱功率超過10兆瓦,等離子體儲能增加到300千焦,等離子體中心電子温度首次達到1億度。……1億度的温度是中國“人造太陽”工程的新紀錄,但中國和國際水平還有較大的差距,目前日本已經可以實現5億度的高温,美國和歐洲也已經達到2億度以上的水平。)科技視界 | 中國距利用“核聚變能”還有多遠-駐馬店紀檢監察網
為了防止有人説我替日本人吹牛,不提供來源鏈接,我只好把鏈接複製三遍了,還看不見我真沒辦法了。
http://www.zmdsjw.gov.cn/2019/0507/28687.html
http://www.zmdsjw.gov.cn/2019/0507/28687.html
http://www.zmdsjw.gov.cn/2019/0507/28687.html
這是紀檢監察説的,不是我説的。
言歸正傳,鎢瓦和碳化硅可承受的中子輻照損傷分別是80dpa和150dpa,也是前面那個圖的同一個論文裏給的數據:

但是注意了,中子把原子轟出晶格後,材料會泡沫化,會吸附氚,導致聚變效率下降或者氚增殖率下降,所以不可能是真達到80dpa才去換的,泡沫化到一定程度就要去換。換之前要停機幾個月,因為鎢等材料會嬗變出放射性同位素,這個放射劑量會傷害工人和機器設備,要等其半衰幾個週期減輕放射性後才能安全的更換。
這個過程中超導線圈的冷卻設備不能斷電,否則裏面的電磁力會逐漸變成熱量,破壞晶格結構,導致超導相破壞,所以有額外的電力浪費。當然釔鋇銅氧化物或者鋇鐵超導線圈由於可以只製冷到零下196攝氏度,而不是鈮鈦線圈的零下269攝氏度,耐短時間製冷設備斷電的能力要強很多(好像還有一點記憶合金自修復能力?但不清楚是否是秘塔AI的機器幻覺,沒仔細搜相關論文),但為了保險肯定是要持續通電的。
然後下次啓動又要重新拿那些電熱轉化效率30%多的中性束,微波射頻設備加熱,還是要浪費電的。其實估計滿足勞森判據的理想氘氚聚變堆,能實際發電的熱量比率也小於80%,因為搜到冷凍的氘氚靶丸射進去後,會引發局部等離子體密度上升温度下降的問題,也要補加熱的:ttps://pdfs.semanticscholar.org/5215/e5a15e3f595509a8edb7bf147be3af190f66.pdf?skipShowableCheck=true
由此猜測美國人吹噓的Q>1的激光點火聚變,沒有補加熱系統,以及等離子體不均勻後的磁場約束調節系統,是不可能通過激光點火成功後連續射入靶丸來實現持續自持點火的。所以他們那個Q值不考慮蒸汽輪機發電效率最低52%的損失,光考慮192個激光器的聚焦失準等問題造成的近99%的效率損失,瞬間全系統Q值可能也是0.005。距離發電遙遙無期。
抱歉又扯遠了。這時候就要説到知乎趙泠了,她用類似算法嘲諷過ITER的全系統Q值可能就0.6,但是,很意外的,她轉載了個第一壁問題的緩解思路,加液態鋰的流動層,且用電磁場束縛。搜了搜真有。中美都有這方面實驗。
【在一代液態鋰實驗中[1],證實了液態鋰可以由創新性的內置式直流 電磁泵驅動,利用裝置穩態環向場,形成一個鋰循環迴路。第二,二代流動液態鋰採用了 一些技術改進,包括:改進了分配盒的製造工藝,增加了液態鋰驅動的電磁泵,添加了促進潤濕的表面紋理,使用了更厚的不鏽鋼保護層,以及使用高壓氦氣的冷卻系統。這些改 進有效地提高了液態鋰的表面覆蓋率(~80%),消除了表面侵蝕,提高了排熱能力[2]。第 三,三代以鉬合金 TZM 為基材,具有高耐腐蝕性、高濺射閾值、對鋰有良好的潤濕性;實 驗獲得了比以不鏽鋼層為基材的限制器具有更均勻的鋰流。流動液態鋰減少了雜質及再循 環,改善等離子體約束[1,2];實驗還發現由於液態鋰表面與等離子體之間的強相互作用而 產生的邊緣鋰輻射層[3]。】流動液態鋰第一壁的研發及與高約束等離子體相互作用研究|http://submission-hk.aconf.org/hk/2019/10/abstract_868887_fx0kmrdemgixoxlt_v1.pdf
【Kimi AI概括:液態鋰作為第一壁材料:文章提到,液態鋰被用作一種自修復的第一壁材料,可以減少中子對容器壁的損傷和激活問題。此外,鋰在聚變反應中還具有其他潛在優勢,例如可以作為氚增殖材料(氚是聚變反應的重要燃料之一),並且能夠顯著減少等離子體邊緣的氫同位素回收(recycling),從而改善等離子體性能。 實驗裝置(LTX):LTX是一個球形託卡馬克裝置,其內部有一個與等離子體最後封閉磁通面(last closed flux surface)相符合的加熱殼體,該殼體被塗覆有液態鋰。這種設計使得大約90%的等離子體面向表面可以被液態鋰覆蓋。
磁診斷系統:文章詳細介紹了LTX中用於等離子體磁場測量的磁診斷系統,包括多種Mirnov線圈、磁通環、Rogowski線圈和反磁環等。這些診斷工具被設計為能夠在高温和液態鋰接觸的惡劣環境下工作,並且能夠提供用於等離子體平衡重構的詳細數據。 實驗目的:LTX的主要目標是研究液態鋰第一壁(LiWall)操作模式對等離子體性能的影響。通過實驗,研究人員希望更好地理解液態鋰在聚變堆第一壁中的作用,併為未來的聚變反應堆設計提供參考。】Magnetic Diagnostics for the Lithium Tokamak|https://digital.library.unt.edu/ark:/67531/metadc926575/m2/1/high_res_d/959334.pdf
如此一來氫泡氦泡問題可以通過過濾分離出來,dpa損傷似乎因為是液體的關係也不大,嬗變問題嘛,嬗變成氚可以蒐集起來聚變。維護可以通過補充新的液態鋰來解決,似乎就不用頻繁停機了?
但秘塔AI也搜到一些侷限性。
【Kimi AI概括:1. 液態鋰的表面雜質問題 論文中提到,液態鋰表面可能會形成固體塗層,這些塗層的熔點可能高於鋰的正常熔點(181°C),需要更高的温度來熔化。這種現象在之前的鋰實驗中已經被觀察到(參考文獻2、8、9)。這表明在實際應用中,液態鋰表面的雜質可能會導致其性能下降,需要額外的加熱和控制措施來維持其液態狀態。
2. 鋰的蒸發和再沉積問題 論文中提到,鋰的濺射和再沉積行為受到離子入射角、磁場鞘層以及離子能量分佈函數的影響。這些因素會影響鋰的損失率和再沉積效率。如果鋰的再沉積不均勻或不充分,可能會導致液態鋰表面的不穩定性,進而影響聚變堆的運行性能。
3. 鋰與等離子體的相互作用 液態鋰與等離子體的相互作用是研究的重點之一。論文中提到,液態鋰表面的低迴收率特性可能會對等離子體的穩定性和性能產生重要影響。然而,這種相互作用的具體效果在大規模聚變堆中尚未完全明確,需要通過實驗進一步驗證。如果液態鋰不能有效降低等離子體的回收率,可能會導致等離子體性能下降。
4. 鋰的温度控制問題 論文中提到,液態鋰的温度需要通過加熱器進行精確控制,最高可達500°C。這種高温控制要求可能會帶來技術挑戰,例如加熱系統的可靠性、温度均勻性以及對周圍部件的熱影響。如果温度控制不當,可能會導致液態鋰的性能不穩定,甚至引發安全問題。
5. 鋰的化學活性 雖然論文中沒有明確提到鋰的化學活性,但液態鋰在高温下具有較高的化學活性,可能會與容器材料、冷卻劑或其他雜質發生反應。這種化學反應可能會導致腐蝕、材料降解或生成有害化合物,從而影響聚變堆的長期運行。
6. 實驗驗證的侷限性 論文中的實驗是在CDX-U(Current Drive Experiment-Upgrade)這種小型裝置上進行的,而液態鋰在大規模聚變堆(如NSTX、Alcator C-Mod等)中的應用效果尚未得到充分驗證。從小型裝置到大規模聚變堆的放大過程中,可能會出現新的技術問題和風險,例如液態鋰的循環、冷卻和維護等。】流動液態鋰第一壁的研發及與高約束等離子體相互作用研究|https://digital.library.unt.edu/ark:/67531/metadc704775/m2/1/high_res_d/756819.pdf
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只是位於上下中心點的偏濾器上怎麼加液態鋰防護層呢?局部磁場能令其懸浮在偏濾器的下方和上方嗎?或者開發遙控機器手去更換偏濾器?目前搜到有遠程更換第一壁背板的實驗:
Kimi AI概括:遙控更換第一壁背板的模擬驗證實驗【遠程操作的驗證:通過構建模擬裝置(mock-up)來驗證遠程更換可拆卸後壁板(removable backwall plate)的概念,以及基於貝葉斯概念的連接系統的拆卸和重新連接。 激光焊接技術:開發了一種專用的軌道激光焊接機,用於遠程焊接和切割密封法蘭,這一過程通過模擬裝置進行了驗證。】 The accomplishment of the Engineering Design Activities of IFMIF/EVEDA: The European–Japanese project towards a Li(d,xn) fusion relevant neutron source| https://arxiv.org/pdf/2112.14211
不過偏濾器更大的威脅,似乎是等離子體小撕裂的温度3000攝氏度,大撕裂的温度,可能是數以萬計的攝氏度。也是研究聚變堆的知乎黃小跑在其回答裏説EAST目前的經驗就是用主動小撕裂去減少大撕裂。偏濾器面積可能不到第一壁10分之1,但是由於是磁場磁感線居中點,(估算)可能要遭遇一半的熱流……
https://www.zhihu.com/question/386759364/answer/1161630636
我個人猜測,現在大概是一千萬到幾千萬攝氏度的等離子體温度,要提高到1.6億攝氏度的等離子體温度後,可能小撕裂的濺射傷害温度就超過4000攝氏度,可能也會上萬攝氏度了吧?超過3422攝氏度左右的鎢熔點後就很容易燒穿偏濾器鎢隔熱柵了。
另外,知乎零度君也提過,第一壁(包括偏濾器)上的鎢瓦有點蒸發,鎢雜質混入等離子體,功率就會下降,那自然就無法達到符合勞森判據的自持理想温度了。
https://www.zhihu.com/question/302163496/answer/531505841
秘塔AI加DeepSeekR1也推理説主動小撕裂也會有等離子體温度損失,會導致功率上不去。
也許,用美國國家約束聚變堆的DIII-D上的數據訓練出的深度學習AI,儘可能減少撕裂,才能相對延長偏濾器壽命並提高功率?之後的問題才是去定期換被輻照損傷的偏濾器?
不過DIII-D堆的規模小,不能直接套用到ITER,搜到的2019年的國外新聞還是説只是用來參考的。
【Kimi AI概括:DIII-D與ITER的關係:DIII-D的數據庫被用來訓練深度學習模型,使其能夠可靠地預測ITER中可能出現的中斷。這意味着DIII-D的數據和經驗被用來為ITER的運行做準備,而不是説DIII-D的控制AI直接用於ITER。換句話説,DIII-D的數據和經驗是為ITER的未來運行提供支持和參考。】AI may help develop clean, virtually limitless fusion energy|https://knowridge.com/2019/04/ai-may-help-develop-clean-virtually-limitless-fusion-energy/
總之還是很遙遠。
只是秘塔AI(含R1)樂觀的推算專用的聚變控制AI耗電不會特別多。它也否定了算力提升10倍幻覺下降10%的説法,也可能不需要很多的GPU?不會太影響效費比?
也許GPU陣列堆到一定量就搞出湊合能用的磁約束了?
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題外話,感覺液態鋰第一壁在某個起點小説裏看到過,現在寫小説的也競爭激烈,不搜論文不好意思説自己是科幻小説寫手~~