บทนำ

การพัฒนา ไดเวิร์ตเตอร์ (divertor) สำหรับโรงไฟฟ้านิวพลังงานเคลียร์แบบฟิวชัน หลังจากการสร้างเครื่อง ITER ถือเป็นงานเร่งด่วน ที่จะต้องทำให้สำเร็จ เพื่อให้ตรงตามนโยบายของ EU Fast Track ที่พยายามจะผลิตกระแสไฟฟ้า จากฟิวชันให้สำเร็จ ภายใน ค.ศ. 2030 และพัฒนาให้เป็นโรงไฟฟ้าพาณิชย์ ภายใน ค.ศ. 2040 เป้าหมายเหล่านี้จะสำเร็จ ได้ ก็ต่อเมื่อมีการแก้ปัญหาทางฟิสิกส์ และทางด้านเทคโนโลยีที่จำเป็นให้ลุล่วง เพื่อที่การออกแบบและการเริ่มต้น ก่อสร้างเครื่อง DEMO จะได้มีขึ้นภายใน ค.ศ.2025

ไดเวิร์ตเตอร์เป็นชิ้นส่วนหนึ่งของเครื่องปฏิกรณ์ฟิวชัน ที่มีปริมาณความร้อนผ่านสูง (High Heat Flux หรือ HHF) ไดเวิร์ตเตอร์จะต้องลดปริมาณความร้อนจากฟิวชัน เกือบ 15 เปอร์เซ็นต์ จึงต้องทนต่อความร้อนที่ผ่านมาได้ถึง 15 MW/m² และยังต้องทำหน้าที่เป็นเกราะกำบังความร้อน ให้แก่ขดลวดแม่เหล็กที่อยู่ข้างหลังอีกด้วย การพัฒนา ไดเวิร์ตเตอร์ มีความไม่แน่นอนหลายอย่าง เช่น สมบัติทางกายภาพ และวัสดุที่จะนำมาใช้ทำไดเวิร์ตเตอร์ สมบัติของวัสดุ ที่จะนำมาผลิตไดเวิร์ตเตอร์นั้น มีข้อจำกัดทางกายภาพ ทำให้การนำมาประยุกต์ใช้งานจำกัดไปด้วย ดังนั้นสิ่งที่จำเป็น ในการออกแบบจึงขึ้นอยู่กับความสำเร็จในอนาคต ซึ่งจะต้องคาดคะเนจากองค์ความรู้ที่มีอยู่ในปัจจุบัน วัสดุที่อยู่ติดกับ พลาสมาจะต้องมีความคงทน ต่อการกัดกร่อนจากอนุภาคตกกระทบที่หลุดออกมาจากพลาสมา (ทั้งไอออนพลังงานสูง และอะตอมที่เป็นกลาง) และวัสดุโครงสร้างจะต้องมีความคงทนต่อรังสีด้วย ส่วนการเลือกสารที่จะนำมาระบาย ความร้อนจากไดเวิร์ตเตอร์ ขึ้นอยู่กับการออกแบบแผ่นแบล็งเคต (blanket) ที่เชื่อมต่อกับไดเวิร์ตเตอร์

• โมเดล A ใช้แผ่นแบล็งเคตที่ทำจากตะกั่วและลิเทียม โดยมีน้ำเป็นตัวทำให้เย็น (water-cooled lead-lithium, WCLL) และใช้ไดเวิร์ตเตอร์ที่มีน้ำเป็นตัวทำให้เย็น และทนความร้อนได้สูงสุด 15 MW/m²
• โมเดล B ใช้แผ่นแบล็งเคตที่ทำจากถังกรวดเซรามิก/ เบริลเลียม โดยมีฮีเลียมเป็นตัวทำให้เย็น (helium-cooled ceramic/beryllium pebble bed, HCPB) และใช้ไดเวิร์ตเตอร์ที่มีฮีเลียมเป็นตัวทำให้เย็นที่ทนความร้อนได้สูงสุด 10 MW/m²
• โมเดล AB ใช้แผ่นแบล็งเคตที่ทำจากตะกั่วและลิเทียม โดยมีฮีเลียมเป็นตัวทำให้เย็น (helium-cooled lead-lithium, HCLL) และใช้ไดเวิร์ตเตอร์ที่มีฮีเลียมเป็นตัวทำให้เย็นที่ทนความร้อนได้สูงสุด10 MW/m²
• โมเดล C ใช้แผ่นแบล็งเคตที่มีตัวทำให้เย็นสองระบบ(dual coolant, DC) คือมีส่วนที่ทำจากตะกั่วและลิเทียม สามารถเย็นได้เอง และโครงสร้างที่มีฮีเลียมเป็นตัวทำให้เย็น ใช้ไดเวิร์ตเตอร์ ที่มีฮีเลียมเป็นตัวทำให้เย็น ที่ทนความร้อนได้สูงสุด10 MW/m²
• โมเดล D ใช้ แผ่นแบล็งเคต ตะกั่วและลิเทียมที่สามารถเย็นได้เอง (self-cooled lead-lithium, SCLL) และใช้ ไดเวิร์ตเตอร์ที่มีตะกั่วและลิเทียมเป็นตัวทำให้เย็นทนความร้อนได้สูงสุด5 MW/m²

จะเห็นได้ว่า ไดเวิร์ตเตอร์ที่มีฮีเลียมเป็นตัวทำให้เย็นเป็นตัวที่ถูกใช้ในหลายโมเดลของแบบโรงไฟฟ้าในกลุ่มประเทศ EU และเป็นไดเวิร์ตเตอร์ที่ถูกนำเสนอเพื่อใช้กับเครื่องปฎิกรณ์ ARIES-CS ของสหรัฐอเมริกา

มองในมุมของความเป็นไปได้ในเชิงเศรษฐศาสตร์ของการสร้างโรงไฟฟ้าฟิวชันแล้ว เป้าหมายสำคัญคือการลดค่าไฟฟ้า ให้ถูกลงเมื่อเทียบกับพลังงานจากแหล่งอื่น ๆ จากการศึกษาของทั้งทางยุโรปและสหรัฐอเมริกา ปัจจัยสำคัญที่จะทำให้ บรรลุเป้าหมายนี้ก็คือ การเพิ่มประสิทธิภาพของเครื่องปฏิกรณ์ ให้สามารถผลิตพลังงานไฟฟ้าต่อพลังงานฟิวชัน ให้ได้มากที่สุด ด้วยเหตุผลนี้ การออกแบบทางวิศวกรรมและการวางโครงงาน ได้ตั้งเป้าหมายไปที่การเก็บรักษาพลังงาน ที่มีประสิทธิภาพ และการรักษาความร้อนของไดเวิร์ตเตอร์ โดยการทำให้อุณหภูมิของตัวทำให้เย็นมากที่สุด โดยที่ใช้งานปั๊มน้อยที่สุด

ไดเวิร์ตเตอร์ ของ ITER

ตัวอย่างของไดเวิร์ตเตอร์ที่มีอยู่จริงในปัจจุบัน มีแต่ไดเวิร์ตเตอร์ของเครื่อง ITER เท่านั้น เป็น ไดเวิร์ตเตอร์ที่มีน้ำ เป็นตัวทำให้เย็น ทำงานอยู่ที่ความดัน 4.2 MPa ที่อุณหภูมิค่อนข้างต่ำ (100- 126 ^๐C ที่ outer vertical target และ 127-141 ^๐C ที่ inner vertical target) และความเข้มข้นของนิวตรอนในปริมาณไม่สูง ส่วนของไดเวิร์ตเตอร์ที่ ต้องสัมผัสกับพลาสมาประกอบไปด้วยชิ้นส่วนรูปวงแหวนขนาด 20-44mm ที่มีน้ำเป็นตัวทำให้เย็น ส่วนล่างของ vertical target ใช้วัสดุ carbon fibre composite (CFC) โดยใช้ทองแดงเป็นตัวเชื่อม และมี copper chrome zirconium (CuCrZr) เป็นที่ระบายความร้อน (heat sink) CuCrZr เป็นตัวระบายความร้อนที่ดีแต่ว่าเมื่อโดนนิวตรอน มาก ๆ จะเปราะ และความแข็งแรงจะลดลงเมื่อโดนนิวตรอนที่ 0.3 dpa โดยเฉพาะที่อุณหภูมิสูง ดังนั้นอาจจะเป็น ข้อเสียในการนำมาใช้ในโรงไฟฟ้าฟิวชัน เพราะไม่สามารถทนต่อนิวตรอนและอุณหภูมิที่สูงของตัวทำให้เย็น

บทสรุปและมุมมอง

สหภาพยุโรปได้มีการศึกษาเชิงมโนภาพของโรงไฟฟ้า (power plant conceptual studies, PPCS) ไดเวิร์ตเตอร์ หลายชนิด เช่นชนิดทำให้เย็นด้วยน้ำ (water-cooled divertor, WCD) ทำให้เย็นด้วยฮีเลียม (helium-cooled divertor, HCD) และทำให้เย็นด้วยโลหะเหลว ลิเทียม-ตะกั่ว (LiPb-cooled divertor) ได้ถูกศึกษา การเลือกชนิดนั้นหลัก ๆ ขึ้นกับ ความต้องการที่จะใช้ตัวทำให้เย็น (coolant) ที่เป็นตัวเดียวกันกับที่ใช้กับแผ่นแบล็งเคต นอกจากนี้ การดำเนินการกับ ตัวทำให้เย็นที่มีอุณหภูมิขาออก (exit temperature) สูงนั้นเป็นสิ่งสำคัญกับโรงไฟฟ้า เพื่อที่จะให้การสร้างผลิต กระแสไฟฟ้าจากความร้อนมีประสิทธิภาพสูง ในช่วงแรกของ PPCS ระหว่างปี 1999 และ 2001 แนวคิดพื้นฐานของชนิด ไดเวิร์ตเตอร์ดังกล่าวได้ถูกศึกษา หลักการออกแบบ ข้อดี ข้อด้อย และได้มีการรวบรวมผลการวิเคราะห์เอาไว้

ไดเวิร์ตเตอร์แบบทำให้เย็นด้วยน้ำ (WCD) ซึ่งมีพื้นฐานจากการใช้ CuCrZr เป็นที่ระบายความร้อนนั้น เป็นแบบเดียวที่ ได้ถูกศึกษาอย่างเต็มเปี่ยม ซึ่งแม้ว่าแบบ WCD นี้ สามารถที่จะต้านทานฟลักซ์ความร้อนสูง (high heat flux, HHF) ได้ถึง 20 MW/m² แต่ CuCrZr นั้นก็เหมาะสมกับเพียงสภาวะที่มีรังสีนิวตรอนต่ำ และอุณหภูมิไม่สูงนัก และจะแตก (brittle) หากต้องเผชิญกับฟลักซ์นิวตรอนสูง ๆ ในโรงไฟฟ้าฟิวชัน และอุณหภูมิตัวทำให้เย็นที่สูง ดังนั้น ไดเวิร์ตเตอร์ ชนิดน้ จึงไม่ถูกแนะนำให้ใช้ในโรงไฟฟ้าซึ่งมีความต้องการที่สูงดังกล่าว

ไดเวิร์ตเตอร์แบบทำให้เย็นด้วยฮีเลียม (HCD) นิยมที่สุดในแบบจำลองของโรงไฟฟ้าหลายแบบ เพราะด้วยสมบัติที่ เฉื่อยของฮีเลียมในทางเคมีและกับนิวตรอน รวมถึงความสามารถในการปฏิบัติการ ที่อุณหภูมิสูงและความดันต่ำกว่า แบบ WCD ในช่วงแรก (ปี 1999-2001) ขีดจำกัดของความสามารถในเชิงทฤษฎีของ HCD นั้นได้เพิ่มจาก 5 เป็น 10 MW/m² โดยใช้กรรมวิธีทำให้เย็นหลายแบบ แรงอัดความร้อน (thermal stress) ที่ได้เผชิญในการออกแบบโรงไฟฟ้า แบบต่อเนื่อง ซึ่งเกิดจากการงอของโครงสร้างแผ่นจากตัวฐานเชิงกลนั้น ลดลงได้โดยการใช้การออกแบบแบบโมดูล (modular design) ตั้งแต่บัดนั้นเป็นต้นมา ไดเวิร์ตเตอร์แบบใช้ฮีเลียม ก็มีการศึกษาอย่างเป็นระบบ ภายใน EU PPCS โดยแบบอ้างอิงในปัจจุบันที่เรียกว่า ไดเวิร์ตเตอร์แบบโมดูลที่ใช้ทำให้เย็นด้วยฮีเลียมและด้วยระบบเจ็ต (helium-cooled modular divertor with jet cooling, HEMJ) ก็มีแบบแผนมาจากการทำให้เย็นด้วยการปะทะของเจ็ตฮีเลียม ซึ่งมี ลักษณะของการต้านทานความร้อนที่ดี รวมถึงการผลิตและประกอบที่ง่าย การศึกษาการออกแบบและการประกอบ รวมถึงการทดลองเกี่ยวกับฟลักซ์ความร้อนสูง (HHF) ในอาคารทดลองแบบรวม (อุปกรณ์ TSEFEY EB และวงจรฮีเลียม แบบเคลื่อนที่ได้) ที่เอเฟรมอฟ (Efremov) สำหรับการยืนยันผลของแบบ และพิสูจน์หลักการ (proof of principle) ผลการทดลองล่าสุดได้ยืนยันความสามารถของไดเวิร์ตเตอร์ ที่จะทดความร้อนระดับ 13 MW/m² ได้ ซึ่งสูงกว่าเป้าที่ตั้งไว้ที่ 10 MW/m²

อีกรูปแบบหนึ่งของ HCD ซึ่งมีชื่อว่า ไดเวิร์ตเตอร์ T-tube ซึ่งใช้หลักการปะทะของเจ็ตในการทำให้เย็นเช่นกัน ก็ได้ ถูกเสนอในการศึกษาของสหรัฐอเมริกาอเมริกา ARIES-CS สำหรับแบบนี้การยืนยันทางการทดลอง computational fluid dynamic (CFD) ได้สำเร็จด้วยดี การประกอบชิ้นส่วนทังสเตนที่ซับซ้อนโดยใช้เทคนิคกระบวนการ EL-Form ได้ถูกพัฒนาขึ้นมา การพัฒนาของอ่างความร้อนทังสเตนที่ทำให้เย็นด้วยฮีเลียม ที่เป็นแบบแม่บทจะเป็นงานสำคัญหนึ่ง ในอนาคต ได้มีความคิดที่จะรวมแบบเก่าที่ใช้แผ่น กับแบบใหม่ที่ใช้หลักของโมดูลเป็นนิ้ว (finger) และใช้ชิ้นส่วน ส่งผ่านที่ทำจากโลหะเจือแทนทาลัม สำหรับเชื่อมแผ่นทังสเตนและโลหะ ODS ที่ทั้งสองด้านของแผ่น แนวคิดนี้ซึ่งจะ เน้นเรื่องการประกอบจะถูกประเมินในการศึกษา ARIES ในปัจจุบัน

เรื่องเกี่ยวกับการวิจัยและพัฒนาของ PPCS ในระยะกลางนี้ รวมเรื่องการพัฒนาวัสดุโครงสร้างไดเวิร์ตเตอร์ ที่เหมาะสม สำหรับอุณหภูมิช่วง 600-1300 องศาเซลเซียส การสร้างโมดูลไดเวิร์ตเตอร์ทดสอบ (TDM) ที่จะไปเสนอใน ITER ซึ่งจะต้องไปทดสอบในวงจรฮีเลียมที่ใหญ่ขึ้น อย่างเช่น HELOKA และ การทดลองด้านการอาบรังสีวัสดุโครงสร้าง ในสภาวะนิวตรอนปกติ ของทั้งฟิชชันและต้นกำเนิดนิวตรอนความเข้มสูงจากฟิวชัน IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) โดยใช้ปริมาณ (fluence) นิวตรอนที่เกี่ยวข้องกับของ DEMO การจำกัดแบบ ความเสียหายที่ 70 dpa (displacements per target atom) ได้ถูกสมมติขึ้นสำหรับ EUROFER ในแบบของ DEMO ในขณะที่การปรับปรุงขึ้นไปสู่ 140 dpa ก็เป็นสิ่งที่คาดหวังไว้สำหรับโรงไฟฟ้าฟิวชันเชิงพาณิชย์ หากลองคำนวณ ปริมาณนิวตรอนที่ผนังของโรงไฟฟ้าฟิวชันที่ 2.4 MW/m² ที่ผนังแรก (first wall) และ 1.7 MW/m² ที่เป้าไดเวิร์ตเตอร์ ปริมาณนิวตรอนสำหรับการเดินเครื่อง 2 ปีนั้นจะมีค่าประมาณ 3-4 MWa/m² ซึ่งเป็นค่าเท่ากับ 30-40 dpa ในเหล็กกล้า หรือประมาณ 1 ใน 3 ของค่านั้นในทังสเตน

บทความนี้เป็นการศึกษาสืบเนื่องจากการประชุมฟิวชัน 20 ต.ค. 2552
เรียบเรียงจาก “Divertor conceptual designs for a fusion power plant”
ผู้แต่ง Prachai Norajitra, Said I. Abdel-Khalik\, Luciano M. Giancarli, Thomas Ihli, Guenter Janeschitz, Siegfried Malang, Igor V. Mazul, Pierre Sardain
วารสาร Fusion Engineering and Design 83 (2008) 893– 902