Эрозия и осаждение обращённых к плазме материалов при углеродных и ИТЭР-подобных стенках токамака JET тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.08, кандидат наук Крат, Степан Андреевич

• Крат, Степан Андреевич
• кандидат наук
• 2017

Оглавление диссертации кандидат наук Крат, Степан Андреевич

Оглавление

Введение

Глава 1. Состояние исследований взаимодействия плазмы с поверхностью на токамаке JET

1.1. Примеси в плазме

1.2. Накопление топлива

1.3. Миграция материала первой стенки

1.4. Выводы

Глава 2. Экспериментальные методы

2.1. Методы анализа

2.2. Измерение сечений взаимодействия протонов с бериллием

2.2.1. Методика эксперимента

2.2.2. Полученные результаты

2.2.2.1. Сечение рассеяния 9Be(p,p0)9Be

2.2.2.2. Сечение ядерной реакции 9Be(p,d0)8Be

2.2.2.3. Сечение ядерной реакции 9Be(p,a0)6Li

2.2.2.4. Проверочные измерения

2.3. Методики экспериментов

2.3.1. Анализ распределения эрозии внутренней стенки JET

2.3.2. Восстановление энергетического спектра дейтерия, распыляющего внутреннюю стенку53

2.3.3. Изучение эрозии и осаждения в диверторе за период первой JET-ILW кампании

2.3.4. Исследование накопления материала, переосаждённого в теневых областях дивертора

2.4. Выводы

Глава 3. Эрозия внутренней стенки

3.1. Результаты

3.1.1. Распределение скоростей эрозии внутренней стенки

3.1.2. Энергетические спектры дейтерия, распыляющего внутреннюю стенку JET

3.2. Обсуждение

3.2.1. Эрозия внутренней стенки

3.2.2. Энергетический спектр дейтерия, распыляющего внутреннюю стенку

3.3. Выводы

Глава 4. Эрозия и осаждение материала в диверторе

4.1. Результаты измерений

4.1.1. Тайлы 8 и 7

4.1.2. Тайлы 6 и 4

4.1.3. Тайл 3

4.1.4. Тайл 1

4.1.5. Тайл 0

4.1.6. Тайл 5

4.1.7. Общие характеристики осаждения

4.2. Обсуждение

4.3.Вывод ы

Глава 5. Накопление материала в теневых областях дивертора

5.1.Результаты измерений

5.1.1. Внутренний дивертор

5.1.1.1^^ 1999-2001

5.1.1.2^^ 2005-2009

5.1.1.3JET-ILW 2011-2012

5.1.2. Тайл 5

5.1.2.1^^ 1999-2001

5.1.2.2JET-ILW 2011-2012

5.1.3. Внешний дивертор

5.1.3.1^^ 2005-2009

5.1.3.2JET-ILW 2011-2012

5.2.Обсуждение

5.3.Выводы

Заключение

Список литературы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Эрозия и осаждение обращённых к плазме материалов при углеродных и ИТЭР-подобных стенках токамака JET»

Введение

Актуальность темы

Управляемый термоядерный синтез (УТС) - это одно из перспективных направлений развития энергетики будущего. На текущий момент, наиболее реальным путем осуществления энергетически выгодного УТС является создание термоядерного реактора на основе токамака со стационарным удержанием плазмы в магнитном поле.

В настоящее время в рамках международной кооперации осуществляется проект создания международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР), который нацелен на достижение положительного энергобаланса, когда выход энергии из плазмы за счёт термоядерной реакции превышает вкладываемую в плазму энергию,

Вопрос выбора материала реактора, обращенного к плазме, критичен для его работоспособности в силу влияния эффектов взаимодействия плазмы с поверхностью, таких как распыление поверхности плазмой, загрязнение плазмы распыленными частицами, переосаждение распылённого материала и накопление водорода в приповерхностных слоях. Выбор материала влияет на радиационную обстановку, время жизни и экономические показатели реактора.

В ИТЭР в качестве материалов первой стенки будут использоваться бериллий в основной камере и вольфрам в диверторе, куда приходят большие плазменные потоки и тепловые нагрузки. Решение отказаться от использования углерода, который ранее планировался в качестве материала стенки реактора ИТЭР, связано, в частности, с недопустимо большой скоростью накопления изотопов водорода, включая радиоактивный тритий, в соосаждённых углеводородных слоях.

Создание ИТЭР является сложной и дорогостоящей задачей, поэтому все инженерные и физические решения для ИТЭР проверяются на исследовательских токамаках. Одним из них является европейский токамак JET, распложенный в Англии. Все инженерные решения для ИТЭР проходят предварительную апробацию на JET. В том числе, на JET проводились исследования с различными материалами, предлагаемыми для ИТЭР. В 2001-2009 годах JET работал со стенкой из углеродных материалов (это были так называемые углеродные кампании), а с 2011 года JET работал в условиях ИТЭР-подобной стенки из бериллия и вольфрама. Токамак JET - единственный токамак, который работал с ИТЭР-подобной конфигурацией первой стенки.

Важной и актуальной задачей является анализ эрозии материалов, транспорта эродированных частиц, их переосаждения и накопления изотопов водорода в них. Исследования этих процессов являлись частью международной программы JET, выполнявшейся в последние годы. Представленные в диссертации результаты получены в рамках реализации этой программы.

Объект и предмет исследования

Объектом исследования являлись образцы, извлечённые из токамака JET по завершению ряда экспериментальных кампаний, как с углеродной, так и с ИТЭР-подобной стенкой. Эти образцы были либо частью облицовочных тайлов камеры и пластин дивертора, либо специально подготовленными образцами-свидетелями, установленными в тайлах, либо приемными пластинами специальных коллекторов, установленных в теневых областях дивертора.

Предметом исследования являлись сравнительные особенности распыления и транспорта углерода и бериллия в токамаке JET и накопления дейтерия в токамаке JET с ИТЭР-подобной (JET-ILW) и углеродной (JET-C) стенками.

Цель и задачи исследования

Целью данной работы было

• Исследование характеристик и отличительных особенностей распыления углерода и бериллия с первой стенки токамака JET.

• Количественные измерения эрозии и осаждения, а также накопления изотопов водорода в диверторе токамака JET для ИТЭР-подобной конфигурации, анализ различий в механизмах транспорта частиц в диверторе токамака JET с углеродной и ИТЭР-подобной стенками.

• Исследование осаждения распыленного материала и накопления водорода в теневых областях дивертора в углеродной и ИТЭР-подобной конфигурациях.

Для достижения этих целей, были решены следующие задачи:

1. Измерены сечения взаимодействия протонов с бериллием: рассеяния 9Be(p+,p+)9Be, а также ядерных реакций 9Be(p+,d0)8Be и 9Be(p,a0)6Li в диапазоне энергий от 0.4 МэВ до

4.15 МэВ для лабораторного угла анализа 165° для количественного анализа содержания бериллия методом обратного рассеяния Резерфорда

2. Определены распределения суммарной эрозии углерода, вольфрама и бериллия в углублённых областях внутренней стенки токамака JET в кампаниях с углеродной и ИТЭР-подобной стенками и описаны характерные особенности процесса эрозии углерода и бериллия в сравнении друг с другом.

3. Установлены энергетические спектры дейтерия, распыляющего внутреннюю стенку JET в JET-C кампаниях 2001-2004 и 2005-2009. На основе полученных спектров определен диапазон энергий частиц дейтерия, наиболее существенно распыляющих внутреннюю стенку, выявлены механизмы, определяющие процесс распыления.

4. Измерено полоидальное распределение эрозии и переосаждения в JET-ILW диверторе, которое сопоставлено с данными для JET-C; выявлены различия в механизмах транспорта частиц в диверторе.

5. Изучены и сравнены особенности осаждения в теневых областях диверторов JET-C и JET-ILW

Методология и методы исследования

Эксперименты, описанные в этой работе, были проведены путём анализа поверхностей образцов (тайлов, вырезов тайлов, специальных маркерных вставок и специально изготовленных образцов коллекторов), использовавшихся в токамаке JET.

Анализ проводился в основном при помощи методов анализа ионным пучком: упругого обратного рассеяния (обратного рассеяния Резерфорда - ОРР), и анализа методом ядерных реакций (ЯР). Для анализа полученных спектров ОРР и ЯР применялся компьютерный код SIMNRA [1].

Для моделирования, данных, полученных при помощи анализа ионным пучком использовалось моделирование по методу Монте-Карло.

Научная новизна работы

Впервые получены данные об эрозии материалов внутренней стенки и дивертора JET, переосаждения распыленного материала и накопления рабочего газа в материале дивертора и в соосажденных слоях в ИТЭР-подобных кампаниях и выполнено сравнение эрозии обращенных

к плазме материалов, их переосаждения и соосаждения с дейтерием в токамаке JET с углеродной и ИТЭР-подобной стенками. В результате этого исследования, впервые были показаны различия в эрозии межлимитерной области внутренней стенки, транспорте частиц в дивертор и накоплении в теневых областях дивертора. Эти различия были объяснены с точки зрения разницы во взаимодействии плазмы с поверхностью бериллия и углерода. Впервые указано на роль низкоэнергетических частиц в эрозии внутренней стенки, и определен энергетический спектр низкоэнергетичных частиц, распыляющих внутреннюю стенку. Впервые получено подробное количественное распределение эрозии и осаждения в ИТЭР-подобном диверторе JET. Впервые документально показана роль паразитных разрядов в теневых областях в распылении, переосаждении и соосаждении материалала тайлов и дейтерия. Впервые измерены сечения взаимодействия протонов с бериллием во всем диапазоне энергий под углом, используемом в ряде современных детекторов ОРР и ЯР.

Положения, выносимые на защиту

1. Экспериментальные данные по сечениям рассеяния протонов на бериллии, ядерным реакциям 9Be(p+,d0)8Be и 9Be(p,a0)6Li в диапазоне энергий от 400 кэВ до 4.15 МэВ под углом детектора 165°.

2. Переход JET от конфигурации JET-C к конфигурации JET-ILW привел к уменьшению суммарной скорости эрозии внутренней стенки более, чем в четыре раза, скорости накопления эродированного материала в теневых областях в 34 раза, скорости накопления D в 10-20 раз в тайлах дивертора и в 45 раз в теневых областях, при этом источники частиц, ведущие к накоплению в теневых областях, не поменялись сколь-либо существенно.

3. На внутренней стенке эрозия в обеих конфигурациях происходила равномерно в тороидальном направлении, основную роль в распылении играли частицы дейтерия с энергией до ~120 эВ, роль более тяжелых примесей в плазме была невелика, а осаждение материала, распылённого со стенок, происходило в основном во внутреннем диверторе, вблизи точек пересечения сепаратрисы с мишенью дивертора (страйк пойнтов)

4. В диверторе распределения Ве и С в двух кампаниях существенно различаются, что вызвано меньшим количеством циклов эрозии и переосаждения Ве из-за малости коэффициента химического распыления Ве, а распределения дейтерия и углерода практически идентичны из-за химического распыления углерода, при этом особенности распределения бериллия могут свидетельствовать как о физическом, так и о химическом

распылении Ве, а накопление дейтерия в вольфрамовых покрытиях, наносимых для защиты углеродных тайлов, существенно больше, чем в металлургическом вольфраме, из-за наличия пористости.

5. В теневых областях дивертора существенную роль в осаждении и накоплении дейтерия играет не только распыление с поверхности тайлов дивертора, обращенных к плазме, но и паразитные разряды на обратных сторонах тайлов, при этом отношение С/Ве высоко, а концентрация D выше, чем на поверхностях тайлов дивертора из-за меньшей температуры поверхности

6. Перенос углерода в теневые области происходит на меньшие расстояния, чем перенос Ве, за счёт более высокого коэффициента прилипания и меньшей роли перераспыления в транспорте в теневых областях,

7. Показана применимость кода WallDyn для предсказания глобального транспорта частиц в токамаках с ИТЭР-подобной стенкой

Достоверность

Для проведения исследований использовалось оборудование и компьютерные коды, используемые в институте физики плазмы имени Макса Планка в Гархинге международными научными группами для проведения подобных работ, и надежность которых никогда не ставилась под сомнение. Работа выполнена в широком международном сотрудничестве с ведущими в данной области исследователями.

Теоретическая значимость и практическая ценность работы

1. Экспериментально полученные сечения рассеяния и ядерных реакций протонов на бериллии позволяют проводить количественный анализ содержания бериллия на поверхности и в приповерхностных слоях по методам ОРР и ЯР, что является актуальным для многих исследовательских групп.

2. Данные по эрозии и переосаждению в кампании JET-ILW уникальны и крайней важны для оценок последствий взаимодействия плазмы с обращенными к ней материалами в ИТЭР. В частности он подтверждают правильность замены углерода на бериллий с точки зрения уменьшения накопления радиоактивного трития в ИТЭР

3. Данные об энергетических спектрах дейтерия, распыляющего внутреннюю стенку, объясняют разницу в эрозии Ве и С, и позволяют делать предсказания о скоростях

эрозии для других потенциальных материалов обращённых к плазме элементов внутренней стенки.

4. Выявление зон осаждения в диверторе JET важно для описания транспорта частиц из основной камеры в дивертор. Эти данные могут быть использованы, в частности, для разработки коллекторов в проектах жидкометаллических установок

5. Данные о скорости осаждения частиц в теневых областях дивертора JET дают новую информацию о возможных причинах и последствиях транспорта бериллия и трития в теневые области в ИТЭР, а также подтверждают существовавшие предположения о важной роли паразитных разрядов в теневых областях.

Апробация результатов работы

Результаты работы докладывались и обсуждались на 13 научных конференциях и семинарах:

- Всероссийские конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью» 2015 и 2016 (Москва, 2015 г., 2016 г.)

- 55-ая и 56-ая научные конференции МФТИ (Москва, 2012 г., 2013 г.)

- XI и XII Курчатовские молодежные научные школы (Москва, 2013 г., 2014 г.);

- Первая и вторая летние школы по физике взаимодействия плазмы с поверхностью (Москва,

2014 г., 2016 г.);

- XXII Международная конференция «Взаимодействие ионов с поверхностью» (Москва, 2015 г.),

- XX, XXI и XXII международные конференции Plasma Surface Interactions (Аахен, Германия 2012 г, Каназава, Япония 2014 г., Рим, Италия, 2016 г.)

- Международная конференция Plasma Facing Materials and Components 15 (Прованс, Франция,

2015 г.).

Доклады на международных конференциях дважды (Аахен 2012 и Каназава 2014) отмечались в числе лучших стендовых докладов молодых ученых.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 8 статей в журналах из списка ВАК РФ (все статьи входят в перечни баз данных Scopus и Web of Science) и 13 тезисов докладов в материалах конференций. Основные публикации по теме диссертации:

1. Brezinsek S., Widdowson A., Mayer M., Philipps V., Baron-Wiechec P., Coenen J.W., Heinola K., Huber A., Likonen J., Petersson P., Rubel M., Stamp M.F., Borodin D., Coad J.P., Carrasco A.G., Kirschner A., Krat S., Krieger K., Lipschultz B., Linsmeier Ch., Matthews G.F., Schmid K.. Beryllium migration in JET ITER-like wall plasmas // Nuclear Fusion. 2015. № 6 (55). C. 63021.

2. Heinola K., Widdowson A., Likonen J., Alves E., Baron-Wiechec A., Barradas N., Brezinsek S., Catarino N., Coad P., Koivuranta S., Krat S., Matthews G.F., Mayer M., Petersson P.. Long-term fuel retention in JET ITER-like wall // Physica Scripta. 2016. № T167 (T167). C. 14075.

3. Krat S., Coad J.P., Gasparyan Yu., Hakola A., Likonen J., Mayer M., Pisarev A., Widdowson A.. Erosion and deposition on JET divertor and limiter tiles during the experimental campaigns 20052009 // Journal of Nuclear Materials. 2013. (438). C. S742-S745.

4. Krat S., Gasparyan Yu., Pisarev A., Bykov I., Mayer M., de Saint Aubin G., Balden M., Lungu C.P., Widdowson A.. Erosion at the inner wall of JET during the discharge campaign 2011-2012 in comparison with previous campaigns // Journal of Nuclear Materials. 2015. (456). C. 106-110.

5. Krat S., Gasparyan Yu., Pisarev A., Mayer M., von Toussaint U., Coad P., Widdowson A.. Hydrocarbon film deposition inside cavity samples in remote areas of the JET divertor during the 1999-2001 and 2005-2009 campaigns // Journal of Nuclear Materials. 2015. (463). C. 822-826.

6. Krat S., Mayer M., Porosnicu C. The 9Be(p,p0)9Be, 9Be(p,d0)8Be, and 9Be(p,a0)6Li cross-sections for analytical purposes // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms. 2015. (358). C. 72-81.

7. Mayer M., Krat S., Coad J.P., Hakola A., Likonen J., Lindig S., Widdowson A.. Erosion at the inner wall of JET during the discharge campaigns 2001-2009 // Journal of Nuclear Materials. 2013. № SUPPL (438). C. S780-S783.

8. Mayer M., Krat S., Van Renterghem W., Baron-Wiechec A., Brezinsek S., Bykov I., Coad P., Gasparyan Yu., Heinola K., Likonen J., Pisarev A., Ruset C., de Saint-Aubin G., Widdowson A.. Erosion and deposition in the JET divertor during the first ILW campaign // Physica Scripta. 2016. № T167 (T167). C. 14051.

Личный вклад автора

Следующие работы были произведены лично автором:

1. Обработка и моделирование спектров ОРР и ЯР, анализ данных по скорости суммарной эрозии внутренней стенки в JET-C кампании 2005-2009 годов

2. Экспериментальное измерение и анализ данных по скорости суммарной эрозии внутренней стенки в JET-ILW с использованием экспериментальных образцов, подготовленных в JET

3. Реконструкция путём компьютерного моделирования энергетических спектров дейтерия, распыляющего внутреннюю стенку в JET-C кампаниях 2001-2004 и 2005-2009

4. Экспериментальное измерение образцов, вырезанных из тайлов JET-ILW дивертора, анализ полученных данных, составление распределений эрозии и осаждения в диверторе для первой JET-ILW кампании

5. Анализ и моделирование спектров ОРР и ЯР, обработка данных и компьютерное моделирование профилей толщин осаждений в теневых областях дивертора в JET-C кампании 2005-2009 годов

6. Компьютерное моделирование профилей толщин осаждений в теневых областях дивертора в JET-C кампании 2001-2004 годов

7. Экспериментальное измерение, обработка данных и компьютерное моделирование профилей толщин осаждений в теневых областях дивертора в JET-ILW кампании 20112012 годов

8. Разработка образцов для измерения сечений взаимодействия протонов с бериллием. Обработка данных ОРР анализа и расчёт сечений, основанный на них.

Структура и объём диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы (100 литературных источников). Общий объём работы составляет 1 20 страниц, включая 61 рисунок, 12 таблиц, 17 формул.

1. Состояние исследований взаимодействия плазмы с поверхностью на токамаке JET

Токамак JET создавался и использовался как установка для тестирования основных инженерных решений для создаваемого в настоящее время международного токамака-реактора ИТЭР. Одними из критических элементов токамака-реактора являются элементы, обращенные к плазме, и они являются объектами интенсивных исследований. Долгое время основным материалом кандидатом для ИТЭР был углерод, однако, в связи с изменениями представлений о материалах, которые должны будут использоваться в ИТЭР, в 2010 году на JET была проведена замена углеродной стенки (обычно обозначаемой как JET-C) на ИТЭР-подобную стенку, из бериллия и вольфрама (JET-ILW, или JET ITER Like Wall). Это было вызвано серьезными опасениями, связанными с накоплением трития в материалах реактора, основанными на анализе накопления топлива внутри установок с углеродными стенками [2,3]. Для бериллия и вольфрама предсказанная скорость накопления была на 1-2 порядка ниже [4].

Замена материала первой стенки требует изучения всех основных вопросов взаимодействия плазмы со стенкой токамака [5], в частности вопросов накопления изотопов водорода [6,7], времени жизни обращённых к плазме элементов [8,9], транспорта распылённых частиц в токамаке [10,11] и влияния материала стенки на состав и параметры плазмы.

В основной камере JET были установлены бериллиевые лимитеры и Inconel тайлы с покрытием из бериллия [12] (рисунок 1.1). В областях повышенной тепловой нагрузки, были установлены CFC тайлы, покрытые W [13]. К таким областям относились, например, области напротив точек ввода нейтральных пучков, общая мощность которых была увеличена до 35 МВт (длительностью до 20 с) [14]. В диверторе были использованы покрытые W углеродные CFC тайлы [13], которые были предварительно испытаны на предмет тепловой устойчивости [15], а также металлические W пластины (ламели) для центрального тайла дивертора в области внешнего страйк пойнта [16].

■ Bulk Be PFCs Be-coated inconel PFCs ■ W-coated CFC PFCs

Рисунок 1.1. ИТЭР-подобная стенка JET (JET-ILW) [17]. Зелёным отмечены бериллиевые тайлы лимитеров, голубым отмечены покрытые бериллием Inconel тайлы внутренней стенки, сиреневым - покрытые вольфрамом CFC тайлы, установленные в области повышенных тепловых нагрузок. Рисунок получен на основе данных [18]

1.1.Примеси в плазме

После перехода к JET-ILW содержание С в периферийной плазме уменьшилось приблизительно в 20 раз [19] (рисунок 1.2). Содержание С в центральной плазме не превышало 0.1% [20] и можно сказать, что плазма была практически свободна от С, но тем не менее, углерод был обнаружен в областях преимущественного осаждения. Эффективный заряд центральной плазмы уменьшился с 2.0 для дейтериевой плазмы с JET-C, до 1.2 для дейтериевой плазмы с JET-ILW.

Рисунок 1.2. Содержание углерода в периферийной плазме главной камеры JET для JET-C (чёрные точки), и JET-ILW (красные и синие точки) во время диверторной фазы разрядов с номерами от 70000 до 87500. Внизу представлены более детальный вид распределения для JET-ILW. Период С28-С30 (красные точки) - первый год JET-ILW (первая экспериментальная кампания), после которого часть тайлов поверхности была заменена для проведения их анализа. Период С31-С33 (синие точки) - второй год JET-ILW.

1.2.Накопление топлива

Одним из важнейших вопросов, решить который была призвана замена первой стенки токамака на ИТЭР-подобную, была проблема накопления (захоронения) топлива в токамаке. Ожидалось [21], что долговременное накопление топлива в токамаке заметно упадёт с переходом на ИТЭР-подобную конфигурацию.

Накопление топлива в установке оценивалось путём анализа топливного баланса [21,22] Топливный баланс в токамаке описывается следующим уравнением

где Qgas, QNBI, Qpellet - скорости напуска частиц в установку, связанные с напуском газа, вводом нейтральных пучков и впрыскиванием пеллет соответственно, являющиеся известными величинами. Ые - количество частиц в плазме, Ритрейуеззе1 - скорость откачки в основной камере, Ритрейй1Рег1ог - скорость откачки в диверторе, и - количество частиц, выделенных или поглощённых стенкой камеры с момента времени 1=0. В ряде опытов [21] откачка основной камеры отсутствовала, и откачка токамака осуществлялась только крионасосом дивертора. Регенерация крионасоса после эксперимента позволяла определить разницу между количеством напущенного и откаченного газа, то есть Ммац - накопление топлива в стенке. Было обнаружено (рис. 1.3), что долговременное накопление топлива в установке упало приблизительно на порядок при переходе к ИТЭР-подобной конфигурации.

1.1

= Ритрейуеззе1(И + Ритрейа^ег^йг +

Рисунок 1.3 [21]: Скорости накопления топлива для разных параметров плазмы в JET-C и ШТ-ILW кампаниях, полученные на основе данных о газовом балансе и нормализованные на время в диверторной фазе плазмы. Все эксперименты, кроме оранжевых колонок, проводились при откачке только диверторным крионасосом (РБ "ОМ"). Оранжевые колонки данных получены в опытах без откачки крионасосом, и с откачкой только турбомолекулярными насосами между разрядами.

Динамическое накопление в бериллиевой стенке во время разряда было в 2-2.5 раза выше, чем для углеродной стенки [23]. Накопление в диверторной фазе разряда изначально было высоко, но быстро падало с течением времени. Почти всё топливо высвобождалось из стенок после разрядов и, за счёт этого выхода долговременное накопление оказывается ниже такового для JET-C, несмотря на то, что динамическое накопление для JET-ILW выше, чем для JET-C.

Долговременное накопление топлива в установке за период экспериментальной кампании также изучалось при помощи ех-БПи методов анализа поверхности, таких как вторичная ионная масс спектроскопия [24], анализ ионным пучком и термодесорбционный

анализ [25]. Было установлено, что основное накопление топлива осуществляется в зонах с максимальным количеством осаждения, например, в диверторе (подробнее см. ниже), а в зонах с малым количеством переосаждённого материала или там, где имплантация являлась основным механизмом захвата, накопление было гораздо меньше. В целом, ex-situ исследования согласуются с газобалансовыми, и в случае JET-ILW демонстрируют падение долговременного накопления более, чем на порядок, по сравнению с JET-C.

1.3.Миграция материала первой стенки

Одним из основных и наиболее информативных способов исследования эрозии и переосаждения в токамаке JET является использование маркированных тайлов. На поверхность таких тайлов наносились специальные маркерные слои известной толщины - бериллиевые для тайлов основной камеры и вольфрамовые для тайлов дивертора [26]. Подобная методика исследования ранее уже применялась для JET-C [9]. Тайлы, анализ эрозии и осаждения которых производился, отмечены красным на рисунке 1.4.

Рисунок 1.4. Поперечное сечение токамака JET с отмеченными красным тайлами, анализ эрозии поверхности которых производился [27]

Эрозия маркерных слоёв и переосаждение материалов на них изучались при помощи таких методов как профилометрия [28], сканирующая электронная микроскопия и энергодисперсионный анализ [27], анализ ионным пучком.

Во внешней части основной камеры для внешнего полоидального лимитера (тайлы OPL Т, OPL С, OPL В на рисунке 1.2) эрозия происходит в основном вблизи средней плоскости (тайл OPL С), и составляет, по меньшей мере, 10 мкм, или более 5 г [26,28]. В верхней и нижней частях внешнего полоидального лимитера (тайлы OPL Т и OPL В), а также на промежуточных тайлах между основной камерой и дивертором (тайл В) не было замечено следов распыления или переосаждения.

Для внутреннего лимитера эрозия также происходит в основном вблизи средней плоскости [26,28] - толщина распылённого слоя составляла более 60 мкм (тайл IWGL С), а общее количество распылённого бериллия было приблизительно 8 г. В нижней части лимитера (IWGL В) отсутствовали признаки сильного распыления или переосаждения. В верхней области (IWGL Т) распылялось ~10-15% толщины маркерных слоёв с одной (левой, смотря в направлении центральной оси токамака) стороны тайлов и осаждение сравнимого количества вещества на другой стороне тайлов. Учитывая и осаждение, и распыление, можно сказать, что только внутреннего лимитера вблизи средней плоскости является существенным источником частиц для миграции частиц в другие области токамака.

Также транспорт распылённого материала в токамаке из области внутреннего лимитера изучался при помощи техники изотопного отслеживания [29], применяющейся на ряде токамаков [30,31] и использовавшейся ранее в JET-C [32]. Поверхность одного из тайлов внутреннего лимитера (рис. 1.5) была обогащена изотопом 10Ве [33] до соотношения 10Ве/9Ве более чем на пять порядков превышающей природное значение (10Ве/9Ве=1.7^10-9 [34]).

1Z 2Х 2Z ЗХ 3Z 4Х 4Z 5Х 5Z 6Х 6Z 7Х 7Z 8Х 8Z 1X

Рисунок 1.5: Фотографическая карта внутренней стенки JET [33]. Крестом отмечено положение тайла лимитера, обогащённого 10Ве. Красным указана линия магнитного поля в диверторной конфигурации, соединяющая обогащённый тайл с внутренним дивертором. Жёлтыми стрелками отмечены тайлы, снятые для анализа.

По завершению экспериментальной кампании с тайлов лимитера и дивертора соскабливался верхний слой поверхности, и в нем определялось содержание 10Ве [35,36]. Небольшое количество 10Ве было обнаружено на задних поверхностях тайлов внутреннего лимитера [33]; вероятнее всего он попадал туда в результате транспорта нейтрального бериллия после нескольких соударений с поверхностью. Было установлено, что в отличие от предсказаний численных кодов [37], только 3% распылённого материала остаётся на боковых поверхностях лимитеров, в областях, где ожидалось его переосаждение [36]. 25% переосаждённого материала было обнаружено в диверторе, при этом содержание 10Ве было приблизительно одинаковом на всех тайлах дивертора [35]. Так как распыление лимитеров происходит преимущественно (на 90%) в лимитерной фазе разрядов [20,33], механизм транспорта частиц в дивертор остаётся открытым, и такой транспорт не был предсказан путём численных расчётов [20,38]. Одним из возможных объяснений является переосаждение с лимитеров в межлимитерные области внутренней стенки и, затем, распыление из них [8] нейтралами перезарядки и транспорт в дивертор в диверторной фазе разряда. Однако, стоит отметить, что присутствие Ве было отмечено [38] на поверхности тайлов дивертора уже после

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Крат, Степан Андреевич, 2017 год

Использованная литература

1. Mayer M. SIMNRA User's Guide. Garching, Germany: Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Germany, 1997. № IPP 9/113.

2. Skinner C.H., Federici G. Is carbon a realistic choice for ITER's divertor? // Phys. Scr. 2006. Vol. T124, № T124. P. 18-22.

3. Pitts R.A. et al. Material erosion and migration in tokamaks // Plasma Phys. Control. Fusion. 2005. Vol. 47, № 12B. P. B303-B322.

4. Roth J. et al. Tritium inventory in ITER plasma-facing materials and tritium removal procedures // Plasma Phys. Control. Fusion. 2008. Vol. 50, № 10. P. 103001.

5. Pamela J. et al. An ITER-like wall for JET // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 363-365. P. 1-11.

6. Brezinsek S. et al. Long-term fuel retention in JET ITER-like wall // Nucl. Fusion. 2013. Vol. 53, № 8. P. 83023.

7. Krat S. et al. Hydrocarbon film deposition inside cavity samples in remote areas of the JET divertor during the 1999-2001 and 2005-2009 campaigns // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 822-826.

8. Krat S. et al. Erosion at the inner wall of JET during the discharge campaign 2011-2012 in comparison with previous campaigns // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V., 2015. Vol. 456. P. 106110.

9. Krat S. et al. Erosion and deposition on JET divertor and limiter tiles during the experimental campaigns 2005-2009 // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S742-S745.

10. Schmid K. et al. Quantitative modeling of fuel retention in the JET-C and JET-ILW wall configurations by WallDYN and predictions for ITER // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 6672.

11. Mayer M. et al. Erosion and deposition in the JET divertor during the first ILW campaign // Phys. Scr. 2016. Vol. T167, № T167. P. 14051.

12. Hirai T. et al. Characterization and heat flux testing of beryllium coatings on Inconel for JET ITER-like wall project // Phys. Scr. 2007. Vol. T128, № T128. P. 166-170.

13. Ruset C. et al. Tungsten coatings deposited on CFC tiles by the combined magnetron sputtering

14

15

16

17

18

19

20

21

22

23

24

25

26

27

and ion implantation technique // Phys. Scr. 2007. Vol. T128, № T128. P. 171-174.

Ciric D. et al. Overview of the JET neutral beam enhancement project // Fusion Eng. Des. 2007. Vol. 82, № 5-14. P. 610-618.

Maier H. et al. Qualification of tungsten coatings on plasma-facing components for JET // Phys. Scr. 2009. Vol. T138, № T138. P. 14031.

Mertens P. et al. Clamping of solid tungsten components for the bulk W divertor row in JET— precautionary design for a brittle material // Phys. Scr. 2009. Vol. T138, № T138. P. 14032.

Brezinsek S. et al. Study of physical and chemical assisted physical sputtering of beryllium in the JET ITER-like wall // Nucl. Fusion. Institute of Physics Publishing, 2014. Vol. 54, № 10. P. 103001.

Matthews G.F. et al. JET ITER-like wall—overview and experimental programme // Phys. Scr. 2011. Vol. T145. P. 14001.

Brezinsek S. et al. Residual carbon content in the initial ITER-Like Wall experiments at JET // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438, № SUPPL. P. S303-S308.

Brezinsek S. Plasma-surface interaction in the Be/W environment: Conclusions drawn from the JET-ILW for ITER // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 11-21.

Loarer T. et al. Comparison of long term fuel retention in JET between carbon and the ITER-Like Wall // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438, № 0. P. S108-S113.

Brezinsek S. et al. Fuel retention studies with the ITER-Like Wall in JET // Nucl. Fusion. 2013. Vol. 53, № 8. P. 83023.

Philipps V. et al. Dynamic fuel retention and release under ITER like wall conditions in JET // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438, № SUPPL. P. S1067-S1071.

Likonen J. et al. First results and surface analysis strategy for plasma-facing components after JET operation with the ITER-like wall // Phys. Scr. 2014. Vol. T159, № T159. P. 14016.

Heinola K. et al. Fuel retention in JET ITER-Like Wall from post-mortem analysis // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 961-965.

Widdowson A. et al. Material migration patterns and overview of first surface analysis of the JET ITER-Like Wall // PFMC-2013 Conf. 2013. Vol. T159.

Baron-Wiechec A. et al. Global erosion and deposition patterns in JET with the ITER-like wall

// J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463, № 2013. P. 157-161.

28. Heinola K. et al. Tile profiling analysis of samples from the JET ITER-like wall and carbon wall // Phys. Scr. 2014. Vol. T159. P. 14013.

29. Rubel M.. et al. Overview of tracer techniques in studies of material erosion, re-deposition and fuel inventory in tokamaks // J. Nucl. Mater. 2004. Vol. 329-333. P. 795-799.

30. Petersson P. et al. Nuclear reaction and heavy ion ERD analysis of wall materials from controlled fusion devices: Deuterium and nitrogen-15 studies // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2012. Vol. 273. P. 113-117.

31. Petersson P. et al. Injection of nitrogen-15 tracer into ASDEX-Upgrade: New technique in material migration studies // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S616-S619.

32. Hakola A. et al. Migration and deposition of 13 C in the full-tungsten ASDEX Upgrade tokamak // Plasma Phys. Control. Fusion. 2010. Vol. 52, № 6. P. 65006.

33. Bergsaker H. et al. First results from the 10 Be marker experiment in JET with ITER-like wall // Nucl. Fusion. 2014. Vol. 54, № 8. P. 82004.

34. Vogel J.S. et al. Accelerator mass spectrometry // Anal. Chem. American Chemical Society, 1995. Vol. 67, № 11. P. 353A-359A.

35. Bykov I. et al. Studies of Be migration in the JET tokamak using AMS with 10Be marker // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2016. Vol. 371. P. 370-375.

36. Bykov I. et al. Materials migration in JET with ITER-like wall traced with a 10Be isotopic marker // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 773-776.

37. Miettunen J. et al. Predictive ASCOT modelling of 10Be transport in JET with the ITER-like wall // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S612-S615.

38. Krieger K. et al. Beryllium migration and evolution of first wall surface composition in the JET ILW configuration // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S262-S266.

39. Douai D. et al. Wall conditioning of JET with the ITER-Like Wall // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S1172-S1176.

40. Borodin D. et al. Spectroscopic measurements of Be erosion at JET ILW and interpretation with ERO modelling // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S267-S271.

41. Björkas C. et al. Chemical sputtering of Be due to D bombardment // New J. Phys. 2009. Vol. 11, № 12. P. 123017.

42. Borodin D. et al. Determination of Be sputtering yields from spectroscopic observations at the JET ITER-like wall based on three-dimensional ERO modelling // Phys. Scr. 2014. Vol. T159, № T159. P. 14057.

43. Brezinsek S. et al. Beryllium migration in JET ITER-like wall plasmas // Nucl. Fusion. Institute of Physics Publishing, 2015. Vol. 55, № 6. P. 63021.

44. Widdowson A. et al. An overview of erosion-deposition studies for the JET Mk II high delta divertor // Phys. Scr. 2009. Vol. T138. P. 14005.

45. Schmid K. et al. WALLDYN simulations of global impurity migration in JET and extrapolations to ITER // Nucl. Fusion. 2015. Vol. 55, № 5. P. 53015.

46. Bykov I. et al. Combined ion micro probe and SEM analysis of strongly non uniform deposits in fusion devices // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2015. Vol. 342. P. 19-28.

47. Bergsäker H. et al. Microscopically nonuniform deposition and deuterium retention in the divertor in JET with ITER-like wall // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 956-960.

48. Petersson P. et al. Co-deposited layers in the divertor region of JET-ILW // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 814-817.

49. van Rooij G.J. et al. Tungsten divertor erosion in all metal devices: Lessons from the ITER like wall of JET // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S42-S47.

50. Coad J.P. et al. Deposition results from rotating collector diagnostics in JET // Phys. Scr. 2009. Vol. T138, № T138. P. 14023.

51. Beal J. et al. Analysis of rotating collectors from the private region of JET with carbon wall and metallic ITER-like wall // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 818-821.

52. Beal J. et al. Deposition in the inner and outer corners of the JET divertor with carbon wall and metallic ITER-like wall // Phys. Scr. Institute of Physics Publishing, 2016. Vol. T167, № T167. P. 14052.

53. Esser H.G. et al. Material deposition on inner divertor quartz-micro balances during ITER-like wall operation in JET // J. Nucl. Mater. Elsevier, 2015. Vol. 463. P. 796-799.

54. Rusinov A. et al. A setup for thermodesorption measurements // Instruments Exp. Tech. 2009. Vol. 52, № 6. P. 871-876.

55. Ziegler J.F. SRIM.org [Electronic resource].

56. Abriola D. et al. Development of a reference database for Ion Beam Analysis and future perspectives // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2011. Vol. 269, № 24. P. 2972-2978.

57. Chiari M. et al. Proton elastic scattering cross-section on aluminum from 0.8 to 3 MeV // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2001. Vol. 174, № 3. P. 259-266.

58. Kuan H.-M., Bonner T.W., Risser J.R. An investigation of the C12 + He3 reactions at bombarding energies between 1.8 and 5.4 MeV // Nucl. Phys. 1964. Vol. 51, № 0. P. 481-517.

59. Alimov V.K., Mayer M., Roth J. Differential cross-section of the D(3He,p)4He nuclear reaction and depth profiling of deuterium up to large depths // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2005. Vol. 234, № 3. P. 169-175.

60. Wolicki E.A. et al. DIFFERENTIAL CROSS SECTIONS FOR THE BE-9(HE-3,P)B-11 REACTION // Phys. Rev. 1959. Vol. 116, № 6. P. 1585-1591.

61. Barradas N.P. et al. Determination of the 9Be(3He,pi)11B (i=0,1,2,3) cross section at 135° in the energy range 1-2.5MeV // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2015. Vol. 346. P. 21-25.

62. Mayer M. et al. Erosion at the inner wall of JET during the discharge campaigns 2001-2009 // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438, № SUPPL. P. S780-S783.

63. Bozoian M., Hubbard K.M., Nastasi M. Deviations from Rutherford-scattering cross sections // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 1990. Vol. 51, № 4. P. 311-319.

64. L'Ecuyer J., Davies J.A., Matsunami N. How accurate are absolute rutherford backscattering yields // Nucl. Instruments Methods. 1979.

65. Andersen H.H. et al. Large-angle scattering of light ions in the weakly screened Rutherford region // Phys. Rev. A. 1980. Vol. 21, № 6. P. 1891-1901.

66. Ziegler J.F., Biersack J.P. The Stopping and Range of Ions in Matter // Treatise on Heavy-Ion Science: Volume 6: Astrophysics, Chemistry, and Condensed Matter / ed. Bromley D.A.

Boston, MA: Springer US, 1985. P. 93-129.

67. Bozoian M. Deviations from Rutherford backscattering for Z = 1, 2 projectiles // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 1991. Vol. 58, № 2. P. 127-131.

68. Bozoian M. A useful formula for departures from Rutherford backscattering // Nuclear Inst. and Methods in Physics Research, B. 1993.

69. Gurbich A.F. Evaluation of non-Rutherford proton elastic scattering cross section for carbon // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 1998. Vol. 136-138. P. 60-65.

70. Gurbich A.F. Evaluation of non-Rutherford proton elastic scattering cross section for oxygen // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 1997. Vol. 129, № 3. P. 311-316.

71. Krat S., Mayer M., Porosnicu C. The 9Be(p,p0)9Be, 9Be(p,d0)8Be, and 9Be(p,a0)6Li cross-sections for analytical purposes // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. Elsevier, 2015. Vol. 358. P. 72-81.

72. Liu Z., Rong W. Non-Rutherford elastic scattering cross sections for 170° backscattering of 0.15-3.00 MeV protons from beryllium // Nucl. Inst. Methods Phys. Res. B. 1994. Vol. 93, № 4. P. 404-408.

73. Allab M., Boucenna A., Haddad M. Excited States of **1**0B in the **9B plus p Elastic Scattering at 2 less than equivalent to E//p less than equivalent to 5 Mev // J. Phys. Paris. 1983. Vol. 44, № 5. P. 579-588.

74. Ju.G.Mashkarov et al. R-matrix theory analysis of the polarized protons elastic scattering on the 9Be nuclei // Izv. Ross. Akad. Nauk. Ser. Phys. 1976. Vol. 40.

75. Tsan M., Hornyak W.F. B10 levels from elastic scattering of protons by Be9 // Phys. Rev. 1969. Vol. 187, № 4. P. 1220-1233.

76. Yasue M. et al. Excited states of 10B near 10 MeV studied by proton induced reactions on 9Be // J. Phys. Soc. Japan. 1972. Vol. 33, № 1. P. 265.

77. Bertrand F., G.Grenier, J.Pornet. Study of the reactions 9Be(p,a)6Li,9Be(p,d)8Be from 300 keV to 900 keV // Saclay Reports. Centre dEtudes Nucleaires, 1968. № 3575.

78. Thomas R.G. et al. Beryllium-proton reactions and scattering [11] // Phys. Rev. 1949. Vol. 75,

№ 10. P. 1612-1613.

79. Weber G., Davis L.W., Marion J.B. (p,A d) and (p,A a) reactions in Be9 // Phys. Rev. 1956. Vol. 104, № 5. P. 1307-1313.

80. Lungu C.P. et al. Beryllium coatings on metals for marker tiles at JET: Development of process and characterization of layers // Phys. Scr. T. 2007. Vol. T128. P. 157-161.

81. Mayer M. et al. The 11B(p,a0)8Be nuclear reaction and 11B(p,p)11B backscattering cross sections for analytical purposes // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 1998. Vol. 143, № 3. P. 244-252.

82. Zheng Z.S. et al. Cross sections for light element analysis by non-Rutherford scattering // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 1996. Vol. 118, № 1-4. P. 214-218.

83. Savitzky A., Golay M.J.E. Smoothing and differentiation of data by simplified least squares procedures // Anal. Chem. 1964. Vol. 36, № 8. P. 1627-1639.

84. Eckstein W. et al. Sputtering Data. Garching bei Munchen, 1993. 352 p.

85. García-Rosales C., Eckstein W., Roth J. Revised formulae for sputtering data // J. Nucl. Mater. 1995. Vol. 218, № 1. P. 8-17.

86. Roth J., Garcia-Rosales C. Analytic description of the chemical erosion of graphite by hydrogen ions // Nucl. Fusion. 1996. Vol. 36, № 12. P. 1647-1659.

87. Schneider H.V. and J.S. and D.P.C. and W.E. and R. Interaction of charge exchange neutrals with the main chamber walls of plasma machines // Nucl. Fusion. 1998. Vol. 38, № 12. P. 1789.

88. Nelder J.A., Mead R. A Simplex Method for Function Minimization // Comput. J. . 1965. Vol. 7, № 4. P. 308-313.

89. von Keudell A. et al. Surface loss probabilities of hydrocarbon radicals on amorphous hydrogenated carbon film surfaces: Consequences for the formation of re-deposited layers in fusion experiments // Nucl. Fusion. 1999. Vol. 39, № 10. P. 1451-1462.

90. Eckstein W. Sputtering yields // Sputtering by Particle Bombardment, Topics in Applied Physics / ed. Eckstein W. 2007. Vol. 110, № 110. P. 33-187.

91. Coenen J.W. et al. Long-term evolution of the impurity composition and impurity events with the ITER-like wall at JET // Nucl. Fusion. 2013. Vol. 53, № 7. P. 73043.

92. Tabasso A. et al. Studies of tungsten erosion at the inner and outer main chamber wall of the ASDEX Upgrade tokamak // J. Nucl. Mater. 2001. Vol. 290-293. P. 326-330.

93. Ruset C. et al. Investigation on the erosion/deposition processes in the ITER-like wall divertor at JET using glow discharge optical emission spectrometry technique // Phys. Scr. 2016. Vol. 2016, № T167. P. 14049.

94. Likonen J. et al. Measurement of dust conversion factor for the JET carbon divertor phases // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 842-846.

95. Kreter A. et al. Nonlinear Impact of Edge Localized Modes on Carbon Erosion in the Divertor of the JET Tokamak // Phys. Rev. Lett. 2009. Vol. 102, № 4. P. 45007.

96. Mayer M. et al. Transport and Redeposition of Eroded Material in JET // Phys. Scr. 1999. Vol. T81, № 1. P. 13.

97. Mayer M. et al. Erosion at the vessel walls of JET // J. Nucl. Mater. 1997. Vol. 241-243, № 0. P. 469-475.

98. Mayer M. et al. Tungsten erosion in the outer divertor of JET // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 363365. P. 101-106.

99. Vizgalov I.V., Pisarev A.A., Gutorov K.M. A mechanism of PFM erosion and redeposition in gaps // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 363-365. P. 966-971.

100. IAEA. ALADDIN Database [Electronic resource]. URL: https://www-amdis.iaea.org/ALADDIN/.