ФИЗИКА ПЛАЗМЫ, 2011, том 37, № 6, с. 580-592
КОНФЕРЕНЦИИ
УДК 533.924
ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ 19-ОЙ МЕЖДУНАРОДНОЙ КОНФЕРЕНЦИИ ПО ВЗАИМОДЕЙСТВИЮ ПЛАЗМЫ С ПОВЕРХНОСТЬЮ В УСТАНОВКАХ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА © 2011 г. В. А. Курнаев
Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ, Москва, Россия Поступила в редакцию 05.10.2010 г.
Дан обзор представленных на международную конференцию Р£119, Сан Диего, май 2010 г., работ по проблемам поведения обращенных к плазме материалов в установках с магнитным удержанием.
24—28 мая 2010 г. в Сан Диего прошла очередная, 19-я по счету конференция по взаимодействию плазмы с поверхностью в установках управляемого термоядерного синтеза (PSI19). Тематика этой конференции год от года вызывает все больший интерес не только потому, что проблема обращенных к плазме материалов в установках с магнитным удержанием стала критически важной во всей термоядерной программе, но и потому, что новые научные группы из Европы, а также из стран Азии, лишь недавно присоединившихся к проекту ИТЭР, начинают активно работать в этой области. Для представления на конференции были отобраны 350 докладов из 420 присланных. Ограничения в основном связаны с предельным объемом издания трудов конференции в J. Nucl. Materials.
Темы, вызывающие наибольший интерес у специалистов в данной области, отражены в 5 обзорных и 20 приглашенных докладах. Поэтому в кратком обзоре основных представленных на конференции результатов имеет смысл остановиться, в первую очередь, на проблематике, которой были посвящены именно эти доклады. Данный обзор составлен в основном на основе приглашенных и устных докладов. Он рассчитан не только на узких специалистов в области взаимодействия плазмы с поверхностью, но и на более широкий круг возможных читателей, поэтому содержит расшифровки некоторых принятых сокращений и краткие пояснения.
Конференцию открыл обзорный доклад В. Филлипса (V. Fillips), посвященный применению вольфрама в обращенных к плазме элементах (ОПЭ). Интерес к W связан не только с тем, что он хуже всего распыляется корпускулярными потоками из плазмы, но и с тем, что рассматривается еще и как конструкционный материал, хорошо выдерживающий нейтронное облучение при Т> 500°C. И хотя в токамаках TFR, JT-60, DITE материалы с высоким атомным номером Z заме-
нялись на материалы с меньшим Z (графиты), а ОПЭ ведущих токамаков DIII-D, Tore Supra, JET, JT60U изготовлены из СС-композитов, несколько лет назад началась кампания по покрытию W всех ОПЭ в токамаке ASDEX. Следует отметить, что ОПЭ в токамаках с сильным полем Alcator C и FTU изготовлены из Mo, на поверхность которого наносятся слои более легких элементов при бо-ронизации или литизации. И если в современных токамаках применение графитов и процедуры бо-ронизации позволяет получить хорошую совместимость с плазмой и отсутствие неприятностей, связанных с плавлением при больших тепловых нагрузках, то в реакторах следующего поколения, с более высокими дозами облучения ионами и атомами (примерно на 3 порядка большими в ИТЭР и на 5 порядков большими в ДЕМО), более высокими тепловыми и нейтронными нагрузками на стенки, применение W (и его сплавов) рассматривается как перспективное. Важным обстоятельством является также небольшой, в отличие от графитов, уровень накопления трития в W.
Главной проблемой применения W является очень низкий допустимый уровень попадания его в плазму (<(2—3) х 10-5). Накоплению W в центре способствует низкий аномальный перенос, включая процессы в центральной области, внутренние транспортные барьеры, транспортный барьер при возникновении Н-моды, низкая частота ELM и низкая активность пилообразных колебаний. Соответственно, управлять накоплением W можно ЭЦР-нагревом центра, приводящим к увеличению аномального переноса при слабом влиянии на время удержания плазмы, увеличением частоты ELM, выбрасывающих примеси наружу, а также увеличением плотности на периферии.
Наблюдаемая модификация поверхности W при плазменном воздействии: появление блистеров, возникновение в гелиевой плазме при 1000°K < T < 1400°K вольфрамового пуха (fuzz) на поверхности или при Т > 1400 °K гелиевых пу-
зырьков размером 50 нм, так же как и накопление в W трития и даже характерное для W образование трещин, — не представляется автору серьезной проблемой для его использования. А вот плавление W, радиационные повреждения и трансмутации под действием нейтронов являются наиболее критичными для его использования. Совершенно удивительными оказались результаты исследования поведения вольфрамового пуха при облучении плазмой в токамаке. Оказалось, что вместо того, чтобы интенсивно испаряться под действием больших тепловых потоков, приводя к загрязнению плазмы вольфрамом, насыщенные гелием нановолоски этого пуха хорошо выдерживали повышенные тепловые нагрузки, под действием которых толщина пухового слоя постепенно уменьшалась. Пух выдержал без деградации 10 выстрелов длительностью по 0.5 мс с энерговыделением по 0.7 МВт/м2 , причем трещин в W подложке не было замечено. Таким образом, полагают, что W пух может замедлить образование трещин при импульсных тепловых нагрузках.
По мнению Филлипса, для оценки возможности использования W в ДЕМО надо на заключительной стадии работы ИТЭР провести на нем исследования с ОПЭ, полностью покрытыми W.
Эксперименты, проведенные на токамаке TEXTOR с W мишенью в виде специально профилированного вдвигаемого в плазму лимитера (массивного образца с поперечными распилами), позволили иметь тепловые нагрузки до 40 МВт/м2 в течение нескольких секунд. Анализ формы поверхности, измененной в результате однократного оплавления, показал, что слой расплавленного металла, движимый пондеромоторной силой взаимодействия термоэмиссионного тока и продольного поля J х B, останавливается у щели, существенно меняя форму поверхности ОПЭ. Оценка сил давления плазмы для данного эксперимента дает значение 2000 Па, в то время как на расплавленный слой шириной 0.2—1 мм действует давление 600—3000 Па. Формирование под действием плазмы таких уступов еще более ухудшает условия теплосъема из-за увеличения плотности энерговыделения на этих участках. Из расплавленного участка эмитируются капли со средним размером 4 мкм и скоростью ~1—3 м/с. Причем крупные могут привести к срыву. В расплавленных участках наблюдается рост дендритной структуры, образование пузырей и пустот (вой-дов).
Исследование переноса и накопления вольфрама в JT-60U с частью элементов внешней мишени графитового дивертора, замененной на W при высокой температуре (Те > 15 кэВ) в центре, когда заряд ионов W может быть более 60, потребовало применения спектрометра вакуумного ультрафиолета в диапазоне 0.5—40 нм с абсолют-
ной калибровкой чувствительности на длине волны 6.2 нм для измерения излучения ионов WXLVI. Расчеты отношения относительной заселенности уровней W+45/45 +44 по модели коронального равновесия хорошо совпали с измерениями. Семь радиальных инжекторов нейтралов (с энергией 85 кэВ), 2 в направлении тока и 2 против тока плазмы позволяют в широких пределах менять скорость тороидального вращения плазмы. С возрастанием скорости отрицательного (против тока) тороидального вращения концентрация W в центре быстро растет до уровня 10-3, хотя в ИТЭР предельно допустимая концентрация не должна превышать 10-5. В качестве возможного источника появления примеси W рассматривается его распыление высокоэнергетичными частицами при ELM.
Радиационные дефекты, создаваемые в W бомбардировкой ионами вольфрама мэвных энергий, увеличивают захват в нем водорода и характеризуются высокотемпературным термодесорбцион-ным (ТДС) пиком при 820°К, связанным с адсорбцией водорода на внутренних поверхностях больших вакансионных кластеров (O. Ogorodnik-ova et al.). При диффузии через образец, обратная сторона которого содержала радиационные дефекты, наблюдалось резкое (на 3 порядка) увеличение количества захваченного водорода. Концентрация ловушек, связанных с радиационными дефектами, достигает насыщения при росте числа смещений на атом и составляет порядка 1%. Добавление Не в D плазму несколько снижает скорость диффузии дейтерия и заполнения им ловушек, связанных с радиационными дефектами. Расчеты, которые неплохо описали проведенные эксперименты, показывают, что за время эксплуатации ИТЭР накопление трития в вольфраме не достигнет установленного для него предела в 700 г, однако для ректора ДЕМО захват трития радиационно поврежденным вольфрамом будет составлять серьезную проблему.
На негативные последствия одновременного высокодозного облучения ионами дейтерия и нейтронами указано в докладе Л.Б. Беграмбекова и др. Наличие водорода в W тормозит аннигиляцию дефектов в W, что способствует накоплению в нем как водорода, так и дефектов.
Состоянию дел с моделированием взаимодействия плазмы с материалами посвящен обзор К. Ойи (K. Ohya). Современные коды позволяют описать эрозию материала, его перенос в плазме, осаждение, включая образование смешанных слоев. Распыление рассчитывается по данным, полученным с помощью кода парных соударений (TRIM), химическое распыление — по известной формуле Рота. Для расчета ионизации распыленных атомов в плазме используется база данных ADAS, для ионизации и диссоциации углеводо-
родов — данные Янева/Рейтера. При описании переноса ионов учитываются сила Лоренца, пристеночное падение потенциала, трение, термические силы, поперечная диффузия, упругие столкновения и радиальное электрическое поле. Отражение или прилипание атомов к поверхности (также как и образование смешанных слоев) определяется из моделей парных соударений, а молекул — с помощью молекулярной динамики (МД).
Для более адекватного описания динамики поведения захваченных в ОПЭ изотопов водорода и гелия использованы недавно разработанные комбинированные коды ACAT DIFFUSE, TRY-DIN PIDAT, новая версия кода EDDY. При таком комбинировании периодически рассчитывается профиль внедрения, а затем диффузия частиц в твердом теле.
Коды МД позволяют моделировать взаимодействие различных углеводородов с поверхностями. В частности, МД позволила хорошо описать увеличенное х
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.