Взаимодействие водорода с первой стенкой токамака тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.08 ВАК РФ

< > /

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

¿ ч >г

й | Й .Л * V I

Г/1

д.иум ВАК Рог;: и у!

правах рукописи УДК 621.039.6

с тегоьь

СОКОЛОВ Юрий Алексеевич

ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ВОДОРОДА С ПЕРВОЙ СТЕНКОЙ ТОКАМАКА. ПРОЕКТ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ДЕМО

01.04.08 — физика и химия плазмы

Диссертация на соискание ученой степени доктора физико-математических наук в форме научного доклада

Москва—1998

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский

РОС""'"

институт».

Официальные оппоненты: м

й ■

Доктор физико-математических наук

Доктор физико-математических наук Доктор физико-математических наук

>ССййСК.*и ГОСУДАРСТВЕН»-,.:^

библиотека

Стрелков B.C. (ИЯС РНЦ «Курчатовский институт»)

Азизов Э.А. (ТРИНИТИ)

Курнаев В.А. (МИФИ)

Ведущая организация:

Институт общей физики АН РФ

Защита состоится, jf^fiwAP 1998 г. в

СО

_часов на заседании

Специализированного совета по физике и химии плазмы при Российском научном центре «Курчатовский институт» (Д.034.04.01) по адресу: 123182, Москва, пл. Курчатова.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

Отзывы на диссертацию, заве,.- л просим направлять

по адресу: 123182, Москва, пл.

Диссертация в форме нау* 1998 г.

Ученый секретарь Специализированного совета

Елизаров

Общая характеристика работы.

Актуальность проблемы.

Неуклонный прогресс в продвижении к термоядерным параметрам плазмы в токамаках, подтвержденный достижением на европейском токамаке JET и японском токамаке JT-60U условия Q>1 , когда мощность термоядерной реакции превышает мощность нагрева плазмы, делает весьма своевременной наряду с работами по проекту экспериментального термоядерного реактора проработку концепции следующего шага в стратегии развития управляемого термоядерного синтеза - демонстрационного энергетического токамака-реактора ДЕМО. Возможность надежного проектирования термоядерного реактора требовала решения многих плазмо-физических и инженерных вопросов. Одним из таких вопросов является вопрос взаимодействия водорода с первой стенкой токамака.

Поиск путей использования энергии термоядерного синтеза для производства электроэнергии изначально был сосредоточен на выявлении наиболее эффективных физических схем удержания горячей плазмы. По мере сокращения возможных вариантов, прогресса в параметрах плазмы и роста времени ее удержания все большее внимание исследователей стало обращаться к проблемам реализации физических принципов в инженерных проектах энергетических термоядерных реакторов.

Концепция токамака является наиболее обоснованной для создания термоядерного реактора. Более двадцати лет назад были начаты первые систематические исследования процессов взаимодействия плазмы токамаков с элементами конструкции первой стенки и диафрагмы. В то время уже была установлена взаимосвязь состояния поверхностей, обращенных к плазме, и их материального состава с параметрами получающейся плазмы. Однако, для проектирования внутрикамерных элементов реактора

феноменологических данных по взаимодействию плазмы и стенки, полученных в качестве побочного продукта физических экспериментов, было явно недостаточно. Было необходимо понять >оль основных процессов взаимодействия в реальных условиях окамака и, по возможности, приблизить эти условия к условиям .¡актора.

Одним из таких условий является температура первой стенки хамака. В физических экспериментах она обычно была близка к мнатной, в то время как в реакторе она должна быть в диапазоне 0-600°С. Установкой, где стало возможно проведение ;периментов с такой температурой стенки, был токамак ТМ-4, еденный в строй в 1979 году.

К тому времени имелись экспериментальные данные по взаимодействию атомов (ионов) водорода с материалами: термодесорбции, ионно-стимулированной десорбции, диффузии, отражения и т.д., в условиях существенно отличных от условий работы стенки токамака-реактора. Отличие токамака связано, например, с одновременностью воздействия излучения плазмы, потоков частиц, специфических вакуумных условий, распыления поверхности и т.д. Первые проектные проработки токамака-реактора ( например, ИНТОР) рассматривали нержавеющую сталь в качестве материала первой стенки, тем самым экспериментальные исследования взаимодействия плазма-стенка в токамаке с вакуумной камерой из нержавеющей стали могли дать необходимые данные для проектирования реактора. Для разработки модели взаимодействия водорода с поверхностью первой стенки, необходимой при проектировании реактора, требовались данные о количестве водорода, падающего и захваченного стенкой, о рециркуляции и десорбции водорода.

Неуклонный прогресс в удержании плазмы, развитие эффективных плазменных технологий, достижение термоядерного диапазона температур плазмы, развитие инженерных разработок, направленных на создание систем термоядерного реактора (ТЯР), позволило начать в 1988 году работы по проекту международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. Проект ИТЭР консолидировал работы в разных странах и сфокусировал их на ключевых проблемах физики плазмы токамака и основных инженерных задачах термоядерного реактора при эффективном разделении исследований между участниками.

Обоснование проекта ИТЭР требовало анализа эффективности выбранного пути и его технических решений с точки зрения реализации конечной цели - создания термоядерного энергетического реактора. Плазмо-физическая и инженерная база проекта ИТЭР дала основу для проработки проекта реактора ДЕМО. В 1992 году в России были сформулированы основные цели создания энергетического реактора ДЕМО, определены его технические и программные задачи. Выполнены плазмо-физические и инженерные проработки концепции этого реактора. Результаты этой работы подтверждают техническую возможность использования энергии синтеза для производства энергии.

Цель работы. Целью данной работы являлось:

- исследование вопросов взаимодействия плазмы со стенкой, поступления примесей, параметров пристеночной плазмы, рециклинга водорода, баланса частиц в интересах проектирования термоядерного реактора,

- разработка методов и определение параметров плазмы в пристеночной плазме, определение баланса водорода в системе «плазма-первая стенка», разработка модели накопления и диффузии водорода в первой стенке ТЯР,

- разработка плазмо-физических и инженерных требований, необходимых для проектирования демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО; выявление ключевых проблем реактора ДЕМО, их анализ, поиск возможных решений; разработка концептуального проекта российского демонстрационного реактора ДЕМО.

Научная новизна работы.

1. Развит комплексный подход к решению задачи взаимодействия «плазма-стенка» втокамаке, включающий: материальный баланс частиц, энергетические характеристики пристеночной плазмы, модель взаимодействия, механизм переноса частиц в пристеночной плазме, приложения развитых подходов к задачам проектирования ТЯР и объяснения обнаруженных экспериментальных явлений.

2. Впервые в приложении к потребностям проектирования термоядерного реактора была поставлена задача изучения взаимодействия плазмы (водорода) с первой стенкой. В экспериментах на ТМ-4 были получены данные о количестве водорода падающего на стенку и захваченного ею, о рециркуляции водорода во время разряда и десорбции между разрядами. На основе данных об элементарных процессах взаимодействия плазмы с материалами и данных, полученных на токамаке, была разработана модель взаимодействия водорода с поверхностью разрядной камеры в условиях, когда материалом первой стенки является нержавеющая сталь.

3. На основе разработанной модели были даны величины потока трития из объема разрядной камеры во внешние системы или теплоноситель ТЯР. Оценки, выполненные для нержавеющей стали толщиной стенки 0,2 мм и температурой 300°С, дали величины (1-4) х1010 см'2 с'1.

4. Впервые представления о взаимодействии «плазма-стенка» (коэффициенте рециклинга водорода) были использованы для объяснения обнаруженного- в экспериментах на токамаке ТМ-4

эффекта значительного уменьшения плотности при ЭЦ нагреве плазмы. С учетом баланса частиц в системе «плазма-стенка» было показано, что с учетом зависимости коэффициента диффузии от температуры электронов можно описать пространственное и временное поведение плотности плазмы при ЭЦН на ТМ-4. Анализ энергобаланса плазмы с учетом переноса частиц показал рост коэффициента электронной теплопроводности с ростом электронной температуры.

5. Впервые в России были развиты экспериментальные методы определения величин потоков и энергии ионов (атомов) водорода в пристеночной плазме путем использования собирающих кремниевых Si - зондов. Эти методы были использованы на токамаках ТМ-4 и Т-10.

6.С помощью комбинированных ленгмюровских зондов были впервые исследованы микротурбулентности в пристеночной плазме токамака Т-10. Были измерены турбулентные потоки частиц в режимах с омическим и ЭЦ нагревом плазмы.

7.Определены программные цели демонстрационного термоядерного реактора DEMO, разработаны технические требования. На их основе проведена первая национальная разработка концепции реактора ДЕМО. Эта концепция является основой разработки российских вариантов испытательных модулей реактора ИТЭР.

8. Показано, что выбранные параметры и технические решения проекта ИТЭР позволяют аппроксимировать их к параметрам энергетического реактора и, что концепция ИТЭРа имеет достаточный физический и инженерный базис для проектирования реактора ДЕМО.

9. Анализ особенностей реактора ДЕМО позволил определить и исследовать ключевые физические и инженерные проблемы его создания.

Апробация работы.

Результаты, входящие в диссертацию, докладывались на 10-ой и 13-ой Европейских конференциях по УТС и физике плазмы в Москве (1981) и Шлиерзее (1986), на 5-ом техническом комитете МАГАТЭ по проектированию и технологии термоядерных реакторов в Лос-Анжелесе (1993), на 12-ой и 13-ой Международных конференциях по физике плазмы и УТС в Ницце (¡988) и Вашингтоне (1990), на 3-ем и 4-ом симпозиуме по технологи термоядерного синтеза в Лос-Анжелесе (1995) и в Токио (1997), на сессии Совета по физике плазмы и УТС в Звенигороде (1987 и 1993) и опубликованы в российских и иностранных журналах, а также препринтах. Результаты работы докладывались на семинарах в ИЯС РНЦ «Курчатовский институт».

Содержание работы.

1 .Введение. ?

2.Исследование взаимодействия водорода с первой стенкой токамака. 2.1 Влияние температурных условий первой стенки на параметры

пристеночной плазмы.

2.2. Коэффициент рециклинга водорода.

2.3. Накопление водорода в первой стенке токамака.

2.4. Модель накопления водорода.

2.5. Методы определения энергии и потоков водорода и дейтерия в пограничной плазме токамака.

2.6.Турбулентный перенос в пристеночной плазме.

2.7. Баланс частиц в токамаке ТМ-4 при ЭЦ нагреве плазмы.

3.Разработка проекта демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО

3.1.Цели и задачи экспериментального термоядерного реактора.

3.2.Цели и задачи, технические требования концептуального проекта ДЕМО. Параметры реактора ДЕМО.

3.3. Некоторые особенности физики плазмы реактора ДЕМО.

3.3.1.У держание энергии.

3.3.2. Накопление и откачка гелия. З.З.З.Отвод энергии, дивертор ДЕМО.

3.3.4. Удержание альфа-частиц и неустойчивость альфеновских волн.

3.3.5. МГД устойчивость плазмы.

3.4. Общая компоновка реактора.

3.5. Дивертор с жидкой литиевой поверхностью, обращенной к плазме.

3.5.¡.Пленочная и капельная концепции дивертора. 3.5.2. Экранирование пластин диверторной плазмой.

3.6. Система преобразования энергии и бланкет ДЕМО.

3.7. Активация конструкционных материалов. 3.8.3аключение.

4,Основные результаты работы.

I .Введение

Проблема поиска путей использования энергии термоядерного синтеза для производства электроэнергии в 50-е и 60-е годы была сосредоточена на выявлении наиболее эффективных физических схем удержания горячей плазмы. В последующие три десятилетия исследования сосредоточились на изучении плазмы токамака. В результате неуклонного прогресса в параметрах плазмы и. роста времени ее удержания все большее внимание исследователей стало обращаться к инженерно-физическим проблемам реализации физических принципов в технических проектах энергетических термоядерных реакторов.

Ключевой для реакторных условий является проблема взаимодействия плазмы с конструкционными элементами реакторной камеры. Более двадцати лет назад были начаты первые систематические исследования процессов взаимодействия плазмы токамаков с элементами конструкции первой стенки и диафрагмы. В то время уже была установлена взаимосвязь состояния поверхностей, обращенных к плазме, и их материального состава с параметрами получающейся плазмы. Однако для проектирования внутрикамерных элементов реактора феноменологических данных по взаимодействию плазмы и стенки, полученных в качестве побочного продукта физических экспериментов было явно недостаточно. Было необходимо понять роль основных процессов взаимодействия в реальных условиях токамака и, по возможности, приблизить эти условия к условиям реактора.

Одним из таких условий является температура первой стенки токамака. В физических экспериментах она обычно была близка к комнатной, в то время как в реакторе она должна быть в диапазоне 300-600"С. Установкой, где возможно было проведение экспериментов с такой температурой стенки был токамак ТМ-4, введенный в строй в 1979 году. Первоначально для введения в токамак ТМ-4 больших удельных плотностей мощности ВЧ и СВЧ излучения для нагрева плазмы предполагалось использовать отработанный в электронной промышленности способ создания электронных приборов, работающих при большой плотности мощности. В электронной промышленности обычно использовался способ высокотемпературного прогрева до 700-1000°С. В ТМ-4 высокотемпературный прогрев должен был обеспечить вакуумную подготовку «первой стенки» для введения ВЧ и СВЧ мощности дополнительного нагрева на уровне нескольких сотен кВт. Эта задача возникла на опыте более ранних экспериментов на ТМ-3, где пришлось столкнуться с ограничением на вводимую мощность дополнительного нагрева.

Во время создания ТМ-4 были найдены более эффективные методы вакуумной подготовки камеры и тренировки антенных систем, что позволило изменить программу работ и одновременно с экспериментами по СВЧ нагреву плазмы начать исследования взаимодействия «плазма-стенка» при высокой температуре стенки в интересах создания термоядерного реактора.

Это направление исследований включало:

вопросы поступления примесей, изменения параметров пристеночной плазмы при повышенной температуре первой стенки;

определение коэффициентов рециклинга водорода, исследование баланса частиц в плазме с учетом взаимодействия плазма-стенка;

- разработку методов и определение параметров электронной и ионной компоненты плазмы в пристеночной плазме, коэффициентов турбулентного переноса;

- определение баланса водорода в системе «плазма-первая стенка», разработка на основе экспериментальных данных модели накопления и диффузии водорода в первой стенке и предсказания для условий ТЯР.

Эти работы сочетались с традиционными исследованиями параметров основной плазмы в условиях омического и ЭЦР нагрева плазмы. Особенностью тех ЭЦР экспериментов было обнаружение сильно выраженного эффекта потери плотности плазмы, для исследования которого и были использованы развитые средства определения баланса водорода в системе «плазма-первая стенка».

Неуклонный прогресс в удержании плазмы, развитие эффективных плазменных технологий (управление формой и равновесием, нагрев и локальная генерация тока, ввод топлива, отвод примесей и энергии и т.п.), достижение термоядерного диапазона температур с приемлемым уровнем примесей, развитие инженерных разработок, направленных на создание систем термоядерного реактора, а также эффективное международное сотрудничество в области У ТС позволило начать в 1988 году работы по проекту международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. Проект ИТЭР консолидировал работы в разных странах и сфокусировал их на ключевых проблемах физики плазмы токамака и основных инженерных задачах термоядерного реактора при эффективном разделении исследований между участниками.

Плазмо-физическая и инженерная база проекта ИТЭР дала основу для проработки проекта реактора ДЕМО. Со своей стороны проектная проработка ДЕМО, как энергетического реактора, в отличие от экспериментального реактора ИТЭР, делает возможным сопоставление и корректировку целей и задач собственно ИТЭРа относительно цели развития УТС как источн