Молекулярный перенос в токамаках и разработка элементов их высоковакуумного тракта тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.08 ВАК РФ

Научно-исследовательский институт ргд электрофизической аппаратуры им.Д.В.Ефремова

На правах рукописи Серебренников Донат Владимирович

МОЛЕКУЛЯРНЫЙ ПЕРЕНОС В ТОКАМАКАХ И РАЗРАБОТКА Э-ИМЕНТОВ ИХ ВЫСОКОВАКУУМНОГО ТРАКТА

01.04.08 - физика и химия плазмы

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт - Петербург 1993

Работа выполнена в Научно-исследовательском институте электрофизической аппаратуры им.Д.В.Ефремова

Научный руководитель: доктор технических наук,

профессор Саксаганский Г.Л.

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор Глазков A.A. кандидат физико-математических наук Абросимов Н.К.

Ведущая организация: Институт ядерного синтеза Российского

научного центра "Курчатовский институт".

Защита состоится _ Р~/ 199^г. в/^Г~час. на заседании

Специализированного совета К 034.05.01 при Научно-исследовательском институте электрофизической аппаратуры им.Д.В.Ефремова в в помещении НМЭФА (Советский пр.,1).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИИЭФА.

//

Автореферат разослан 1993г.

Отзывы об автореферате в одном экземпляре, заверенные ученым, секретарем и скрепленные гербовой печатью, просим направлять по адресу:189631, Санкт-Петербург, НИИЭФА.

Ученый секретарь Специализированного совета,

кандидат технических наук Б.Н.Жуков

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность теш. Исследования в области управляемого термоядерного синтеза и разработка на их основе чэрмоядерных реакторов являются одной из актуальных задач современной науки и техники. Наибольшие успехи в плазмофизических исследованиях достигнуты на установках с магнитным удержанием плазмы и прежде всего на установках типа токамак. Развитие термоядерной програьмы в настоящее время связано с разработкой проектов демонстрационного реактора-токамака. Одной из основных систем термоядерных установок является вакуумная система. Особенностями термоядерных установок реакторных масштабов , отличающими их от экспериментальных установок и влияющими на параметры вакуумной системы, являются: работа с дейтериево-тритисвой плазмой,

о

увеличенная продолжительность импульса (10 с), малая продолжительность паузы между импульсами (10-20 с), большие потоки откачиваемых частиц (до Ю23 с-1), воздействие на элементы конструкции мощных потоков тепла и высокоэнергетичных частиц, работа в длительном квазинепрэрывном режиме в условиях дистанционного обслуживания. Перечисленные особенности принципиально различают вакуумные системы термоядерных реакторов и экспериментальных термоядерных установок и делают актуальной тему диссертационной работы.

Цель работы.Целью настоящей работы является разработка методов и проведение расчетов вакуумных систем термоядерных реакторов, изучение характеристик высоковакуумгшх насосов при откачке тяжелых изотопов водорода, разработка элементов высоковакуумного тракта, отработка вакуумно-технологических вопросов создания вакуумных камер токамаков. Научная новизна. В диссертационной работе: на основе- анализа баланса потоков нейтральных частиц в вакуумом тракте термоядерного реактора получены соотношения, связывающие характеристики системы откачки с параметрами плазмы;

определена вероятность прохождения диверторных (лимитерных) каналов нейтральными частицами с учетом их взаимодействия с пространственно неоднородной плазмой;

предложены расчетные зависимости для определения концентрации и интегральной плотности нейтрального газа в тракте инкекции быстрых атомов;

проведена расчетная оптимизация профиля приемной

поверхности диверторных (лимитерных) пластин, обеспечивающая снижение теплового газовыделения за счет выравнивания тепловой нагрузки по поверхности;

исследованы закономерности термализации газа в каналах откачки реактора;

оценено влияние распыления графигосодержащих материалов на образование газовых углеводородных соединений; на специализированной экспериментальной установке определены коэффициенты распыления ряда графитосодержащих, материалов;

определены характеристики высоковакуумных насосов различных типов при откачке тяжелых изотопов водорода: коэффициенты компрессии и быстрота действия турбомолекулярного насоса, быстрота действия и распределение трития в электродах магниторазрядных насосов, сороционные характеристики нераспыляемого газопоглотителя типа циаль, коэффициенты прилипания на пленках титана;

предложены компоновочные и конструктивные решения высоковакуумных насосов для откачки реактора и откачных блоков различных модификаций;

разработана и внедрена методика контроля герметичности вакуумных камер термоядерных установок, обеспечивающая возможность получения в них фонового давления 1СГ6-1СГ7 Па и высокую надежность.

Практическая ценность. Полученные результаты использованы при разработке проектов термоядерных реакторов ИНТОР и ИТЭР, проектов реакторов ЭТРТ, ДГРТ, OTP и инжекторов быстрых атомов для этих реакторов, при разработке и изготовлении вакуумных камер термоядерных установок ТМ-4, ТМ-4А, ТТ-3, ТСП, T-I5, при разработке ряда турбомолекулярных насосов большой производительности.

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы докладывались на Всесоюзной конференции по физике и технике высокого вакуума (Ленинград, 1985 г.), Всесоюзных конференциях по инженерным проблемам термоядерных реакторов, (Ленинград, 1981, 1984, 1988, 1990 гг.), совещаниях международной рабочей группы экспертов по установке ИКГ0Р (Вена, I980-1984 гг.), совещаниях международной рабочей группы экспертов по установке ИТЭР (Гархинг, 1988-1990 гг.).

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения й- списка литературы. Диссертация

изложена на 132 страницах машинописного текста, включая 61 рисунок, 17 таблиц и список литератзгры (85 наименований).

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность теш, сформулированы задачи работы, изложена структура диссертации, приведены основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе анализируются структура и газокинетические характеристики высоковакуумного тракта токамаков с магнитным давэртором и откачивающим лимитером. Целью анализа является определение требуемой быстроты действия и типов высоковакуумных насосов, распределения температуры и концентрации частиц по. тракту, оптимальных геометрических размеров элементов тракта.

Быстрота откачки диверторной (лимитерной) камеры по гелию, необходимая для поддержания его концентрации в плазме на требуемом уровне, определялась в стационарном режиме горения плазмы из условия равенства потока гелия, откачиваемого из диверторной (лимитерной) камеры, и потока альфа-частиц, синтезированных в термоядерной реакции,

сНе

5не = а^тя^ ' (1>

- 1

где - проводимость даверторного (лимитерного) канала по гелию; шНе - часть потока гелия, выходящего из гошзш, попадающая в откачиваемую камеру дивертора (лимитера); -

коэффициент внедрения гелия; - относительное содержание

гелия в плазме; с - коэффициент, зависящий от профиля плотности и температуры ионов плазмы; <от> - скорость реакции синтеза гелия, усредненная по распределению скоростей; Тце диффузионное время жизни альфа-частиц.

При известной быстроте откачки диверторной (лимитерной) камеры для системы, состоящей из ш высоковакуумных насосов, расположенных на концах каналов откачки, определялась быстрота действия каждого насоса по гелию. Учитывая, что быстрота действия высоковакуумных насосов по гелию и по ДТ-смеси связана

соотношением Б =&> , где 9 - коэффициент, зависящий от типа Не ДТ

насосов, а проводимость канала откачки Од^о.ЭС^, выражение для определения быстроты откачки диверторной (лимитерной) камеры по ДТ-смеси можно записать в виде

0,98ш5НеСНе А1 (в - 0,9)3Не + 0,9пйне

Для сохранения материального баланса ДТ- частиц в стационарном рекиме необходимо производить подпитку плазмы дейтерием и тритием, напуская их в количестве, равном откачиваемому. Это условие использовано для вычисления относительного содержания гелия в откачиваемой газовой смеси, поступающей на переработку в тритиевый контур:

I

„ =-т- , (3)

Не' (I " ИдЛт^дА + °Не>

I + 0,5 -г-

(1 " ^Яе^Не^Не^ДТ + СДТ>

где г|-вероятность захвата плазмой ДТ-частиц из системы подпитки.

Частицы, попадающие' из диверторной камеры в каналы откачки, имеют сравнительно высокую энергию, поэтому их попадание в крионасосы, используемые для откачки реактора, увеличиваэг тешгоприток на криопанели и снижает быстроту действия насосов. Кинетическая энергия частиц на входе в насос, соединенный с диверторной камерой каналом длиной 1, радиусом И и с температурой стенок Тп, определялась по формуле

Е

Ь { Т0 - [ I - (I - е)0.б(ЪЛ1)1,Б7] (Т0-Тп)} , (4)

где к - постоянная Вольцмана;

е - коэффициент аккомодации энергии.

При выводе формулы (4) использовалась рассчитанная методом Монте-Карло зависимость числа соударений частиц со стенками канала от его геометрических размеров. Расчеты показали, что при е>0,1 протяженность каналов, характерная для реактора (1Л1<«20), является достаточной для охлаждения газа до температуры стенок;

при меньших значениях в необходимо охлаждать стенки канала либо установить перед входом в насос дополнительные теплозащитные экраны.

Для инжектора быстрых атомов, работающего по схеме нейтрализации на собственном газе, важное значение имеет анализ пространственного распределения нейтральных частиц, r¡ частности, вблизи ионного источника. Концентрация частиц, не i оетерпевших соударений со стенками, на оси равномерно излучающего осесимметричного источника кругового сечения Г^т2 при угловом распределении потока Г(ф)=1 вычислялась как

Q [(I + о2)2 - 4о2з1п2ф]0'5 + (I +о2) - 2з1п2ф

in = - 1п -5-, (5)

2Fva гсоз-^ф

где Q - стационарный поток нейтральных частиц в трехмерное полупространство; та - средняя арифметическая скорость частиц; o=r0/R; R - расстояние от эмиссионного отверстия.

Формула (5) позволяет определять величину пролетного давления как в непосредственной близости от эмитирующей поверхности, так и на некотором удалении от нее (рис.1). Необходимый для расчета диффузной концентрации частиц удельный распределенный поток q определяется из геометрических соображений и может быть записан в виде

Qsln3<í> 1 (ф)

q =-^72--• (б)

271Г2/ 1(ф)сЗф о

где г - радиус камеры, подсоединенной к источнику ионов.

Проводимость ускорительных трубок различных модификаций, имеющих в электродах центральное отверстие для прохождения пучка и азимутально смещенные периферийные отверстия для откачки, проверялась экспериментально с использованием калйрованной манометрической аппаратуры и расчетом. Расчет дал удовлетворительное согласие с экспериментом, максимальное расхождение составило не более 20%.

Для анализа вакуумных параметров инжектора быстрых атомов использована система уравнений, описывающих баланс потоков заряженных и нейтральных частиц в камерах инжектора, условие

а2Г

т

т ■ ■__■. >

О* Ю'г V 10' Ю' Юг К,см

Рис.1. Пролетноэ давление р^, Па, на оси равномерно излучающего источника кругового сечения для 1(ф)=1 (сплошные линии) и 1(ф)=сов ф (штриховые линии) в функции расстояния от источника. Штрихпунктиром показано пролетное давление для точечного источника: г0, см: 1,1 *—0,1; 2,2'- 1,0; З.З'-Ю.О; 0, с-1

обеспечения требуемой интегральной плотности газа в нейтрализаторе и условия ограничения потерь пучка за счет реионизБЩШ и- ограничения перетекания газа в камеру реактора. Решение системы уравнений позволило определить значения средних величин давления в камерах инжектора и требуемую быстроту откачки каждой из них, найти распределение потоков частиц, давления и интегральной плотности нейтрального газа по тракту

ЦШЗКЦШ1.

Во второй главе приведены результаты расчета типовых элементов вакуушого тракта и газовой нагрузки. Влияние плазмы на вероятность прохождения нейтральными частицами диверторного (лимитерного) канала определялось численным расчетом методом Монте-Карло в двумерной постановке. Рассматривался канал длиной Ь, шириной Б и протяженностью в тороидальном направлении 2тсН. Коэффициент проводимости канала Р определялся как отношение числа нейтральных частиц, прошедших через выходное сечение канала, к числу частиц, вошедших, в канал. Вероятность ионизации или перезарядки атомов за" время между двумя соударениями сс стенкой канала или при пересечении нейтралами выходного сечения оценивалась с учетом пространственной неоднородности

э

концентрации и энергии ионов.

Вычисления проделаны для атомов ДТ-смеси и для гелия при

различном распределении концентрации и энергии частиц в плазме.

При экспоненциальном распределении концентрации частиц по

сечении диверторного канала обнаружено уменьшение коэффициента

проводимости канала с увеличением энергии заряженных 'астиц как

для ДТ, так и для гелия, обусловленное возрастанием скорости

реакций ионизации и перезарядки. В диапазоне энергий заряженных

частиц 40-100 эВ коэффициент проводимости для ДТ в 1,5-2 раза

меньше, чем для гелия; при энергии 20 эВ это соотношение

составляет около 4. Для линейно меняющейся по длине канала

энергии заряженных частиц наблюдается слабая зависимость

коэффициента проводимости от закона распределения частиц по

энергиям. Зависимость коэффициента проводимости от энергии

нейтральных частиц близка в этом случае к экспоненциальной. При

-ТТ

концентрации плазмы до 10 см ионизация нейтральных частиц отсутствует. С ростом концентрации плазмы увеличивается интенсивность взаимодействия заряженных и нейтральных -"частиц, причем для ДТ в большей степени, чем для гелия. В узком канале нейтральные атомы практически полностью ионизуются :при концентрации плазмы, превышающей Ю13 см~®. В широком канале при высокой концентрации плазмы наблюдается переход к постоянному значению коэффициента проводимости. Это объясняется наличием в канале области, удаленной от'сепаратрисы, в которой нейтральные частицы не испытывают воздействия плазмы.

При работе с откачивающим лимитером коэффициент проводимости имеет минимальное значение как для ДТ, так. и для гелия в режиме со средней энергией частиц и высокой концентрацией плазмы, при этом требования к быстроте действия высоковакуумных насосов минимальны. При низкой энергии заряженных частиц их взаимодействие с атомами гелия незначительно, вследствие чего в этом режиме коэффициент проводимости кенала по гелию наибольший. Вычисленные значения коэффициентов проводимости использованы для определения требуемой быстроты откачки лимитерной камеры при различной толщине лимитера. Показано, что для каждого режима работы существует оптимальная ширина лимитерного канала, при которой требуемая быстрота откачки имеет минимальное значение.

Приемные элементы плазмы - диверторные и лимитерные пластины - работают в условиях воздействия интенсивных потоков

тепла и частиц, неравномерно распределяющихся по их поверхности. Для снижения максимальной тепловой нагрузки целесообразно оптимизировать форму приемной поверхности. Получение равномерной тепловой нагрузки по поверхности обеспечивается ее разбивкой на ряд участков и выбором угла наклона каждого участка относительно магнитных силовых линий с учетом профиля распределения теплового потока. На приемной поверхности диверторных пластин реактора ШПОР, имеющих оптимизированную криволинейную форму и образующих с сепаратрисой переменный угол от 10° до 50°, максимальное значение теплового потока не превышает 1,4 Вт/мЛ при нагрузке 8 МВт/м2 в направлении, перпендикулярном магнитным силовым линиям.

Воздействие периферийной плазмы на приемные поверхности из графитосодержащих материалов приводит к их распылению, а при определенных условиях - к образованию газовых углеводородных соединений группы метана, создающих значительную нагрузку на средства откачки. Изучение распыления графитосодержащих материалов ионами водорода проводилось на специализированном экспериментальном комплексе СВИЧ. Образцы облучались ионами Но с энергией 40-60 кэВ при интенсивности пучка (4-7 )Л014 ион/см2.с и дозе облучения 3,5-6 Кл/см2. Измерения проводились при нагреве образца ионным пучком в температурном диапазоне 610-780 К, для которого характерно наличие химического распыления графита. Коэффициенты'распыления определялись весовым методом; перед взвешиванием до и после облучения образцы обезгаживались в вакууме при температуре до 1100 К . Из исследованных материалов минимальный коэффициент химического распыления, составляющий (1,1-2,7).Ю-2 ат/ион, имеет боросилицированный графит БСГ-30.

Полученные в эксперименте данные позволяют оценить поток метана, выделяющегося при распылении под действием падающих ионов. В частности, поток метана с оптимизированной по профилю поверхности откачивающего лимитера реактора ШТОР в рекиме с высокой температурой краевой плазмы составляет 2,6.10 мол/с, а максимальная скорость эрозии приемных элементов - 25 мм/год.

В третьей главе приведены результаты экспериментального исследования характеристик средств откачки термоядерных установок и реакторов.

Вакуумные характеристики насосов различных типов определены цри откачке протия, дейтерия и трития. При работе с тритием для форвакуумной откачки использовался агрегат АВБ-1, состоящий из двух безмасляных пластинчато-роторных насосов; состав

откачиваемой газовой смеси изменялся в диапазоне: Т0 - 90-70%,

о Л,

Не - 5-15%, Но, Dn, - 5-15%, прочие газы - до Z%; относительная погрешность измерения быстроты действия насосов и коэффициента компрессии турбомолекулярного насоса составляла ±30%.

Характеристики промышленного турбомолекулярного насоса ТМН-200 определялись при откачке протия, дейтерия и трития. Полученные значения коэффициентов компрессии оказались постоянными при давлении менее I Па, при больших значениях давления наблюдалось уменьшение коэффициента компрессии. Соотношение логарифмов коэффициентов. компрессии в пределах ошибки измерений пропорционально квадратному корню из соотношения молекулярных масс газов, что согласуется с теоре""йескими данными. Быстрота действия насоса слабо зависит от молекулярной массы откачиваемого газа, эта зависимость хорошо аппроксимируется функцией вида (S1/Sj)=(M-j/Iii)0,1. Измерение активности кремнийорганического масла, использованного для смазки подшипниковых узлов насоса, показало, что через 24 часа откачки количество трития, поглощенного маслом вследствие изотопного обмена, составило 0,04% от его общего количества, прошедшего через насос; вакуумные характеристики насоса при этом не изменились. Испытания статическим ампульным методом перфторполиэфирной жидкости показали, что вязкость жидкости сохраняется на уровне 150 мм2/с в течение 6000 часов взаимодействия с тритием и увеличивается до 200 мм2/с через 10000 часов.

Для откачки термоядерных установок реакторных масштабов и других круттннт электрофизических установок сформулированы требования и разработаны опытные образцы высокопроизводительных турбомолекулярных насосов ТШГ-ЮООО- и ТМНГ-20000. На опытных образцах насосов определены их рабочие характеристики. Предельное остаточное давление насосов 5. КГ8 Па; быстрота действия насоса ТМНГ-ЮООО (ТМНГ-20000) по азоту - 9,8 м3/с(13,8 м3/с), по гелию - 11,5 м3/с(18,0 м3/с), по водороду - 11,5 м3/с(15,2 м3/с); степень компрессии водорода б.ОЛО^гЛ.Ю4), степень компрессии гелия 9,0.104(3,2.105). Экспериментально показана возможность длительной работы насосов при давлении 10-2Па, продемонстрирована устойчивость насосов к прорыву атмосферного давления. Анализ показывает, что разработанные насосы могут быть использованы в термоядерном реакторе типа ИТЭР для длительной откачки газовой смеси с малым содержанием трития.

например, при прогреве камеры и при ее очистке разрядом. Использование насосов в режиме. горения плазмы приведет к накоплению трития в масляной смазке подшипников со скоростью 0,1-10 г/месяц и потребует периодической замены масла. Для откачки реактора в рабочем режиме необходимы Сезмасляные турбомолекулярные насосы.

Исследование характеристик магниторазрядных насосов различных типов при откачке тяжелых изотопов водорода показало, что их быстрота действия по тритию несколько выше, чем по дейтерию. Этот факт, по-видимому, связан с тем, что тритий откачивается как на катодах насосов, так и на их анодах, покрытых слоем распыленного тритием титана. Для количественной оценки распределения трития проводилось авторадиографирование электродов насосов. Из полученных авторадиограмм видно, что максимальная концентрация трития наблюдается в катоде в области разрядных ячеек, при этом различие в концентрации в зоне разряда и вне ее достигает двух порядков, причем тритий содержится в основном в приповерхностном слое толщиной 50 мкм.

Исследование параметров криосорбции гелия и его смеси с изотопами водорода проводилось на криосорбциояном насосе, охлаждаемом жидким гелием. Насос выполнен по оригинальной конструктивной схеме, в которой зоны охлаждения разнесены по азимуту относительно входного патрубка насоса. Откачка гелия изучалась при криосорбции на предварительно сконденсированном слое азота при температуре 4,6 и 7,0 К. При откачке смеси гелия с протаем и дейтерием при содерзкании гелия в смеси 15-30% зависимость быстроты действия насоса по гелию от концентрат® гелия в азоте практически совпадает с аналогичной зависимостью при откачке чистого гелия. Вместе с тем быстрота действия насоса по изотопам водорода при откачке их смеси с гелием снижается на 10-15Ж по сравнению с быстротой действия при откачке чистых изотопов во,города. Проведенные измерения показали возможность откачк' гелия и его смеси с изотопами водорода крионасосом предложенной конструкции.

В четвертой главе описаны результате разработок проектов вакуумных систем ряда термоядерных реакторов и инжекторов быстрых атомов, вакуумных систем ряда экспериментальных термоядерных установок.

В реакторах ЭТРТ и ДТРТ плазма имеет бездиверторную конфигурацию, что затрудняет условия получения вакуума. Высокие.

то

значения необходимой быстроты откачки камеры требуют увеличения степени ее перфорации, что приводит к ухудшению баланса нейтронов. В вакуумной системе, реактора ЭТРТ при степени перфорации камеры 5% для откачки ДТ-смеси предложено использовать криосорбционные насосы с _откачкой на слоях отвердевшего газа при температуре 20-4 К, а для откачки гелия -криосорбционные насосы, работающие при температуре 4 К. К каждому из 20 каналов откачки присоединены насосы с быстротой действия 210 м^/'с (гелий) и 270 м°/с (ДТ), обеспечивающие

о

получение в режиме горения плазмы давления 1.10 Па (гелий) и 3,5.10 Па (ДТ) и откачку камеры в промежутке между импульсами от I до Па за 10 с. Характерной особенностью вакуумной системы реактора ДТРТ является наличие разрядной и наружной вакуумных камер с независимыми системами откачки. Для уменьшения количества типоразмеров используемого оборудования предложено модульное построение системы откачки в виде блоков, отличающихся в основном производительностью. Разрядная камера откачивается четырьмя блоками, включающими в себя турбомолекулярные и испарительные геттерно-ионные насосы с быстротой действия по азоту 20 м^/с.

В проектах реакторов ИНГ0Р и ИТЭР для удаления примесей из плазмы используется полоидальный дивертор. В пределах камеры находятся поверхности первой стенки, модулей бланкета, экспериментальных устройств и частично радиационной защиты. Двойная вакуумная граница позволяет уменьшить утечки трития и работать с малыми течами в камере.

Расчет баланса потоков нейтральных частиц в реакторе ИНТОР показал, что для поддержания стационарной концентрации гелия в плазме на уровне 5% необходима быстрота откачки разрядной камеры по гелию не менее 200 м"/с. Система откачки камеры включает в себя 12 откачных блоков, обеспечивает откачку до 10% атомов гелия,,.- вылетающих из плазмы в режиме горения, и снижение давления на два порядка за 20 с в паузе между импульсами. Кавдый блок заключен в герметичный бокс с контролируемой по составу и давлению газовой средой, который предотвращает возможные утечки трития и экранирует турбомолекулярный насос от - воздействия внешних магнитных полей.

При анализе вакуумной системы реактора ИТЭР были рассмотрены возможные варианты исполнения системы высоковакуумной откачки разрядной камеры, проведен их

сопоставительный анализ и выбор оптимальной структуры системы и режима ее работы. Высокое значение требуемой быстроты откачки разрядной камеры (до 700 м3/с по гелию) ограничивает возможность выбора типа высоковакуумных насосов криосорбционными насосами. Выбор количества криосорбционных насосов, находящихся в режиме откачки и режиме регенерации, и длительности этих режимов проводились с учетом необходимости обеспечения быстроты откачки по гелию и допустимого количества трития, накапливающегося в насосах (150г). Ограничения, накладываемые на выбор количества насосов и временные режимы, связаны также с лимитированной

о

проводимостью откачных патрубков (100 м/с) и минимально возможной длительностью регенерации (30 мин), включающей в себя нагрев сорбента, откачку выделившегося газа и захолаживание сорбента. Предполагается, что в выбранном режиме работы системы откачки, оптимизированном по минимальному содержанию трития, откачка производится одновременно 16 крионасосами, а в режиме регенерации находятся 8 крионасосов. Длительность непрерывной откачки каждым насосом составляет 80 минут, длительность рехсима регенерации - 40 минут. Интервал между началом регенерации каждого следующего насоса - 5 минут. В выбранном режиме содержание трития в каждом крионасосе не превышает 16 г, а в системе откачки - 150 г. (рис.2). Турбомолекулярные насосы обеспечивают ' быстроту откачки разрядной камеры 100 м3/с, используются при прогреве камеры и при тренировке разрядом.

Проект вакуумной системы инжектора быстрых атомов реактора ЭТРТ предусматривает возможность использования как положительных, так и отрицательных ионов дейтерия. Откачка камеры ионного источника, ускорительной трубки и приемников неперезарядившихся ионов производится за счет криосорбции на поверхности с напыленной пленкой титана, охлаждаемой жидким азотом. Суммарная площадь откачивающей поверхности в каждом инжекторе составляет 70 м2. Инжекторы нейтральных пучков реактора ДТРТ р?ссчиганы на генерацию положительных ионов дейтерия и-их нейтрализацию на собственном газе. Большая часть молекул нейтрального газа (около ' 75%) конденсируется на охлаждаемых жидким гелием криопанелях, размещенных по тракту пучка. Поглощение газа,, образующегося в камерах приемников быстрых ионов, осуществляется водоохлаждаемыми пленками титана, распыляемыми дуговыми испарителями и непосредственно ионным пучком (для положительных ионов) и приемником быстрых частиц на

, отеллеми^

Отначна

. зсхомоусибам*!

регенерация

отка</ма —»

Рис.2. Изменение температуры криопанелей (а) и давления (О) в крионаоосе, содержание трития в крионасосэ (в) и в системе откачки (г) реактора ИТЗР

основе регенерируемых титановых пластин. Периодичность регенерации приемника - до Ю4 циклов.

Вакуумная система экспериментальной термоядерной установки должна обеспечивать достижение фэнового давления менее 1.1СГ6 Па, отсутствие тяжелых примесей в составе газов, десорбирующихся со стенок камеры, ограничение натекания в камеру через неконтролируемые течи. Для выполнения перечисленных требований при создании вакуумных систем "малых" (ТМ-4, ТМ-4А, ТТ-3) и "больших" (ТСП, T-I5) токамаков разработан и реализован комплекс технологических операций по подготовке и очистке поверхностей, обращенных в вакуум, и контролю герметичности. Поскольку вакуумные камеры, термоядерных установок работают в условиях высоких температур при затрудненном доступе для ремонта и имеют значительную протяженность сварных швов, одним из наиболее ответственных' этапов является контроль герметичности, в частности, термоциклические испытания модулей камер "больших" токамаков либо полностю собранных камер "малых" токамаков. Максимальная температура при испытаниях соответствала температуре прогрева камеры при ее эксплуатации. Камеры или их модули выдерживались при максимальной температуре в течение I часа. При обнаружении малых течей, близких к пределу чувствительности течеискателя, производилась их "раскачка" за счет увеличения скорости нагрева и остывария камеры. При отсутствии течей испытания повторялись дважды. Статистическая обработка результатов испытаний вакуумных камер токамаков свидетельствует, что после первого прогрева выявляется Э0% течей, после второго - 10%. Появление течей после третьего прогрева носит единичный характер. Комплекс вакуумных испытаний позволил обнаружить и устранить течи в сварных соединениях, прежде всего, силъфонных элементов. Течи в вакуумных камерах, прошедших комплекс вакуумннх испытаний, включая термоциклические, ¿.ак правило, не возникали.

В заключении приведены результаты диссертационной работы:

1. На основе анализа баланса потоков нейтральных частиц в вакуумном тракте термоядерного реактора получены соотношения, связывающие характеристики системы откачки с параметрами плазмы.

2. Определена вероятность прохождения диверторных (лимитерных) каналов нейтральными частицами с учетом их взаимодействия с пространственно неоднородной плазмой; показано наличие оптимальных размеров лимитерного канала, обеспечивающих

минимальные требования к быстроте откачки.

3. Предложены зависимости для расчета концентрации и интегральной плотности пролетного и диффузного потоков нейтрального газа в тракте инжекции быстрых атомов, в частности, в области ионного источника и в ускорительной трубке.

4. Проведена расчетная оптимизация профиля приемной поверхности диверторных (лимитерных) пластин, обеспечивающая снижение теплового газовыделения за счет выравнивания тепловой нагрузки по поверхности.

5. Исследованы закономерности термализации газа в каналах откачки реактора; показано, что протяженность каналов откачки, характерная для термоядерного реактора, в большинстве случаев является достаточной для охлаждения газа до температуры стенок.

6. Оценено влияние распыления графитосодержащих материалов на образование газовых углеводородных соединений; на специализированной экспериментальной установке определены коэффициенты распыления ряда графитосодержащих материалов.

7. Определены характеристики высоковакуумных насосов различных типов при откачке тяжелых изотопов водорода: коэффициенты компрессии и быстрота действия турбомолекулярного насоса, взаимодействие смазочного масла с тритием; быстрота действия и распределение трития в электродах магниторазрядных насосов; сорбционные характеристики нераспыляемого газопоглотителя типа циаль; коэффициенты прилипания на пленках титана.

8 Предложены компоновочные и конструктивные решения высоковакуумннх насосов для откачки реактора и откачных блоков различных модификаций.

9. Разработана и внедрена методика контроля герметичности вакуумных камер экспериментальных термоядерных установок.

10. Полученные результаты использованы при разработке проектов термоядерных реакторов ИНТОР и ИТЗР и ряда других проектов и установок.

Основное содержание диссертации изложено в следующих публикациях:

1. Mazul* I.V., Saksagansky G.L., Serebrennlkov D.V. Calculation model and design principles oi the demonstration tokamak reactor vacuum system. - In: Proc. 8th Intern. Vacuum Congress. - Cannes, 1980, vol.11, p.110—114.

2. Высоковакуумная откачка изотопов водорода компримирукщиш и электрофизическими насосами / А.Д.Бычкова, 3.В.Ершова, Г.Л.Саксаганский, Д.В.Серебренников. - В сб. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Общая и ядерная физика. Харьков, 1982, вып.3(21), с.3-8.

3. Abdou М.А., Casini G., Serebrennlkov D.V.et al. Vacuum and Tritium System. - In: International Tokamak Reactor. Phase One. IAEA. Vienna. 1982. p.529-553.

4. Шстунович В.It., Саксаганский Г.I., Серебренников Д.В. Вакуумная система международного термоядерного реактора-токамака ШПОР. - В кн. Тезисы докл. V Всесоюз. конф. "Физика и техника высокого и сверхвысокого вакуума" (Л., 25-26 ноября 1985), часть I, с. 10-11.

5. Вакуумно-технологическая переработка топливной смеси в опытном термоядерном реакторе-токамаке / Э.П.Коллеров, Г.Л.Саксаганский,-Д.В.Серебренников и др. - В кн. Тезисы докл. 4-й Всесоюз. конф. по инженерным проблемам термоядерных реакторов (Л., 19-21 января 1988).М.: ЦНШАтоминформ, 1987, С.280-281.

6. А.с.776333, МКИ G 21 В 1/00. Устройство для откачки реактора-токамака. / Г.Л.Саксаганский, Д.В.Серебренников. // Открытия. Изобретения. 1988. £42.

7. Высокопроизводительные турбомолекулярные насосы / О.Л.Григорьев, М.В.Киселев, Д.В.Серебренников и др. - М.,

1989.-9с. (Препру i- НИИЭФА / ЦЮМатомлнфэрм: П-А-0829).

8. A.C.II30037, МКИ F 04 В 37/03. Способ криогенной вакуумной откачки газов / Г.Л.Саксаганский, Д.В.Серебренников // Открытия. Изобретения. 1989. №4.

9. Kapyshev V.K., Rivkis Ь.А., Saksagansky G.L., Serebrennlkov D.V.: Vacuum-tritium complex of magnetic confinement fusion reactors // Plasma Devices and Operations.

1990. Vol.1. Pp 67-77.

10. Bavydova Н.Б., Kapyshev V.K., Serebrennlkov D.V.et al. Tritium cycle system of the experimental thermonuclear reactor.