ЗАЩИТА МЕТАЛЛОВ, 2007, том 43, № 6, с. 565-588
ОБЗОРЫ ПО СОВРЕМЕННЫМ ПРОБЛЕМАМ
ФИЗИЧЕСКОЙ ХИМИИ ПОВЕРХНОСТИ, =
МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЯ, ЗАЩИТЫ МАТЕРИАЛОВ
УДК 620.193.01:669
ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ВОДОРОДА И УГЛЕВОДОРОДОВ С ПЛАЗМО-КОНТАКТИРУЮЩИМИ МАТЕРИАЛАМИ ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК
© 2007 г. В. X. Алимов, А. Е. Городецкий, P. X. Залавутдинов, А. П. Захаров, В. М. Шарапов
Институт физической химии и электрохимии им. А Н. Фрумкина РАН, Москва, Ленинский пр., 31, E-mail: rinad@ipc.rssi.ru Поступила в редакцию 10.03.2007 г.
Обзор посвящен моделированию процессов переноса и осаждения углеводородных радикалов в от-качном тракте термоядерных установок, анализу накопления изотопов водорода в бериллии и его соединениях. Отдельно рассматриваются особенности водородопроницаемости металлов в условиях контакта с плазмой, а также особенности получения и поведения бороуглеродных пленок, используемых в качестве защитного покрытия на действующих токамаках.
PACS: 28.52.Fa, 52.77.Dq
ВВЕДЕНИЕ
Уже более 20 лет в Лаборатории поверхностных процессов при радиационных воздействиях Института физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина РАН изучаются процессы взаимодействия ионных и плазменных потоков с поверхностью твердых тел с целью установления на атомарном уровне физико-химических закономерностей воздействия ускоренных ионов, прежде всего изотопов водорода и гелия на металлические и графитовые материалы. Развитые в Лаборатории представления и полученная база данных во многом послужила научной основой моделирования процессов взаимодействия плазмы с материалами действующих и проектируемых установок управляемого термоядерного синтеза (УТС). Анализ полученных результатов дает возможность оценивать обмен потоками частиц между плазмой и стенкой камеры и предельное содержание трития в материалах, а также, что чрезвычайно важно с экологической точки зрения, прогнозировать возможное изменение физико-механических свойств материалов.
В настоящее время, благодаря осуществлению широкой международной кооперации, создан проект Интернационального термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР), строительство которого начнется в Кадараше, близ Марселя (Франция), в 2008 г. Эксплуатация реактора в различных режимах рассчитана на 20 лет. В основу проекта ИТЭР заложена конструкция токама-ка (тороидальная камера с магнитным удержани-
ем), предложенная около 50 лет назад советскими учеными. Токамак в настоящее время оказался одной из наиболее продвинутых схем различных плазменных установок УТС. ИТЭР по своим масштабам и параметрам воздействия плазмы на материалы намного превосходит существующие действующие установки УТС. В качестве примера можно указать поверхность и объем вакуумной камеры ~1000 м2 и ~1000 м3, мощность 0.5-1 ГВт. Тепловая нагрузка при контакте плазмы с некоторыми узлами вакуумной камеры может достигать 10 МВт/м2. Основными плазмоконтактирующими материалами выбраны бериллий, вольфрам и легированный углерод-углеродный композит.
Для создания такого грандиозного проекта, как ИТЭР, потребовались усилия специалистов по физике плазмы, материаловедению, нейтронной физике, конструкторов, технологов, разработчиков диагностической аппаратуры и многих других. В области материаловедения были рассмотрены проблемы выбора конструкционных материалов, их радиационной и коррозионной стойкости, подбора облицовочных материалов, экранирующих конструкционные материалы от воздействия плазмы. Если большинство инженерно-технических заданий для создания конструкции реактора уже близко к выполнению, то вопросы поведения плазмы при попытках смягчить ее воздействие на элементы вакуумной камеры (при возникновении разрядов и срывов плазмы) пока остаются не окончательно решенными.
Рис. 1. Поперечный разрез тороидальной камеры реактора ИТЭР с подробной схемой внешней вертикальной мишени из углерода, расположенной в диверторе (справа на рисунке выделена кружком XX). Дивертор - это часть машины ниже точки пересечения сепаратрис, обозначенной звездочкой [21]. Сепаратриса - это последняя магнитная силовая линяя, отделяющая плазму от поверхности главной камеры.
С учетом сказанного особую роль приобретает описание различных физико-химических явлений, протекающих на поверхности и в приповерхностных областях облицовочных материалов вакуумной камеры. Настоящий обзор посвящен моделированию процессов переноса и осаждения углеводородных радикалов в откачном тракте ИТЭР, анализу накопления изотопов водорода в бериллии и его соединениях (выполненный аналогичный комплекс работ для вольфрама в обзоре не приведен). Отдельно рассматриваются особенности водородопроницаемости металлов в условиях контакта с плазмой, а также особенности получения и поведения бороуглеродных пленок, используемых в качестве защитного покрытия на действующих токамаках.
Раздел 1 написан А.Е. Городецким и Р.Х. Зала-вутдиновым, раздел 2 - В.Х. Алимовым и А.П. Захаровым, разделы 3 и 4 - В.М. Шараповым.
1. ОЦЕНКА СКОРОСТЕЙ ОСАЖДЕНИЯ УГЛЕРОДА И НАКОПЛЕНИЯ ТРИТИЯ В ИТЭР
Последовательность шагов при выполнении оценки накопления трития
В настоящее время принято считать, что за постепенное, необратимое накопление трития в реакторе ИТЭР будут ответственны процессы совместного осаждения углерода и трития при прохождении нейтрального газа через систему откачивающих устройств машины. Обогащение сначала дивертор-ной плазмы, а затем и откачиваемого нейтрального газа углеродом происходит на внутренней и внешней углеродных мишенях (рис. 1) площадью 37 и 50 м2 соответственно [1]. Обогащенный углеродными частицами нейтральный газ поступает в нижнюю часть диверторного объема, называемую пленумом.
Рис. 2. Схема потоков между центральной плазмой, дивертором/пленумом и откачивающей системой.
Далее нейтральный газ проходит через дивер-торный "горячий" лайнер, отделяющий дивертор от откачивающего тракта. При столкновении с поверхностью лайнера активная углеводородная частица с вероятностью в может исчезнуть, став частью твердого углеводородного осадка, либо превратившись в химически активную или неактивную газовую частицу другого сорта. Вероятности всех указанных процессов для конкретных углеводородных частиц (радикалов) определяются в специальных лабораторных экспериментах [2-4]. При нескольких M последовательных столкновениях с поверхностью суммарная вероятность исчезновения частицы (w) записывается в виде:
w(M = 1 - exp(-pM). (1)
Таким образом, для вычисления вероятности исчезновения частицы в некотором выделенном объеме необходимо знать среднее число столкновений частицы с поверхностью, ограничивающей этот объем. В свою очередь среднее число столкновений с выделенной поверхностью определяется временем пребывания частицы tv в рассматриваемом объеме или так называемым резидентным временем. Ниже дается оценка этих времен для дейтерия (D), трития (T) и С^Н^-частиц в предположении молекулярно-вязкостного характера течения газовой смеси в пленуме и на входе в откачивающий тракт реактора.
Определение средних времен пребывания частиц в центральной плазме, диверторе и откачном тракте
При мощности реактора 1 ГВт скорость наработки гелия равна QHe = 2 Па м3/с [1]. Технические условия предполагают, что предельная концентрация гелия в плазме не более yHe, core ^ 12%. Попадание гелия в дивертор затруднено из-за меньших, чем у изотопов водорода, коэффициентов диффузии гелия в плазме. В проекте ИТЭР при перемещении гелия из центральной в диверторную плазму так называемый коэффициент обогащения гелием принимается равным 0.2. Тогда концентрация гелия в диверторной плазме и соответственно в нейтральном газе пленума принимается fHe, plenum ~ 2% [1].
Для поддержания постоянной концентрации гелия в центральной плазме необходимо откачивать отработанную смесь со скоростью не меньше, чем
Г = QHe/ 2fHe, plenum =50 Па м3/с.
Скорость подачи топлива в реактор [5]
^ = 1/е(Г + N т* ),
где £ < 1 - часть потока, возвращающегося в плазму за счет поступления водорода из первой стенки. Для реактора ИТЭР принимается, что £ > 0.5. Величина N есть общее число атомов в центральной плазме: N = 1.2 х 1023 частиц (448 Па м3). Время т* ~10 с - характерное время уменьшения плотности плазмы с учетом рециклинга (обмена водородом между плазмой и первой стенкой). Подставляя приведенные величины в выражение для скорости подачи топлива, получим для стационарного режима горения плазмы:
^=200 Па м3/с.
Соответственно, и скорость откачки отработанной газовой смеси QPump = 200 Па м3/с.
Для оценки времен пребывания D, Т частиц в центральной плазме, пленуме и откачивающей системе воспользуемся трехрезервуарной моделью [6, 7], позволяющей описать кинетику заполнения и обезгаживания указанных резервуаров (рис. 2). Пусть и N0^ - общее число частиц в
каждом объеме, а тСоге, тР1еп, и тшс - соответствующие времена пребывания частиц в рассматриваемых объемах (или резидентные времена).
Тогда из условия сохранения числа частиц в каждом объеме можно записать следующие уравнения баланса частиц:
^СогеМ = &ие1 - + QDC = &ие1 - ^СогеЛСоге + &С,(2)
dNplen/dt = -соге/Тсоге - —Иеп/ТИеп - QDc, (3) dNDuJdt = - N^/1^. (4)
В уравнениях баланса (2)-(4) QFuel = 200 Па м3/с есть скорость подачи топлива или входной поток, QDC < 30 Па м3/с - утечка из дивертора в главную камеру согласно техническим условиям [1], QCD = = NCoгe/тCoгe. В стационарном режиме левые части уравнений (2)-(4) равны нулю и NCoгe = 448 Па м3 [1]. Тогда из (2) можно получить, что среднее время пребывания (резидентное время) частицы в плазме тСоге ~ 2 с.
Для определения тР1еп из уравнения (3) необходимо сделать оценку числа частиц в объеме пленума (рис. 1), равного примерно КИеп ~ 10-20 м3 [1]. По техническим условиям давление нейтрального газа в пленуме составляет 0.3-3 Па [8]. Тогда общее чис-
0.3-3.0 Па
(а)
Откачка
0.02-0.05 Па
Пленум Диверторный Откачной
лайнер тракт
L = 7 см
1—Г
h = 1 см
(б)
H = 4 см
Рис. 3. Предполагаемый перепад давлений при прохождении газовой смеси через жалюзи диверторного лайнера из вольфрама (а). Упрощенная схема отдельного элемента диверторного лайнера - жалюзи [9] (б).
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.