Эрозия материалов первой стенки тяр в условиях, имитирующих срывы плазмы тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.07 ВАК РФ

Введение.

Глава 1. Современные представления о материалах первой стенки ТЯР и условиях их работы.

1.1. Условия работы материалов ТЯР.

1.2. Перспективные конструкционные материалы первой стенки ТЯР.

1.2.1. Коррозионно-стойкие стали.

1.2.2. Ванадий и его сплавы.

1.3. Перспективные экранные материалы ТЯР.

1.3.1. Углеграфитовые материалы.

1.3.2. Бериллий и его сплавы.

1.3.3. Вольфрам и его сплавы.

1.3.4. Интерметаллиды системы Ti-Al-V.

1.3.5. Материалы с покрытиями.

1.3.6. Градиентные композиты.

Уровень современного развития цивилизации и высокие темпы увеличения численности населения будут характеризоваться в XXI веке, с одной стороны, ростом потребления всех видов энергетических ресурсов, а с другой - сокращением запасов и резким ростом цены на естественное энергетическое сырье. Осуществление управляемой термоядерной реакции - один из перспективных путей решения энергетической проблемы человечества. В отличие от ядерных источников энергии термоядерному реактору (ТЯР) присуще внутренняя безопасность и принципиальная возможность избежать накопления долгоживущих и высокоактивных радиоактивных отходов и, как следствие, отсутствие проблем с их захоронением. За десятилетия работы по созданию управляемого термоядерного синтеза были рассмотрены различные варианты конструкций ТЯР. В настоящий момент существуют две основные концепции. Это реакторы с магнитным и инерционным удержанием плазмы. В первом случае плазма удерживается внешним магнитным полем. Среди исследовательских термоядерных установок с магнитным удержанием наилучшие параметры плазмы были получены на установках типа токамак. Во втором случае термоядерная реакция может инициироваться лазерным излучением, пучками релятивистских электронов или тяжелыми ионами, импульсные реакторы такого типа являются пока только концептуальными.

Крупнейшими из проектируемых в настоящий момент установок с магнитным удержанием плазмы типа токомак являются интернациональный термоядерный экспериментальный реактор ITER и, как следующий этап развития термоядерного синтеза, реактор типа ДЕМО.

Актуальность работы

В реакторах типа токамак компонентами конструкции, контактирующими с плазмой, являются: первая стенка, лимитер и дивертор. Материалы этих конструкций будут работать в жестких условиях термоциклических нагрузок, обусловленных цикличностью режима горения плазмы. Наибольшие тепловые нагрузки в процессе горения плазмы до 20 МВт/м ожидаются на приемные пластины дивертора, на лимитер - до 10 МВт/м и непосредственно на первую стенку - 0,5 МВт/м . Так же как и в ядерных реакторах, материалы ТЯР будут облучаться нейтронами. Флюенс нейтронного потока может достигать У

10 н/м . Существенным отличием ТЯР от реакторов деления, кроме больших флюенсов нейтронов, будет их более жесткий энергетический спектр.

Материалы, обращенные к плазме в ТЯР будут подвергаться интенсивному воздействию ионов изотопов водорода и гелия, а также распыленных атомов материалов компонентов конструкции, контактирующими с плазмой, с непрерывным энергетическим спектром в широком интервале энергий. Критическим вопросом для осуществления управляемой термоядерной реакции является чистота плазмы от примесей, излучение на которых способно охладить ее ниже порога горения. Поэтому все внутренние поверхности реактора, контактирующие с плазмой, должны состоять из материалов с низким атомным номером, или с высоким порогом распыления, либо низким коэффициентом распыления. Следует особо отметить, что для реакторов с магнитным удержанием плазмы, работающих в циклическом режиме, характерным видом воздействия на материалы первой стенки, лимитера и дивертора являются срывы плазмы, достигающие по удельной мощности до ~ 10 МВт/см2, что может вызвать сильные локальные оплавления поверхности, растрескивание, кипение и испарение материала. Такие виды повреждений, в конечном итоге, могут привести к ухудшению эксплуатационных свойств и даже выводу узлов реактора из строя.

Таким образом, выбор материалов для компонентов конструкции рабочей камеры и исследование их радиационной эрозии, в том числе в условиях, имитирующих ожидаемые срывы плазмы, являются важными задачами при разработке различных проектов и концепций ТЯР. К моменту начала выполнения данной работы в литературе практически отсутствовали экспериментальные результаты по изучению эрозии перспективных материалов первой стенки термоядерных реакторов в условиях воздействия, имитирующего ожидаемые срывы плазмы, поэтому рассматривался довольно широкий круг конструкционных и экранных материалов. К тому же, жесткость условий работы, недостаток данных о свойствах материалов и, особенно, их поведении в рабочих условиях, различные варианты конструкций первой стенки ТЯР объясняют существование большого количества типов конструкционных и экранных материалов. Поскольку выбранные на сегодняшний день материалы первой стенки ITER (коррозионно-стойкая сталь SS316LN, Be, W и углеграфи-товые композиты) обладают целым рядом недостатков, окончательный выбор материалов, контактирующих с плазмой для термоядерных реакторов второго поколения (ДЕМО и др.) еще не сделан и исследования в этом направлении весьма актуальны.

Цель работы - выявление основных закономерностей эрозии и термостойкости различных перспективных материалов энергонапряженных узлов первой стенки ТЯР при облучении потоками высокотемпературной импульсной плазмы, имитирующими срывы тока плазмы.

Научная новизна полученных результатов состоит в следующем.

• Впервые проведено комплексное, всестороннее исследование эрозии широкого класса перспективных конструкционных и экранных материалов первой стенки ТЯР с точки зрения воздействия на них ожидаемых срывов плазмы.

• Впервые имитационные исследования эрозии материалов при срывах плазмы проведены в импульсных плазменных ускорителях (ИПУ) с использованием водородной и дейтериевой высокотемпературной плазмы в условиях, максимально приближенных к ожидаемым срывам в ТЯР.

Впервые обнаружено, что при воздействии потоков высокотемпературной импульсной плазмы на металлические конструкционные материалы в приповерхностной области образуется модифицированный слой толщиной до 25 мкм, имеющий упорядоченную микро- или нанокристаллическую столбчатую преимущественно гексагональную в сечении структуру и обладающий повышенными прочностными свойствами и стойкостью к поверхностному разрушению, в процессе последующего ионного облучения.

Показано, что поверхностное борирование защитных углеграфитовых материалов значительно подавляет их химическое распыление при облучении полиэнергетическим пучком ионов водорода во всем исследованном интервале температур (330-870К).

Впервые в условиях воздействия, имитирующего срывы плазмы, исследованы ком-пактированные интерметаллидные сплавы системы Ti-Al-V, обладающие, как показано в данной работе, высокой стойкостью к эрозии, трещиностойкостью и стабильностью элементного состава приповерхностных слоев что позволяет рассматривать их как альтернативные к исследованным ранее экранным материалам ТЯР. Практическая значимость работы.

Выявлены основные закономерности радиационной эрозии перспективных конструкционных и экранных материалов первой стенки ТЯР, включая различные коррозионно-стойкие стали, никелевые и ванадиевые сплавы, углеграфитовые материалы, материалы с покрытиями, литые и компактированные сплавы интерметал-лидной системы Ti-Al-V в условиях, имитирующих срывы плазмы. Даны практические рекомендации о возможности использования исследованных материалов в ТЯР и показаны методы повышения их радиационной эрозии и термостойкости с точки зрения воздействия на них срывов плазмы. Разработан способ повышения радиационной эрозии металлических материалов при ионном облучении путем их предварительной обработки потоками высокотемпературной импульсной плазмы (авторское свидетельство на тему: «Способ защиты рабочих поверхностей первой стенки термоядерного реактора» А.С. (СССР), № 1526479, 1989г.). На защиту выносятся.

Экспериментальные результаты по определению коэффициентов эрозии и исследованию трещиностойкости различных коррозионно-стойких сталей, никелевых и ванадиевых сплавов, углеграфитовых материалов, материалов с покрытиями, литых и компактированных сплавов интерметаллидной системы Ti-Al-V при воздействии потоков импульсной плазмы в зависимости от плотности мощности падающего потока и числа импульсов.

• Результаты исследований изменения топографии, химического состава, фазового и структурного состояний вышеуказанных материалов при воздействии потоков высокотемпературной импульсной плазмы.

• Результаты измерений прочностных характеристик вышеуказанных материалов при воздействии потоков импульсной плазмы в зависимости от плотности мощности падающего потока и числа импульсов.

• Результаты исследований изменения микроструктуры приповерхностного слоя коррозионно-стойких сталей и никелевых сплавов и закономерностей возникновения микро- или нанокристаллических упорядоченных структур при воздействии потоков импульсной плазмы в зависимости от плотности мощности падающего потока и числа импульсов.

• Результаты исследований влияния последовательного воздействия моно- и полиэнергетических пучков ионов гелия, водорода и аргона, а также импульсных потоков плазмы на топографию, радиационный блистеринг, физическое распыление и водородопроницаемость коррозионно-стойких сталей и никелевых сплавов.

• Результаты исследований физического и химического распыления объемно- и по-верхностно-борированных экранных углеграфитовых материалов при облучении полиэнергетическим пучком ионов водорода в интервале температур 330-870 К.

• Физические модели возникновения радиационно-технологического блистеринга на сталях, формирования микро- или нанокристаллических упорядоченных структур в поверхностном слое и подавления физического распыления при ионном облучении металлических материалов в результате предварительного воздействия высокотемпературных импульсных потоков плазмы.

Апробация работы.

Результаты исследований докладывались и обсуждались на следующих отраслевых, всесоюзных и международных конференциях:

4 Всес. конф. по инженерным проблемам термоядерных реакторов (Ленинград, 1984); VII и IX Всес. конф. «Взаимодействие атомных частиц с твердым телом» (Минск, 1984 и Москва, 1989); 1, 3 и 4 Всес. конф. «Взаимодействие излучения плазменных и электронных потоков с веществом» (Москва, 1986; Сухуми, 1988; Фрунзе, 1990); VI школа по физике радиационных повреждений твердого тела (Алушта, 1987); XIV, XV, XI Бакуриан-ские школы по радиационной физике металлов и сплавов (Бакуриани, 1987, 1988, 1989); I Всес. конф. «Модификация свойств конструкционных материалов пучками заряженных частиц» (Томск, 1988); X Межд. конф. «Физика прочности и пластичности металлов и сплавов» (Куйбышев, 1989); Всес. конф. «Ионно-лучевая модификация материалов» (Каунас, 1989); I Межд. сов. стран СЭВ «Радиационная физика твердого тела» (Сочи, 1989); Всес. семинар «Взаимодйствие импульсных плазменных потоков с веществом» (Алма-Ата, 1989); Межд. конф. по радиационному материаловедению (Алушта, 1990); Всес. конф. «Радиационное воздействие на материалы термоядерных реакторов» (Ленинград 1990); IV Всес. семинар «Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов» (Петрозаводск, 1990); Межд. конф. по радиационному материаловедению (Алушта 1990); Third Int. Conf. «Evolution of Microstructure in Metals During Irradiation» (Ontario, Canada, 1992); II Межд. конф. «Радиационное воздействие на материалы термоядерных реакторов» (С.-Петербург, 1992); II Межотр. сов. «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, 1992); Sixth Int. Conf. « Fusion reactor materials» (Italy, 1993); 11- Int. Conf. Plasma Surface Interactions in Controlled Fusion Devices (Mito, Ibaraki, Japan, 1994); IV и V Межнац. совещ. «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, 1994 и 1995); «Вторая Московская межд. конф. по композитам» (Москва, 1994); Seventh Intern. Conf. on Fusion Reactor Materials (Obninsk, 1995); XII Межд. совещ. «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, 2002); Ежегодные Научные сессии МИФИ (Москва, 1998-2005).

Подтверждение актуальности работы.

Актуальность данной работы подтверждается тем, что исследования выполнялись в рамках Государственной научно-технической программы (ГНТП) «Управляемый термоядерный синтез и плазменные процессы»; Федеральных целевых программ (ФЦП) «Интеграция науки и высшего образования России», Грантов ДАНТ Минатома РФ в области фундаментальных и поисковых НИР; фундаментальных, поисковых и прикладных НИОКР; Проекта Международного научно-технического центра (МНТЦ) № 019-94.

Публикации.

В диссертационную работу включены материалы, опубликованные в период с 1984 по 2005 г.г. в 52 печатных работах в отечественных и иностранных журналах, сборниках и тезисах докладов различных конференций.

Структура и объем работы.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, основных выводов и списка литературы. Диссертация изложена на 172 страницах, включая 89 рисунков, 41 таблицу и 139 наименований в списке литературы.

Основные выводы

На основании результатов, полученных в диссертационной работе, можно сделать следующие основные выводы

1. Выявлены основные закономерности эрозии широкого круга перспективных конструкционных и экранных материалов первой стенки ТЯР при воздействии потоков высокотемпературной водородной и дейтериевой импульсной плазмы, имитирующем ожидаемые срывы плазмы. Установлено, что основными механизмами эрозии металлических материалов являются их плавление и испарение, радиационно-технологический блистеринг и растрескивания поверхности, а для углеграфитовых материалов - растрескивание, распыление и сублимация. Показано, что эрозия исследованных материалов зависит от удельной мощности падающего потока и числа импульсов воздействия, при этом для одинаковых параметров облучения минимальной эрозией среди исследованных материалов обладают углеграфиты и композитные интерметаллидные сплавы системы Ti-Al-V.

2. Впервые обнаружено, что воздействие импульсных потоков плазмы приводит к значительному изменению микроструктуры приповерхностного слоя металлических материалов и образованию модифицированного слоя толщиной до 25 мкм, представляющего собой микро- или нанокристаллическую упорядоченную структуру, состоящую из столбчатых преимущественно гексагональных в сечении ячеек, размер которых изменяется в интервале 0,05-1,5 мкм в зависимости от удельной мощностью падающего потока и вида материала. Установлено, что для всех исследованных материалов выполняется соотношение 4 ~ W'm. Показано, что образующаяся структура обладает высокой температурной стабильностью.

3. Разработаны физические модели, объясняющие возникновение при воздействии потоков высокотемпературной импульсной плазмы радиационно-технологического блистеринга на сталях за счет образования в процессе остывания в поверхностном слое дейтерометана и более сложных углеводородных соединений, формирование микро-или нанокристаллических упорядоченных структур в приповерхностном слое металлов в результате неравновесного фазового перехода, приводящего к возникновению гидродинамической неустойчивости, эквивалентной неустойчивости Бенара, вызванной нестационарным градиентом температур и наличием термических напряжений вследствие быстрого охлаждения материала поверхностного слоя, а также подавление физического распыления металлических материалов при ионном облучении за счет образования упорядоченных структур, вызванных предварительным воздействием высокотемпературных импульсных потоков плазмы.

4. Установлено, что воздействие импульсных потоков плазмы на металлические материалы приводит к изменению топографии поверхности с образованием волн застывшего расплава, кратеров и микротрещин, а также изменениям элементного состава, структурного и фазового состояний приповерхностного слоя. При этом приповерхностный слой заметно обедняются легкоплавкими элементами и обогащается тугоплавкими; наиболее стойкими к воздействию потоков плазмы фазами являются мелкодисперсные первичные карбонитриды.

5. Впервые обнаружено, что предварительное воздействие импульсных потоков плазмы уменьшает эрозию металлических материалов вследствие радиационного блистеринга и флекинга до 25 раз, понижает коэффициент физического распыления до 7 раз, а также приводит к снижению водородопроницаемости в 2-3 раза при последующем ионном облучении. Предложен способ защиты рабочих поверхностей первой стенки термоядерного реактора, защищенный авторским свидетельством (А.С. (СССР), № 1526479,1989 г.).

6. Показано, что воздействие потоков импульсной плазмы приводит к поверхностному упрочнению металлических материалов и возрастанию их прочностных характеристик при сохранении исходной пластичности. Выявлены основные закономерности влияния условий облучения на изменение прочностных свойств исследованных материалов.

7. Установлено, что поверхностное борирование углеграфитовых материалов методом химических транспортных реакций позволяет уменьшить их химическое распыление при облучении полиэнергетическим пучком ионов водорода в 2,5-3 раза, а нанесение таких покрытий на поверхность объемно-борированного углеситалла практически полностью подавляет его химическое распыление в интервале температур 330-870 К.

8. Установлено, что трещиностойкость приповерхностных слоев интерметаллидных сплавов системы Ti-Al-V при воздействии импульсных потоков плазмы может быть существенно повышена при изготовлении их путем компактирования (спекания) микрокристаллических порошков с добавками более легкоплавкой связки. При этом рассчитанная на основе экспериментально определенных коэффициентов эрозии толщина испаряемого слоя для сплава ThoAUgVg с учетом ожидаемого числа срывов плазмы в ИТЭР не превышает 100 мкм, что значительно меньше толщины планируемого защитного экрана. 1 2 3 4 5 6 7 8 9

10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

21

1.4. Заключение.

Конструкционные материалы первой стенки ТЯР находятся в непосредственной близости от плазмы и также, как и экранные материалы, будут подвергаться интенсивному воздействию термоядерной плазмы (см. табл. 1.1). Поскольку, все рассматриваемые на сегодняшний день экранные материалы, как было показано выше, не идеальны и будут разрушаться под воздействием плазмы, могут возникать внештатные ситуации, когда интенсивные тепловые нагрузки и срывы плазмы непосредственно будут воздействуют на конструкционный материал первой стенки. В связи с этим, те требования к экранным материалам, которые были представлены в этой главе, актуальны и для конструкционных материалов. Кроме того, к моменту начала проведения наших исследований рассматривались различные проекты ТЯР с первой стенкой, в частности, без экранных материалов, и практически отсутствовали данные в литературе об эрозии и термостойкости коррозионно-стойких сталей, никелевых и ванадиевых сплавов в условиях воздействия импульсных потоков плазмы, имитирующих ожидаемые срывы плазмы в ТЯР. Поэтому исследования в данной области являются на сегодняшний день актуальными, как с точки зрения прикладной, так и фундаментальной физики.

Применительно к ITER и, особенно, к реакторам второго поколения (ДЕМО) наиболее серьезными недостатками рассматриваемых экранных материалов являются следующие:

• бериллий имеет низкое сопротивление распуханию вследствие большого накопления трансмутационного гелия, относительно низкие вязкость разрушения и температуру плавления, высокий коэффициент физического распыления, требует особых мер безопасности из-за токсичности оксида;

• вольфрам имеет высокий атомный вес, трудно механически обрабатывается, подвержен заметному охрупчиванию при нейтронном облучении, имеются проблемы соединений с медными сплавами;

• материалы с покрытиями с низким z (Al, Be, Si), нанесенные методами алитирования и газофазного осаждения, обладают низкой термостойкостью и большим коэффициентом эрозии при воздействиях, имитирующих срывы плазмы;

• углеграфитовые композиты характеризуются высокими коэффициентами захвата трития и химическим распылением.

Поэтому исследования термостойкости и эрозии новых альтернативных экранных материалов на основе интерметалл ид ов системы Ti-Al-V, а также пути повышения стойкости к химическому распылению известных углеграфитовых материалов при сохранении их низкой эрозии и высокой термостойкости к предполагаемым срывам плазмы являются актуальными.

Глава 2. Материалы и экспериментальные методы исследования. 2.1. Материалы и подготовка образцов. 2.1.1. Конструкционные материалы. Коррозионно-стойкие стали и никелевые сплавы

Для исследования были выбраны некоторые из перспективных конструкционных сталей и сплавов для первой стенки ТЯР, а также модельный материал - никель различной степени чистоты. Марки материалов и их химические составы представлены в табл. 2.1.

1. V. Barabash, M. Akiba, I. Musub Selection, development and characterisation of plasma facing materials for ITER. Abstracts in 7 Int. Conf. on Fusion Reactor Materials (Obninsk, Russia September 25-29,1995), p.74.

2. M. Akiba, H. Madarame. Effects of plasma disruption on structural and plasma facing materials. J. Nucl. Mater. 212-215, (1994), 90-96.

3. Эрозия сплавов Fe-Cr-Ni и сплавов ванадия при бомбардировке ионами гелия / Калин Б.А., Чернов И.И., Якушин B.JI. и др. Атомная энергия, 1984, т. 57, вып. 3, с. 173-178.

4. Михайлов В.Н., Евтихин В.И., Люблинский И.Е. и др. Литий в термоядерной икосмической энергетике XXI века. М.: Энергоатомиздат, 1999. -527с.

5. Пикеринг Ф.Б. Физическое металловедение и разработка сталей. М.: Металлургия,1982.-182 с.

6. Изменение морфологии поверхности Ni, V, Nb при облучении гелиевой плазмой / Беликов А.Г., Гончаренко В.П., Гончаренко Д.К. и др. ВАНТ серия: ФРПиРМ,1983, вып. 2(25), с. 57-60.

7. Герасимов В.В., Монахов А.С. Материалы ядерной техники. М.: Атомиздат, 1973. -336с.

8. Дзнеладзе Ж.И., Голубева Л.С., Борок Б.А. и др. Порошковая металлургия сталей и сплавов. М.: Металлургия, 1978. -263 с.

9. A.M. Hassanein, G.L. Kulcinski, W.G. Wolfer Dynamics of melting, evaporation and resolidification of materials exposed to plasma disruptions. J. Nucl. Mater. 111&112, (1982), p.554-559.

10. Ефимов Ю.В., Барон В.В., Савицкий Е.М. Ванадий и его сплавы. М.: Наука, 1969. -254 с.

11. Распыление твердых тел ионной бомбардировкой. Пер. с англ. / Под ред. Р. Бе-риша. М.: Мир, 1986. -488 с.

12. Гусева М.И., Мартыненко Ю.В. Радиационный блистеринг. Успехи физических наук, М., 1981, т. 135, вып. 4, с. 671-691

13. Дедюрин А.И., Гомозов Л.И., Вотинов С.Н. Коррозионная стойкость сплавов ванадия применительно к условиям работы ТЯР // Конструкционные материалы для реакторов термоядерного синтеза. М.: Наука, 1988. -225 с.

14. Повреждение поверхности ванадия и ниобия при облучении на плазменном ускорителе /Беликов А.Г., Гончаренко В.П., Гончаренко Д.К. и др. Атомная энергия, 1981, т. 51, вып. 6, с. 376-379.

15. Влияние облучения водородной плазмы на механические свойства ванадия и ниобия/ Гончаренко В.П., Гончаренко Д.К., Грицына В.И. и др. ВАНТ: серия ФРПиРМ, 1983, вып. 1(24), с. 83-86.22