Содержание................................................................. 2
Введение........................................................................ 5
Глава 1. Современные представления о взаимодействии плазмы с материалами
ТЯР................................................................... 11
1.1. Условия работы материалов ТЯР................................... 11
1.2. Критерии выбора материалов ТЯР. Перспективные материалы,
обращенные к плазме............................................ 15
1.3. Основные процессы взаимодействия плазмы с материалами ТЯР... 25
1.3.1. Эрозия в результате распыления........................... 25
1.3.1 Л. Физическое распыление........................... 25
1.3.1.2. Химическая эрозия при облучении изотопами водорода................................................. 29
1.3.1.3. Распыление в условиях токамака................. 31
1.3.2. Эрозия и продукты эрозии при срывах плазмы............... 34
1.3.2.1. Физические процессы при взаимодействии
срывов плазмы с материалом...................... 34
1.3.2.2. Эрозия при срывах в имитационных установках и токамаках................................................ 39
1.3.2.3. Продукты эрозии материалов в токамаках 44
1.3.3. Накопление изотопов водорода в материалах................ 45
1.3.3.1. Имплантация изотопов водорода................... 46
1.3.3.2. Диффузия изотопов водорода в металлах........... 47
1.3.3.3. Захват водорода в металлах...................... 48
1.3.3.4. Накопление изотопов водорода в бериллии и вольфраме................................................ 49
1.3.3.5. Накопление изотопов водорода в углеродных материалах............................................. 52
1.4. Заключение и постановка задач.................................... 55
Глава 2. Экспериментальные методы исследования.................................. 57
2.1. Экспериментальные установки...................................... 57
2.1.1. Установка ЛЕНТА с пучково-плазменным разрядом 57
2.1.2. Импульсный электродинамический плазменный ускоритель МКТ................................................... 60
2.1.3. Ускорители с сепарацией ионов по массам.................. 62
2.2. Измерение коэффициента распыления бериллия одноименными
ионами.......................................................... 66
2.3. Измерение коэффициентов распыления материалов ионами D* и
Не* в припороговой области энергий.............................. 69
2.4. Анализ продуктов эрозии материалов............................... 71
2.5 Исследуемые материалы............................................ 73
2.6. Методы исследования материалов................................... 73
2.7. Выводы........................................................... 76
2
Глава 3. Распыление обращенных к плазме материалов ТЯР....................... 77
3.1. Распыление бериллия одноименными ионами.......................... 77
3.1.1. Энергетическая зависимость коэффициента распыления Ве
ионами Вс+................................................ 77
3.1.2. Температурная зависимость коэффициента эрозии Ве
ионами Ве+................................................ 78
3.1.3. Угловая зависимость коэффициента распыления бериллия
ионами Ве+................................................ 80
3.2. Распыление перепыленных смешанных слоев Ве, Ве-С и Ве-\У
ионами Вс+....................................................... 90
3.2.1. Микроструктура перепыленных слоев......................... 91
3 22. Состав перепыленных слоев................................. 92
3.2.3. Энергетические зависимости коэффициентов распыления
перепыленных слоев Ве, Ве-С и Ве-\У....................... 94
3 3. Распыление бериллия ионами Э* и Не+ в припороговой области
энергий........................................................ 96
3.3.1. Измерение энергетических порогов распыления бериллия ионами и Не*..................................................... 96
3.3.2. Энергетические зависимости коэффициентов распыления бериллия ионами Э+ и Не+ в припороговой области
энергий................................................... 97
3.4. Распыление вольфрама, окиси вольфрама и \У-С ионами дейтерия
в припороговой области энергий................................. 98
3.4.1. Измерение энергетических порогов распыления вольфрама
и окиси вольфрама ионами О*............................. 98
3.4.2. Энергетические зависимости коэффициентов распыления
ионами вольфрама, окиси вольфрама и \У-С Э* в припороговой области энергий............................. 101
3.5. Выводы........................................................... 104
Глава 4. Эрозия материалов ТЯР при срывах плазмы................................. 105
4*1* Эрозия углеродных материалов..................................... 105
4.1.1. Эрозия углеволокнистых композитов под воздействием
мощных потоков импульсной плазмы......................... 105
4.1.2. Эрозия графита РГ-Т-91................................... 109
4.1.3. Эрозия графита МПГ-8..................................... 116
4.1.4. О механизме хрупкого разрушения углеродных материалов
при воздействии интенсивных импульсных плазменных потоков.................................................. 119
4 2. Эрозия вольфрама в экспериментах по имитации срывов плазмы... 122
4.3. Об образовании волновых структур на поверхности и о капельной
эрозии вольфрама при воздействии импульсных потоков плазмы... 129
44. Выводы........................................................... 136
Глава 5. Накопление изотопов водорода в материалах ТЯР.. 137
5 1. Накопление водорода в бериллии................................... 137
5 1.1 Влияние условий облучения на накопление водорода в
бериллии................................................. 137
3
5.1.2. Влияние радиационных дефектов и гелия на накопление
водорода в Ве............................................ 143
5.2. Накопление дейтерия в углеграфитовых материалах с учетом имитации срывов плазмы............................................... 150
5.2.1. Накопление дейтерия в У BK SEP NB31 и YAM-92-5D-Ti... 151
5.2.2. Накопление дейтерия в графите МПГ-8...................... 152
5.2.3. Накопление дейтерия в графите РГ-Т-91 при экспозиции в стационарной плазме с учетом срывов плазмы..................... 153
5.3. Накопление дейтерия в вольфраме с учетом имитации срывов
плазмы........................................................ 155
5.3.1. Накопление дейтерия в различных сортах вольфрама 155
5.3.2. Накопление дейтерия в углеродных пленках на вольфраме.. 161
5 4. Выводы........................................................... 164
Основные выводы.................................................................. 166
Литература....................................................................... 168
4
Введение
Материаповедческая проблема первой стенки термоядерного реактора (ТЯР) реально встала на повестку дня более 30 лет тому назад, когда в ряде исследовательских центров СССР, США и Европы началась интенсивная концептуальная проработка крупномасштабных ТЯР [1-4].
Проблема первой стенки имеет ряд аспектов. С одной стороны, под действием корпускулярного излучения плазмы происходит эрозия поверхности материала и изменение его объемных свойств, что может привести к сокращению ресурса работы реактора. С другой стороны, поступление продуктов эрозии материала стенки в плазму, как правило - тяжелых примесей, приводит к увеличению излучательных потерь энергии и к сокращению рабочего цикла разряда. Одним из основных физических процессов, ответственных за разрушение стенки и поступление примесей в плазму, является распыление материала стенки ионами изотопов водорода, гелия, а также “одноименными” ионами (самораспыление).
Наиболее интенсивная эрозия материала элементов первой стенки ожидается при срывах плазмы, когда неконтролируемый выброс энергии за очень короткое время приводит к значетельному перегреву локальных участков стенки, следствием чего является их расплавление и испарение. Несмотря на то, что срывы плазмы в токамаках являются нарушением нормального формирования импульса тока и считаются чрезвычайным, аномальным явлением, развитие неустойчивости, приводящей к выбросу практически всего плазменного объема на стенку, до сих пор не удается предотвратить. Исследованиям последствия этого явления, связанного с проблемой безопасной эксплуатации ТЯР, уделяется в настоящее время особое внимание.
С проблемой безопасности ТЯР и окружающей среды связан также такой важный аспект выбора материала первой стенки, как накопление и утечка трития. В связи с этим, изучение взаимодействия ионов изотопов водорода с материалами первой стенки в условиях, близких к ожидаемым в реакторе, является одной из актуальнейших физических и инженерных проблем создания ТЯР.
Актуальность работы
Изучение процессов, происходящих при взаимодействии плазмы с материалами, представляет научный и практический интерес, как для исследований в области физики плазмы и проблемы управляемого термоядерного синтеза, так и с точки зрения изучения элементарных физических процессов, происходящих при одновременном воздействии на поверхность твердого тела различного рода интенсивных потоков корпускулярных
5
излучений, при которых активируются радиационно-стимулированные эффекты. Исследуемые процессы представляют также интерес для целенаправленного модифицирования поверхностных свойств металлов и сплавов, а также синтеза различных покрытий методами ионного легирования и перемешивания.
Несмотря на научную и практическую значимость проблемы, к началу работы над диссертацией ряд принципиальных вопросов, связанных с выбором обращенных к плазме материалов для термоядерного реактора и важных для его безопасности, были недостаточно изучены.
Бериллий, вольфрам и углеволокнистый композит предполагается использовать в качестве обращенных к плазме материалов международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР).
Возможность использования вольфрама в качестве материала диверторного устройства вызывало сомнение, вследствие большого атомного номера 2 вольфрама. Попадание в плазму распыленных атомов является недопустимым из-за больших радиационных потерь плазмы, пропорциональных 22. Вольфрам характеризуется высоким энергетическим порогом физического распыления ионами дейтерия. Однако энергетический порог распыления W снижается приблизительно на порядок при наличии на его поверхности оксидной пленки, которая вследствие большого химического сродства № к кислороду всегда присутствует на поверхности. В связи с этим возникла задача более точного определения энергетических порогов распыления \У и оксида ионами дейтерия. Эта задача была сформулирована Центральной Командой ИТЭР’а (ЦКИ).
Бериллий в качестве материала первой стенки реактора будет иметь наибольшую площадь контакта с плазмой. Экспериментальные значения коэффициентов распыления Вс легкими ионами характеризуются большим разбросом, обусловленным образованием »1а его поверхности оксидной пленки, приводящей к изменению энергетического порога распыления Ве.
К началу выполнения диссертационной работы в литературе отсутствовали сведения о коэффициентах самораспыления бериллия. Трудности измерения коэффициентов самораспыления Ве обусловлены как сложностью генерации ионов Ве+, так и его токсичностью. Актуальные для материаловедческой проблемы ТЯР эксперименты по уточнению энергетической зависимости коэффициента распыления Ве ионами в припороговой области энергий и изучению энергетической, температурной и угловой зависимостей коэффициентов самораспыления Ве были также поставлены ЦКИ.
Изучение проблемы срывов плазмы имеет актуальное значение для безопасности реактора как с точки зрения ускоренной эрозии материалов, контактирующих с плазмой,
6
так и образования продуктов эрозии. До настоящего времени не проводились исследования влияния облучения в стационарной плазме на эрозию материалов и накопление в них дейтерия при срывах плазмы и, наоборот, срывов плазмы на накопление дейтерия при работе реактора в нормальном режиме, как это ожидается в ТЯР. Все вышесказанное определяет актуальность проведения имитационных исследований эрозии материалов и накопления в них изотопов водорода при последовательном воздействии стационарной и импульсной плазмы, моделирующих условия работы ТЯР в нормальном режиме со срывами плазмы.
Подтверждение актуальности работы.
Актуальность диссертационной работы подтверждается тем, что исследования выполнялись в рамках Федеральных целевых научно-технических программ «Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытноконструкторские работы в его поддержку» на 1996-1998 годы (Постановление Правительства РФ № 1119 от 19.09.96) и на 1999-2001 годы (Постановление Правительства РФ № 1417 от 01.12.98); Федеральной целевой программы
«Международный термоядерный реактор ИТЭР» на 2002-2005 годы (Постановление Правительства РФ № 604 от 21.08.01); Проекта Международного научно-технического центра (МНТЦ) № 350; Заданий ЦКИ: ЗиЫаэк 10 С-81 ТТ 06 Т 503, 6-81ТТ 04 Т 506, в-81ТТ 04 Т 226. А. 1 и С-81ТТ04Т226.А.2.
Нель работы - выявление основных закономерностей эрозии обращенных к плазме материалов и накопления в них изотопов водорода при воздействии плазменных потоков и ионных пучков в условиях имитации нормального режима работы и срывов тока плазмы в термоядерном реакторе.
Научная новизна
1. Впервые экспериментально определены энергетическая, температурная и угловая зависимости коэффициентов распыления бериллия и энергетическая зависимость коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, Ве-МУ ионами Ве\
2. Впервые с использованием метода автоионной микроскопии определены энергетические зависимости коэффициентов распыления ионами В* бериллия, вольфрама, оксида вольфрама и смешанного вольфрам-углеродного слоя и установлены значения пороговых энергий распыления данных материалов.
3. Впервые при воздействии потоков импульсной дейтериевой плазмы установлен бимодальный характер распределения продуктов эрозии углеграфитовых материалов и выявлено, что значительный вклад в эрозию вносит их хрупкое разрушение вследствие
7
термонапряжений, а для легированного графита РГ-Т-91 характер эрозии существенно зависит от рельефа поверхности, сформированного в процессе воздействия стационарной плазмы.
4. При воздействии потоков импульсной дейтериевой плазмы на вольфрам обнаружена «капельная» эрозия материала, и предложен механизм формирования пространственного распределения продуктов эрозии в зависимости от их размеров.
5. Впервые исследовано накопление изотопов водорода при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы в углеграфитовых материалах, вольфраме и в соосаждснных углеродных слоях на вольфраме и установлено, что воздействие потоков импульсной плазмы уменьшает накопление дейтерия в вольфраме при последующей экспозиции в стационарной плазме и увеличивает накопление дейтерия в соосажденном углеродном слое.
Практическая значимость
1. Выявлены основные закономерности радиационной эрозии и накопления изотопов водорода в обращенных к плазме материалах ИТЭР при воздействии на них плазменных потоков и ионных пучков, имитирующих нормальный режим работы и срывы плазмы в реакторе. Полученные результаты использованы для расчета времени жизни обращенных к плазме элементов ТЯР и для решения проблемы его радиационной безопасности.
2. Результаты определения энергетических порогов физического распыления металлов и их соединений ионами легких элементов (Н+, Б+, Не\ О*) с помощью метода автоионной микроскопии имеют принципиальное значение не только для материаловедчсской проблемы ТЯР, но и для широкого круга практических проблем, связанных с физикой поверхности. Полученные результаты представляют практический интерес для физической электроники и ее научно-технических приложений, основанных на эмиссии атомных частиц, в частности, для термокатодов и оксидных катодов, применяемых в термоэлектрических преобразователях, автоионных и автоэлектронных микроскопах и других приборах.
Все выполненные в диссертации исследования были заказаны ЦКИ.
На защиту выносятся
• Экспериментальные результаты определения энергетической, температурной и угловой зависимостей коэффициентов распыления бериллия, энергетической зависимости коэффициентов распыления псрсосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, Ве^ ионами Ве+ и физическая модель влияния формирующегося при распылении микрорельефа поверхности на коэффициент саморасиыления бериллия.
8
• Экспериментальные результаты определения энергетических зависимостей коэффициентов распыления ионами D+ бериллия, вольфрама, оксида вольфрама и смешанного вольфрам-углеродного слоя вблизи энергетических порогов распыления, полученные с помощью автоионного микроскопа.
• Экспериментальные результаты исследования эрозии различных углефафитовых материалов (С/С-композит, легированный графит РГ-Т-91 и мелкозернистый графит МПГ-8) и сортов вольфрама при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы.
• Результаты изучения накопления изотопов водорода в бериллии при ионном облучении, в углеграфитовых материалах, вольфраме и в соосажденных углеродных слоях на вольфраме при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы.
• Физические модели эрозии исследованных материалов: «капельной» эрозии вольфрама, эрозии по механизму хрупкого разрушения углеграфитовых материалов, модель накопления низкоэнергетического водорода в бериллии, облученном высокоэнергетическими ионами гелия.
Апробация работы
Результаты исследований докладывались и обсуждались на следующих международных и российских конференциях и семинарах: Межд. конф. по взаимодействию плазмы с поверхностью в ТЯУ (PSI-I2, Сан-Рафаэль, 1996; PSI-13, Сан-Диего, 1998; PSI-14, Розенхайм, 2000; PSI-15, Гифу, 2002; PSI-16, Киото, 2004); Межд. конф. по материалам для ТЯР (ICFRM-8, Токио, 1997; ICFRM-9, Колорадо-Спрингс, 1999; ICFRM-10, Баден-Баден, 2001; 1CFRM-11, Киото, 2003); Межд. семинары по бериллиевым технологиям для термоядерного синтеза (№2, Джсксон-Лэйк, 1995; №3, Мито, 1997; №4, Карлсруэ; №6, Миязаки, 2003; №7, Сан-Рафаэль, 2005); Межд. семинары по водородному рециклингу в ОПМ (№ 1, Токио, 1998; № 2, С.-Петербург, 1999); Межд. симпоз. по технологиям термоядерного синтеза (SOFT-18, Карлсруэ, 1994; SOFT-20, Марсель, 1998; SOFT-21, Мадрид, 2000), VII и IX Межнац. совещ. «Радиационная физика твердого тела», Севастополь, 1997 и 1999; V Рос.-япон. симпоз. по взаимодействию быстрых заряженных частиц с твердым телом, Белгород, 1996; XII Межд. конф но электростатическим ускорителям, Обнинск, 1999; III Межд. семинар «Радиационная физика металлов и сплавов», Снежинск, 1999; XIV, XV, XVI и XVII Межд конф. по взаимодействию ионов с поверхностью, Звенигород, 1999, 2001, 2003 и 2005; XXXIJ Межд. конф. по физике плазмы и УТС, Звенигород, 2005; XXXV Межд конф. по физике взаимодействия заряженных частиц с кристаллами, Москва, 2005.
9
Публикации
В диссертационную работу включены результаты исследований, опубликованные за период с 1995 по 2006 г.г. в 40 печатных работах в отечественных и иностранных журналах, сборниках и тезисах докладов различных конференций, в том числе, 15 статей в рецензируемых изданиях.
Структура и объем диссертации.
Диссертация состоит из введения, пяти глав с выводами в конце каждой главы, основных выводов и списка литературы. Диссертация изложена на 179 страницах, включая 98 рисунков, 20 таблиц и 257 наименований в списке литературы.
10
Глава 1. Современные представления о взаимодействии плазмы с материалами ТЯР
1.1. Условия работы материалов ТЯР
Управляемый термоядерный синтез с использованием плазменных магнитных ловушек типа токамак является одним из перспективных направлений создания энергетики будущего. В реакторе - токамаке плазма удерживается магнитным полем и заключена в разрядную камеру, стенки которой испытывают значительные повреждения от контакта с плазмой. Высокие поверхностные тепловые нагрузки, интенсивные потоки энергетичных ионов и нейтронов, циклический характер работы и множество других деструктивных факторов определяют особенности конструкции и требования к материалам, на основе которых проектируется так называемая «первая стенка» термоядерного реактора [5]. Располагаясь между плазмой и электрофизическими системами реактора, компоненты «первой стенки» в значительной степени определяют срок службы реактора, его безопасность и экономические показатели.
Собирательное понятие «первой стенки» включает в себя такие компоненты как лимитер, собственно первая стенка и различные части приемного диверторного устройства, такие как вертикальная мишень, дом, лайнер, бафл. Основные функции стенки заключаются в защите инженерных систем реактора от потоков тепла и частиц из плазмы, а также в ограничении размера плазмы и ее загрязнения. Кроме того, стенка должна минимизировать поступление примесных частиц в плазму и захват (накопление) топливных частиц в элементах своей конструкции. Первая стенка, например в ИТЭР, представляет собой трехслойную конструкцию, состоящую из экранного (защитного) слоя материала, непосредственно обращенного к плазме, слоя теплоотводящего материала (сплав Си) и несущего стального каркаса. Лимитер, расположенный в экваториальной плоскости тора, предназначен для формирования требуемой конфигурации плазменного шнура, ограничения контакта плазмы со стенкой в режимах неустойчивого горения плазменного шнура в начале и в конце разряда. Диверторное устройство, предназначенное для разгрузки стенок вакуумной камеры токамака от прямого взаимодействия с плазмой, выполняет следующие основные функции: обеспечивает утилизацию тепловых и корпускулярных потоков из плазмы; производит эффективную откачку нейтрального газа и гелиевой золы; осуществляет эффективный контроль примесей и продуктов реакции.
Типы и величины нагрузок, действующих на обращенные к плазме материалы (ОПМ), зависят от расположения соответствующих компонентов ТЯР по отношению к магнитным поверхностям, топология которых определяется токами в обмотках катушек тороидального и полоидального магнитного поля и током в плазменном шнуре
11
Схематическое представление областей плазмы и границ стенок в диверторных токамаках показано на рис. 1.1 [6]. Основная плазма (шнур) расположена в области, где магнитные поверхности замкнуты, последняя из которых, называемая сепаратриссой, является ее условной границей. По внешним от сепаратриссы магнитным поверхностям плазма с периферии шнура поступает в дивертор, где она нейтрализуется, а полученный газ откачивается. Область пристеночной плазмы, в которой расположены магнитные поверхности, пересекающиеся с мишенями дивертора и, частично, с элементами горловины, называется Scrape-Off-Layer или сокращенно SOL.
Полоидальное поперечное сечение плазмы в токамаках
Характерные области плазмы: центр плазменного шнура; пристеночная плазма в пределах сепаратриссы; SOL (scrape-off-layer); область диверторной плазмы
Рис. 1.1
Пристеночная плазма оказывает сильное влияние на процессы переноса в центральной плазме и, следовательно, на время удержания энергии (те) и играет существенную роль в переходе от режима удержания слабоионизованной (L-low) плазмы к режиму высокоионизованной (H-high) плазмы.
Пристеночная плазма и стенка являются сильно связанными системами, чей диапазон взаимодействий охватывает широкий интервал от эВ-ного масштаба атомных взаимодействий до сотен МДж-лей за счет срывов. Взаимодействие плазма-стенка оказывает критическое воздействие на работу токамаков со многих точек зрения. Эрозия за счет плазменного воздействия определяет время жизни обращенных к плазме компонентов (ОПК) и создает источник примесей, которые охлаждают и разрежают плазму. Осаждение материала на ОПК изменяет их поверхностный состав и может приводить к повышенному накоплению и удержанию трития внутри камеры. Накопление
12
и рециклинг изотопов водорода из ОПК влияют на эффективность топлива, на контролирование плотности плазмы и на плотность нейтрального водорода в пристеночной плазме, которая влияет на транспортировку частиц и энергии.
К наиболее важным эксплуатационным параметрам воздействия на ОПК первой стенки относятся квазистационарные тепловые нагрузки (0,5-20 МВт/м2), импульсные тепловые нагрузки (W= 1-50 МДж/м2, т = 10'4-1 с), циклический режим нагружения (102-3*104 циклов), нейтронные потоки (J = 10м cm'V1, D = 0,1-0,3 сна), ионные потоки (/ = 10,5-1019 cm'V1, £, = 10-104 эВ), электромагнитные нагрузки (Р < 4 МПа), вакуумноводородная среда, воздействие теплоносителя (Р = 4 МПа, V- 1-12 м/с, Т = 100-150°С).
Вследствие сильного тороидального магнитного поля, уменьшающего подвижность ионов по направлению к поверхности в пристеночной плазме (SOL), и высокого содержания нейтрального водорода в пристеночной плазме (SOL) [7, 8], основную массу частиц, поступающих на ОПМ, будут составлять атомы перезарядки с широким энергетическим спектром, представленном на рис. 1.2 [9].
Энергетическое распределение плотности потока атомов перезарядки на первой стенке установки ИТЭР 1Е+4 1Е+3
о
*2 1Е+2
о 1Е+1
j* 1Е+0
\ 1Е-1
S 1Е-2
п
1Е*3 1Е-4
0123456789 Е, кэВ
Рис. 1.2
Оценки средней энергии и компонентного состава атомов перезарядки, проведенные авторами работы [10] показали, что величина средней энергии атомов перезарядки в установке ИТЭР будет равна Eurt0, = 247 эВ при плотности потока fer,ol = 2,0 1019атом/м2с, флюенсе Ф,/ег/о/ = МО25 атом/м2, эффективном заряде Zejf = 1,69 и количестве импульсов в год N = 1000. Относительное содержание компонентов в пристеночной плазме было оценено, как: ап,1сг ~ 0,440; <хт'1сг ^ 0,440; аНе,,сг ~ 0,088; ап?нцс«и,1сг - 0,032, причем состав примесей определялся с учетом планируемых в ИТЭР ОГ1М (Be, С,
13
\У). Кроме того, проведенный расчет показал, что доля материала стенки, распыленного тяжелыми примесными компонентами составляет более 20%.
В табл. 1.1 представлены величины основных нагружающих факторов на первую стенку в вакуумной камере и в области дивертора, ожидаемые при номинальном режиме работы, например, для установки ИТЭР [6, 11].
Таблица 1.1
Факторы, воздействующие на ОПМ компонентов ИТЭР при номинальном режиме работы
Компонент / материал / площадь / максимальная температура / основные нагружающие факторы Максимальный тепловой поток, МВт/м2 Поток частиц, D, Т, M-V Е, эВ Поток нейтронов (>0,1 МэВ), M-V
Первая стенка / Be / 680 mz / 500 К / - тормозное излучение, - нейтралы перезарядки, - нейтронное излучение. 0,5 10|9...102° 10...500 1,3-ю'8
Циверторные мишени/С/55м /1200К (прямое поступление частиц), 650К (газовый дивертор) - высокие тепловые потоки, - энергия, поступающая при ELM. <10 <1024 1...30 2-Ю17
Горловина дивертора (бафл) / W / 200м2/(50м1)/573 К/ - нейтралы перезарядки, - прямое взаимодействие с SOL, - радиационный нагрев, - энергия, поступающая при ELM. 3 Ю^-.ЛО22 <100 1-Ю18
Купол дивертора (дом) /С/30 м2/923К - нейтралы перезарядки, - радиационный нагрев. 3 102,...1022 < 100 9-Ю17
К дополнительным воздействиям на ОПМ в номинальном режиме рабочих импульсов реактора относятся периодические выбросы энергии из плазмы на элементы дивертора и близкие к нему элементы первой стенки. Выбросы энергии развиваются вблизи границы плазменного шнура в результате локальных неустойчивостей - ЭЛМов, которые характерны для Н - моды горения разряда [6, 12]. Согласно скейлингу современных токамаков частота пульсаций для наиболее вероятных типов ЭЛМов составляет (0,5...2) Гц, время развития - (0,1... 1) мс, причем потери энергии могут достигать (2-6) % от всего теплосодержания плазмы, т.е. (8-25) МДж [13,14]. Одна часть (основная) этой энергии поступит на мишени и горловину дивертора, другая (меньшая) -на первую стенку, вызывая импульсный нагрев ОПМ. Для типичных Туре-1 ЭЛМ в зависимости от длительности нагрузки на эти элементы составят 0,5-1,6 МДж/м2 [15].
Приведенные выше параметры воздействия на ОПМ относятся к рабочему режиму работы термоядерного реактора. Однако, при срыве разряда, зажигании униполярных дуг
14
и т.п. количественные значения величин, характеризующих процессы взаимодействия, могут возрасти на несколько порядков.
На свойства и поведение ОПМ могут также влиять различные штатные эксплуатационные режимы ТЯР и, в частности, кондиционирование [6,14].
Кондиционирование - подготовительный режим работы установки с полным или частичным развакуумированием в промежутках между рабочими импульсами с целью снижения поступления примесей в плазму. Кондиционирование обеспечивает уменьшение десорбции и дегазацию вакуумной камеры и внутри камерных элементов на начальном этапе термоядерного разряда и в промежутках между рабочими импульсами, частичное удаление мелкодисперсной пыли из вакуумной камеры, рециклинг трития из переосажденных продуктов распыления. Кондиционирование вакуумной камеры осуществляется с использованием следующих систем и режимов: нагрев в вакууме, очистка тлеющим разрядом (газовый разряд в Н2, D2 или Не), очистка резонансным электронно-циклотронным разрядом (газовый разряд в D2, Не или О2), очистка резонансным ионно-циклотронным разрядом (газовый разряд в Не или D2).
Таким образом, кроме распыления атомами перезарядки при малом остаточном давлении (Р ~ IO*6 Topp) ОПМ вакуумной камеры реактора будут периодически подвергаться воздействию ионов водорода, дейтерия, гелия и кислорода при относительно высоких давлениях нейтрального газа (Р ~ 10'3 Topp).
Все эти факторы необходимо учитывать при проведении имитационных экспериментов по исследованию эрозии и накопления изотопов водорода для ОПМ.
1.2. Критерии выбора материалов ТЯР. Перспективные материалы, обращенные к плазме
Критерии выбора материалов для обращенных к плазме компонентов термоядерного реактора были обобщены в работах [5, 6, 14, 16, 17]. В результате было выделено три группы критериев, которым должны удовлетворять свойства кандидатных ОПМ. В первую группу сведены свойства материалов, влияющие на чистоту плазмы и эрозионный ресурс компонентов: атомный номер, коэффициент распыления, температура плавления, коэффициент эрозии при ЭЛМах и срывах и другие. Во вторую группу включены характеристики, определяющие термомеханическую стойкость материалов под действием тепловых нагрузок: теплопроводность, коэффициент термического
расширения, теплоемкость, прочностные характеристики, термоусталость, плотность и другие. В третью группу выделены параметры, связанные, в основном, с безопасностью и
15
- Київ+380960830922