Оптимизация литиевой эмиттер-коллекторной системы токамака тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.08, кандидат наук Васина Яна Андреева

• Васина Яна Андреева
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Васина Яна Андреева

Введение

Глава 1. Сравнение используемых материалов покрытия обращенных к плазме компонентов (диверторов и лимитеров) разрядной камеры токамаков

1.1 Требования к материалам для обращенных к плазме компонентов

1.2 Твердые материалы

1.3 Жидкие металлы

1.4 Использование лития в термоядерных установках

1.4.1 Свободно текущий литий

1.4.2 Капиллярно-пористые системы (КПС)

1.4.3 Инжекция лития

1.4.4 Покрытие литием первой стенки вакуумной камеры

1.4.5 Концепция замкнутого литиевого контура

1.5 Выводы к главе

Глава 2. Описание установки Т-11М и использованной диагностики

2.1 Токамк Т-11М

2.2 Система стабилизации плазменного шнура

2.3 Подготовка камеры и зажигание разряда

2.4 Режимы

2.5 Микроволновая интерферометрия

2.6 Мягкое рентгеновское излучение

2.7 Зонд Маха

2.8 Инфракрасные и оптические камеры

2.9 Пламенный фотометр

2.10 Выводы к главе

Глава 3. Исследование параметров пристеночной плазмы в различных конфигурациях эмиттер-коллектор

3.1 Радиальное распределение литиевых потоков и электронной температуры в SOL

3.2 Расчет скорости вращения плазменного шнура

3.3 Найденные значения X как показатель аномального характера диффузионного процесса в SOL токамака Т-11М

3.4 Магнитные острова как возможная причина развития нерегулярности

на границе плазменного шнура

3.5 Наблюдение и механизм образования магнитного острова в пристеночной плазме, вызванного введением лимитера

3.6 Выводы к главе

Глава 4. Сбор лития различными типами продольных коллекторов

4.1 КПС-коллектор

4.2 Гладкий коллектор

4.3 Определение коэффициента пропускания КПС-сетки

4.4 Распределение собранного лития по слоям сетки КПС-коллектора

4.4.1 Эксперимент с одним продольным коллектором

4.4.2 Эксперимент с двумя продольными коллекторами

4.4.3 Относительное распределение собранного лития по слоям сетки

4.5 Оценка доли захватываемого лития коллектором

4.6 Выводы к главе

Заключение

Приложение 1 Магнитные острова

Литература

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация литиевой эмиттер-коллекторной системы токамака»

Актуальность темы

Управляемый термоядерный синтез (УТС) традиционно рассматривается как одно из перспективных направлений развития будущей ядерной энергетики. Среди прочих предложений наиболее реальным способом осуществления энергетически выгодного УТС считают создание термоядерного реактора на основе токамака. В настоящее время крупнейшей создаваемой установкой такого типа является термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР. Как следующий этап развития термоядерного синтеза в Европейском Союзе (ЕС) проектируется демонстрационный реактор УТС (DEMO).

Первым требованием к будущим коммерческим токамакам-реакторам является возможность работы в стационарном, либо квазистационарном режиме с Коэффициентом Использования Установленной Мощности (КИУМ) больше 0,7. Выполнение этого условия является необходимым для использования таких реакторов в промышленной энергетике. Информация с различных токамаков, собранная в [1], показывает, что одним из основных препятствий при достижении стационарного режима работы является то, что накопление большого количества продуктов эрозии внутрикамерных элементов в разрядной камере ограничивает длительность разряда. Поэтому актуальным является вопрос выбора материалов внутренних элементов разрядной камеры.

Для ИТЭР в качестве материалов, обращенных к плазме, вначале предполагались графит и бериллий по аналогии с JET [2], но современные строители ИТЭР посчитали возможным заменить графит на вольфрам с целью уменьшения захвата и накопления в распыленных пленках PFC изотопов водорода (D,T). Вольфрам является наиболее тугоплавким металлом, однако, он обладает высоким Z, в результате чего продукты его эрозии могут собираться в центре плазменного шнура [3], тем самым активно

5

загрязняя плазму. Как показывает опыт термоядерных установок, использующих вольфрам в качестве материала PFC, существенно уменьшить загрязнение можно путем предварительной боронизации вольфрама с помощью борсодержащих химических веществ, наносимых на его поверхность из газовой фазы с применением тлеющего разряда в гелии [4] Однако такой способ требует периодической очистки стенок от нанесенных покрытий и может быть применен в импульсных исследовательских установках, каковым является ИТЭР, но не в стационарных условиях работы реактора УТС или в термоядерных источниках нейтронов (ТИН) с высоким КИУМ.

Возможным решением является идея непрерывно сменяемых защитных покрытий стенки реактора с использованием жидких металлов, в частности, лития как металла с предельно низким Z=3. Литий имеет низкую температуру плавления, что позволяет использовать его в жидком виде. Применение жидкого металла позволяет создать возобновляемую поверхность, обращенную к плазме, которая может играть роль ограничителя (лимитера или диафрагмы), защищающего стенки камеры от горячей (до 106 °С) зоны шнура, и одновременно теплоприемника энергетического потока.

Эффективным механизмом охлаждения периферии плазмы, а, следовательно, и защиты контактирующих с плазмой поверхностей, может стать некорональное излучение лития, постоянно циркулирующего между плазмой и пленкой лития, защищающей поверхность рабочей камеры токамака. Возникающий при этом эффект паровой экранировки может привести к рассеиванию значительной доли (до 80%) всей энергии, приходящей на стенки вакуумной камеры посредством ультрафиолетового излучения и одновременно послужить основой для создания замкнутого литиевого контура в стационарно работающем токамаке [5]. Важным преимуществом лития по сравнению с графитом является то, что при

температуре более 400оС он перестает активно захватывать изотопы водорода [6].

Тем самым, литий становится перспективным материалом для покрытия обращенных к плазме компонентов первой стенки токамака. Его свойства активно изучаются в настоящее время на различных термоядерных установках во всем мире. В том числе, целью литиевой программы токамака Т-11М является решение технологических проблем, возникающих при создании стационарного токамака с обращенными к плазме компонентами из жидкого лития. Главная технологическая задача, решаемая в рамках этой программы - обеспечение создания стационарного контура циркуляции лития вблизи границы плазменного шнура. Данный контур включает в себя предварительно нагретый (300-700°С) литиевый эмиттер, и более холодный (с температурой не более 200-350°С) коллектор лития. На токамаке Т-11М исследуются различные системы расположения эмиттеров и коллекторов лития основе КПС лимитеров с жидким литием. Важной задачей является понимание того, как ведет себя в токамаке поток ионов лития, инжектированный в периферийную плазму эмиттером и захваченный затем коллектором. Какая его часть теряется при этом на стенках разрядной камеры токамака, и какая часть возвращается назад со стенок в плазму.

Цели и задачи исследования

Целью данной работы являлось экспериментальное исследование поведения потоков лития (видимая асимметрия с ионной и электронной стороны) в пристеночной плазме токамака и определение её параметров; оптимизация коллекторной системы. Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи:

1. Измерить параметры пристеночной плазмы токамака Т-11М в четырех технически возможных схемах расположения эмиттеров и коллекторов лития

(радиальный профиль потока ионов лития, скорость вращения шнура) с помощью зонда Маха;

2. Найти наиболее оптимальную схему расположения эмиттеров и коллекторов лития из технически возможных в условиях Т-11М;

3. Определить механизм образования магнитного острова в несимметричной системе эмиттеров и коллекторов;

4. Сравнить эффективности сбора лития на гладкий продольный коллектор и коллектор на основе КПС-сетки

Методология и методы исследования

Измерение параметров пристеночной плазмы, а также скорости её вращения проводилось с помощью зонда Маха, установленного в камеру токамака Т-11М. Введение зонда на заданное расстояние в пристеночную плазму, а также вращение его на 180° от импульса к импульсу позволило получить радиальные и угловые распределения параметров плазмы. Эффективность сбора лития на коллектор исследовалась с помощью метода пламенного анализа, для чего использовался пламенный фотометр ПФА-378.

Научная новизна работы

В ходе проведения работы впервые было установлено, что из всех технически возможных эмиттер-коллекторных комбинаций Т-11М наиболее эффективной является комбинация литиевых коллекторов, симметричная по отношению к поверхности плазменного шнура.

Впервые экспериментально обнаружено образование магнитного острова, нарушающего циркуляцию лития при введении лимитера в пристеночную плазму токамака в несимметричной системе эмиттеров и коллекторов.

Впервые проведено сравнение эффективности сбора лития поверхностью гладкого коллектора и коллектора, покрытого различными слоями КПС-сетки.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Анизотропия видимого свечения с «ионной» и «электронной» сторон литиевых коллекторов вызвана макроскопическим движением плазменного шнура со скоростью, близкой к скорости звука для ионов Li+, направленным в сторону тока плазмы

2. Асимметрия в расположении литиевых коллекторов по отношению к границе плазменного шнура токамака инициирует в зоне его SOL повышенный перенос лития из шнура на стенку разрядной камеры;

3. Наблюдаемые «особенности» в распределении потоков лития и электронной температуры по малому радиусу г позволили предполагать возникновение магнитного острова, инициированного асимметрией коллекторов;

4. Асимметрия расположения коллекторов лития вызывает образование на их поверхностях локальных зон повышенного и пониженного энерговыделения - характерных признаков образования островной конфигурации (Х и О -точки);

5. Снижение потока лития на стенку и увеличение эффективности его сбора может быть достигнуто путем симметризации лимитеров и коллекторов лития, как относительно границы плазменного шнура, так и вдоль тора через 180о, для подавления возможности образования Х и О точек магнитных островов;

6. Использование для эффективного сбора лития КПС в виде многослойных сеточных покрытий литиевых коллекторов не менее чем с двумя слоями сетки.

Достоверность

Достоверность полученных научных результатов обусловлена тем, что они получены с применением диагностики, широко апробированной в лабораторной практике УТС: зонд Маха с жидкометаллическим вводом в разрядную камеру токамака, позволяющий пространственное перемещение зонда между рабочими импульсами, скоростные видеокамеры, оснащенные фильтрами спектральных линии лития и скоростные инфракрасные камеры, позволяющие определять поверхностную температуру литиевых лимитеров и зонда Маха в процессе разряда. Результаты работы были представлены на международных конференциях и опубликованы в реферируемых журналах.

Научная и практическая значимость работы

На основании полученных результатов для создания эмиттер-коллекторной комбинации контура циркуляции лития следует рекомендовать симметричную схему размещения как по отношению к поверхности плазменного шнура, так и вдоль тороидального поля через 180° для уменьшения вероятности образования магнитных островов. Эта рекомендация может быть полезна при создании контура циркуляции лития токамака Т-15МД.

Апробация результатов работы

Результаты работы докладывались и обсуждались на 8 научных российских и зарубежных конференциях:

- На 5 и 6 Международном симпозиуме по применению жидких металлов в термоядерных установках (ISLA -5, ISLA -6), 25-27 сентября 2017 года, Москва; 30 сентября - 3 октября 2019 года, Иллинойс, США.

- XXII, XXIII, XXIV конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью», 23 - 24 января 2019 года, 23-24 января 2020 года, 4-5 февраля 2021 года, Москва.

- 46-ой Международной конференции Европейского физического общества по физике плазмы (EPS 2019), 8-12 июля 2019 года, Милан, Италия.

- XLVII и XLVIII Международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, г. Звенигород Московской обл. 16 — 20 марта 2020 года, 15-19 марта 2021 года.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 3 статьи в журналах из списка ВАК РФ (все статьи входят в перечни баз данных Scopus и WebofScience). Основные публикации по теме диссертации:

1. Васина Я.А., Джурик А.С., Пришвицын А.С., Мирнов С.В., Лазарев В.Б. Оптимизация технологической системы замкнутого литиевого контура на токамаке Т-11М // ВАНТ Сер. Термоядерный синтез. 2020. Т.43. вып.3. С. 4759 (ВАК).

2. Щербак А.Н., Мирнов С.В., Джурик А.С., Лазарев В.Б., Васина Я.А., Отрощенко В.Г., Люблинский И.Е., Вертков А.В., Жарков М.Ю. Экспериментальное исследование захвата Li, H и D литиевыми коллекторами в зависимости от температуры их поверхности на токамаке Т-11М. //Физика плазмы. 2018. Т.44. №11. С. 861-869 (ВАК).

Shcherbak, A.N., Mirnov S.V., Dzhurik A.S., Lazarev V.B., Vasina Ya.A., Otroshchenko V.G., Luyblinski I.E., .Vertkov, A.V., Zharkov, M.Y., Experiments on the Capture of Li, H, and D by Lithium Collectors at Different Surface Temperatures at the T-11M Tokamak, Plasma Physics Reports, 2018, 44(11), pp. 1001-1008 ((Scopus, Web of Science)

3. Васина Я.А., Щербак А.Н., Гаспарян Ю.М, Мирнов С.В. Исследование параметров пристеночной плазмы и определение скорости её продольного вращения с помощью зонда Маха в ходе литиевого эксперимента на токамаке Т-11М. //Физика плазмы. 2018. Т.44. №7. С. 564-571. (ВАК)

Vasina Y.A., Shcherbak A.N., Gasparyan Y.M., Mirnov S.V., Investigation of the Edge Plasma Parameters and Measurements of the Plasma Longitudinal Rotation Velocity by a Mach Probe in a Lithium Experiment on the T-11M Tokamak, Plasma Physics Reports, 2018, 44(7), pp. 657-663 (Scopus, Web of Science)

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное участие в подготовке и проведении экспериментальных серий на токамаке Т-11М. Автором проведена обработка экспериментально полученных вольт-амперных характеристик зонда Маха. При непосредственном участии автора выполнен пламенный анализ образцов (анализ с помощью пламенного фотометра) с коллекторов лития. Обработка результатов пламенного анализа проведена автором лично.

Структура и объём диссертации

Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения и списка литературы (77 литературных источников). Общий объем работы составляет 103 страницы, включая 49 рисунков, 5 таблиц, 1 приложение.

Глава 1. Сравнение используемых материалов покрытия обращенных к плазме компонентов (диверторов и лимитеров) разрядной камеры

токамаков

1.1 Требования к материалам для обращенных к плазме компонентов Одним из основных вопросов на пути к увеличению длительности разряда в термоядерных установках является взаимодействие горячей плазмы и первой стенки установки. Этот аспект чрезвычайно важен при конструировании термоядерных установок по следующим причинам.

Во-первых, на обращенные к плазме компоненты установки приходит мощный поток частиц и энергии. Частицы плазмы обладают высокой кинетической энергией и могут распылить поверхность первой стенки (физическое распыление). Кроме этого, выходящие из плазмы атомы могут вступать в химические реакции с материалом стенки и приводить к её разрушению. Под действием потока энергии из плазмы может произойти расплавление и термическое распыление обращенных к плазме компонентов. В результате перечисленных эффектов образуется поток частиц вещества стенки, который, попадая в плазму, охлаждает её периферию. Как можно видеть на рисунке 1.1, чем больше атомный номер примеси, попадающей в плазму, тем меньше её допустимая концентрация [7].

Излучательный предел

ф

и и

£

о. □

от 5

гч а.

г

и

г

о

10

10

10

\ КасЛаЫоп Мт11

4 \ 1 \ ^ ^ ГйМдШМйП

\ ^

ч \ ъ \

ч V ь. ^^ г 1гот 10% сШиНоп

1_1 Р Аг Ре^^ 1 ^^

■10

20

30

40

Заряд примеси

. 7.

Рисунок 1.1 -Зависимость допустимой концентрации примеси в плазме

от её атомного номера [7]

Во-вторых, в качестве топлива в термоядерных установках будет использоваться смесь изотопов водорода: дейтерия и трития. Тритий может захватываться в радиационные дефекты материала. Накопление большого количества трития может привести к деградации механических свойств стенок реактора. Неконтролируемый выход накопившегося в стенках трития может привести к так называемому срыву плазмы и выбросу огромной энергии. Существуют жесткие ограничения, накладываемые на допустимое количество радиоактивного трития в вакуумной камере, его накопление в обращенных к плазме компонентах. Этот аспект также необходимо учитывать при выборе материалов для обращенных к плазме компонентов.

Учитывая сказанное выше, основными требованиями к материалам покрытия обращенных к плазме компонентов разрядной камеры токамаков являются:

Длительный ресурс работы (не менее года) до замены;

- малое накопление трития, что связано как с безопасностью, так и с нежелательностью потерь дорогого топлива;

- стойкость к нейтронному облучению.

В настоящее время предлагаются два разных подхода к выбору обращенных к плазме компонентов: использование тугоплавких металлов, например, вольфрама, что позволяет уменьшить количественный выход примеси, либо использование вещества с низким атомным номером.

1.2 Твердые материалы

Из твердых материалов в качестве обращенных к плазме материалов рассматриваются графит, вольфрам и бериллий.

Вольфрам много лет используется на установках JET [8] и ASDEX Upgrade [9]. Он имеет ряд преимуществ, из-за которых он выбран как материал для ИТЭР, а именно, высокую температуру плавления (3680 К), высокую теплопроводность, низкую растворимость и накопление в нем трития, высокую прочность и низкую скорость распыления. Однако, его поверхность деградирует при длительном воздействии плазмы, способствует его эрозии и загрязнению плазмы ее продуктами. Существующие сплавы также являются достаточно хрупкими при температурах ниже 700°C. Кроме того, в результате БЬМов на поверхность дивертора могут приходить высокие тепловые нагрузки, что еще больше способствует износу дивертора.

Графит и бериллий. Высокая химическая эрозия и захват водорода в соосажденных углеродных слоях заставили отказаться от использования графита, применявшегося ранее в качестве покрытия ОПК большинства действующих токамаков. В качестве основного материала для обращенных к плазме поверхностей стал рассматриваться бериллий, обладающий такими преимуществами, как малое зарядовое число Z, а также хорошая теплопроводность. К недостаткам бериллия можно отнести низкую температуру плавления (1560 К), а также высокую токсичность.

На основании анализа химической и физической стойкости различных материалов для международного термоядерного реактора ИТЕР было предложено использовать в качестве материала первой стенки комбинацию бериллия (стенка камеры) и вольфрама (область дивертора) [10]. Предложенная концепция первой стенки (ILW - итерподобная стенка) была реализована на установке JET в 2011 году [11]. Было показано, что по сравнению с углеродной стенкой, накопление изотопов водорода в ILW оказывается на порядок ниже; срыв разряда не приводит к ухудшению условий в камере токамака, требующих дополнительного кондиционирования стенки; снижается величина эффективного заряда плазмы. Кроме того, наблюдается накопление вольфрама в плазме в течение разрядного импульса, что приводит к увеличению радиационных потерь из центра, снижению энергосодержания плазмы, перестройке профиля тока, срыву разряда. Таким образом, переход на ILW не привел к решению вопроса о выборе материала первой стенки.

1.3 Жидкие металлы

Альтернативой твердым обращенным к плазме компонентам, которая позволит решить многие из этих проблем, является использование обращенных к плазме компонентов из жидких металлов. Во-первых, это позволяет реализовать непрерывно обновляемую поверхность, контактирующую с плазмой. Во-вторых, использование жидких металлов позволяет использовать охлаждение не только с помощью теплоносителя, но и охлаждение с помощью испарения, паровой экранировки, конвекции, или их комбинации. Это позволяет уменьшить тепловой поток на стенку.

Наиболее перспективными материалами для жидких обращенных к плазме компонентов являются такие металлы, как олово, галлий, литий. Основные характеристики данных металлов представлены в таблице 1.

Таблица 1. Основные свойства Ы, Оа и Бп

Свойство Металл

Ы Оа Бп

Атомный номер Ъ 3 31 50

Атомная масса 6,94 69,72 118,7

Температура плавления, К 453 302 505

Температура кипения, К 1613 2676 2543

Из перечисленных металлов галлий имеет самый широкий диапазон температур в жидком состоянии и очень низкое давление пара. С его использованием в виде лимитера, образованного капельной завесой жидкого металла (ЖМ), были проведены первые успешные эксперименты по применению ЖМ в токамаках (Т-3М [12] и 18ТТОК [13]). Однако, недостатками галлия являются его высокая коррозионная активность по отношению к большинству кандидатов вспомогательных материалов при температуре выше 400°С и относительно высокое Ъ. Поэтому активность в отношении галлия в настоящий момент оказалась практически заморожена.

Олово (Бп) также привлекательно в качестве жидкометаллического покрытия ОПК. На установке 1БТТОК проводилось тестирование образцов из жидкого олова в пристеночной плазме токамака для исследования влияния на её параметры [14]. Было обнаружено, что жидкое олово не привело к значительному изменению параметров плазмы.

В последнее время в качестве обращенного к плазме материала рассматривается вариант использования сплава Ы-Бп из-за преимуществ по сравнению с жидким Ы и Бп: более низкого давления паров, чем у Ы, уменьшения загрязнения атомами олова из-за сегрегации атомов лития на поверхности сплава [15] и значительно меньшего накопления дейтерия по сравнению с чистым Ы [16].

В [17] представлены первые эксперименты по облучению сплава LiSn (Li/Sn=20/80) в водородной плазме установки TJ-II. Введение образца LiSn в пристеночную плазму не привело к значительному изменению параметров плазмы. Была обнаружена сильная эмиссия лития из образца LiSn, но эмиссии олова не наблюдалось и Zeff оставался низким (<1,5). Эти результаты дают хорошие перспективы для использования LiSn в качестве материала для обращенных к плазме компонентов.

1.4 Использование лития в термоядерных установках Литий успешно применяется сегодня в качестве обращенного к плазме материала термоядерных установок из-за ряда преимуществ. Он обладает такими свойствами как низкая температура плавления (180°С), что позволяет ему легко плавиться и течь, высокая температура испарения, низкий заряд. Перспективным решением является использование жидкого лития, так как именно в жидком состоянии литий позволяет принимать на себя тепловые потоки из плазмы и осуществлять восстановление повреждённой поверхности. Простейшая реализация идеи была предложена в проекте UWMAK, где жесткая пластина дивертора была заменена потоком жидкого лития [18]. К недостаткам использования лития можно отнести высокое давление насыщенных паров, а также накопление в нем изотопов водорода.

1.4.1 Свободно текущий литий В масштабном американском проекте APEX исследовалось несколько концепций, основанных на свободно текущих жидких металлах [19]. Толстые и тонкие пленки жидких металлов анализировались с точки зрения физических и технологических характеристик и надежности. Проведено моделирование ключевых вопросов, таких как стабильность жидкой пленки при требуемых скоростях потока. Была также предложена идея, исключающая наличие непрерывных электрических цепей.

На установке EAST используется лимитер с непрерывно текущим

жидким литием (FLiLi) [20]. В его основе лежит концепция непрерывно

18

медленно текущей пленки из жидкого лития, что решает проблему загрязнения поверхностных монослоев лития примесями плазмы. Для циркуляции лития между коллектором и лимитером используется электромагнитный насос. В 2020 году был разработан и протестирован в Н режиме новый лимитер с подложкой из TZM [21]. По сравнению с предыдущей версией FLiLi, где в качестве подложки использовалась медная пластина, покрытая нержавеющей сталью, он имел большую эрозионную стойкость и смачиваемость. Течение лития в новой версии лимитера было более плавным, уменьшился рециклинг.

В университете Иллинойса разработана так называемая LiMIT (Liquid Metal Infused Trenches) концепция [22]. В данной концепции используются термоэлектрические токи, возникающие между протекающим литием и емкостью из нержавеющей стали из-за сильного градиента температуры. Наличие внешнего магнитного поля и связанных с ним JxB сил приводит в движение поток жидкого металла вдоль узких каналов, тем самым обеспечивая непрерывное возобновление обращенных к плазме поверхностей. Эта концепция была протестирована на токамаке НТ-7 [23].

В работе [24] предложена возможность усиления взаимодействия жидкого металла в бассейне с диверторной плазмой с помощью активной конвекции силой jxB. Для создания конвекции в жидкости используется набор электродов, вставленных в бассейн с жидким металлом, что обеспечивает улучшенное распределение выходящей мощности на мишень.

Многообещающие результаты с использованием лития на установке NSTX послужили основой для концепции радиационного дивертора с жидким литием (RLLD) [25] и позднее его активной версии [26]. В RLLD X-точка перенесена на дно специальной заполненной литием камеры. Литий испаряется под действием интенсивного теплового потока. Испаренный литий легко ионизуется плазмой и сильное некорональное излучение

образовавшихся ионов значительно снижает поток тепла на дивертор.

19

Внутренняя стенка специальной камеры также покрыта медленно текущим литием для защиты от сильного локального излучения. В активной версии использовался инжектор, расположенный у входа в дивертор.

1.4.2 Капиллярно-пористые системы (КПС) Другим перспективным методом использования лития в термоядерных установках являются впервые предложенные и реализованные в нашей стране капиллярно-пористые системы (КПС) для стабилизации жидкой поверхности. Этот способ был впервые использован на токамаке Т-11М [27]. На практике литиевые КПС изготавливают в виде большого числа металлических (молибден, вольфрам, нержавеющая сталь) сеточек с ячейкой от 10 до 100 мкм, которые спрессовывают и заполняют литием (Рисунок 1.2.).

Рисунок 1.2 - Фотография капиллярно-пористой системы: а-заполненной литием; б - до заполнения [28]

В качестве материала КПС могут использоваться различные пористые материалы, отвечающие ряду требований. В частности, материал основы КПС должен иметь хорошую совместимость с жидким литием, хорошую смачиваемость, минимальный размер структурных элементов КПС. Наиболее предпочтительными являются материалы на основе металлического волокна толщиной нити 30мк и менее из молибдена или вольфрама в виде нескольких слоев сетки, либо войлока.

В работе [29] рассмотрена возможность использования КПС с жидкими Ы, Оа и Бп. Показано, что верхний предел рабочей температуры обращенных к плазме элементов для всех рассматриваемых легкоплавких металлов лежит в диапазоне 550-600 °С. Решающим фактором для обращенных к плазме компонентов с литием является ограничение допустимого потока атомов в плазму, а для галлия и олова - коррозионная стойкость конструкционных материалов. Литий является наиболее подходящим металлом для создания обращенных к плазме компонентов на основе КПС.

Литиевые лимитеры на основе отечественных КПС успешно испытаны на токамаках Т-10 [30] и Т-11 [31] в России, а также за рубежом на установках FTU [32], Т1-П [33]. Их объединяет общая конструкция, включающуая слои КПС толщиной 1 мм, контейнер с жидким металлом, теплоаккумулирующие элементы, контактирующие с КПС, электрический нагреватель для поддержания начальной температуры на необходимом уровне (выше температуры плавления металла) и крепление к механизму позиционирования относительно плазменного шнура. Постоянная температура поверхности лимитера при взаимодействии с плазмой поддерживается за счёт кондуктивного отвода тепла на теплоаккумулирующий элемент, что, как показывают эксперименты, вполне достаточно для токамаков с длительностью импульса менее 5 сек. Для квазистационарных токамаков были разработаны и протестированы на БТи отечественные версии КПС с традиционными (водяной или пародисперсионной) схемами охлаждения [34]. Была протестирована усовершенствованная версия лимитера с активным охлаждением чтобы предотвратить перегрев поверхности жидкого лития и последующее его испарение при температуре Т>500°С. Лимитер имел систему циркуляции воды при температуре 200°С для нагрева лития до температуры плавления и для отвода тепла во время разрядов. Лимитер был установлен в камеру на границе последней замкнутой магнитной поверхности. Испытания показали

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Васина Яна Андреева, 2022 год

Литература

1. Mirnov S. Tokamak evolution and view to future // Nucl. Fusion. 2018. Libk. 59.

2. Perkins F.W. et al. Overview and summary // Nucl. Fusion. 1999. Libk. 39, № 12. Or. 2137-2174.

3. Vershkov V.A., Mirnov S. V. Role of impurities in current tokamak experiments // Nucl. Fusion. IOP Publishing, 1974. Libk. 14, № 3. Or. 383395.

4. Winter J. et al. Boronization in textor // J. Nucl. Mater. North-Holland, 1989. Libk. 162-164, № C. Or. 713-723.

5. Mirnov S. Plasma-wall interactions and plasma behaviour in fusion devices with liquid lithium plasma facing components // J. Nucl. Mater. 2009. Libk. 390-391. Or. 876-885.

6. Mirnov S. V et al. Experimental test of the system of vertical and longitudinal lithium limiters on T-11M tokamak as a prototype of plasma facing components of a steady-state fusion neutron source // Nucl. Fusion. 2015. Libk. 55. Or. 123015.

7. Von Hellermann M., Summers H.P. Atomic and Plasma material Interaction Process in Controlled Thermonuclear Fusion. Elsevier S / arg. Janev R.K. 1993. 135-164 or.

8. Matthews G.F. Plasma operation with an all metal first-wall: Comparison of an ITER-like wall with a carbon wall in JET // J. Nucl. Mater. 2013. Libk. 438. Or. S2-S10.

9. Neu R. et al. Overview on plasma operation with a full tungsten wall in ASDEX Upgrade // J. Nucl. Mater. 2013. Libk. 438. Or. S34-S41.

10. Matthews G. et al. Overview of the ITER-like wall project // Phys. Scr. -PHYS SCR. 2007. Libk. 128. Or. 137-143.

96

11. Romanelli F. et al. Overview of the JET Results with the ITER-Like Wall // Nucl. Fusion. 2013. Libk. 53. Or. 104002.

12. Mirnov S. V, Dem'yanenko V.N., Murav'ev E. V. Liquid-metal tokamak divertors // J. Nucl. Mater. 1992. Libk. 196-198. Or. 45-49.

13. Gomes R. et al. Interaction of a liquid gallium jet with the tokamak ISTTOK edge plasma // Fusion Eng. Des. 2008. Libk. 83. Or. 102-111.

14. Loureiro J.P.S. et al. Liquid tin interactions with ISTTOK plasmas // Fusion Eng. Des. 2019. Libk. 148. Or. 111268.

15. Suchonova M. et al. Analysis of LiSn alloy at several depths using LIBS // Fusion Eng. Des. 2017. Libk. 117. Or. 175-179.

16. Loureiro J.P.S. et al. Deuterium retention in tin (Sn) and lithium-tin (Li-Sn) samples exposed to ISTTOK plasmas // Nucl. Mater. Energy. 2017.

17. Tabares F. et al. Experimental tests of LiSn alloys as potential liquid metal for the divertor target in a fusion reactor // Nucl. Mater. Energy. 2016. Libk. 12.

18. Badger B. et al. UWMAK-I - A Wisconsin Toroidal FusionReactor Design. 1974.

19. Abdou M.A. et al. On the exploration of innovative concepts for fusion chamber technology // Fusion Eng. Des. 2001. Libk. 54, № 2. Or. 181-247.

20. Hu J.S. et al. First results of the use of a continuously flowing lithium limiter in high performance discharges in the EAST device // Nucl. Fusion. Institue of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences, Hefei, Anhui, China: Institute of Physics Publishing, 2016. Libk. 56, № 4.

21. Li C.L. et al. Development of a new TZM substrate flowing liquid lithium limiter for high performance plasma discharge in EAST // Fusion Eng. Des. 2020. Libk. 158.

22. Ruzic D.N. et al. Lithium-metal infused trenches (LiMIT) for heat removal in fusion devices // Nucl. Fusion. 2011. Libk. 51. Or. 102002.

23. Zuo G.Z. et al. Liquid lithium surface control and its effect on plasma performance in the HT-7 tokamak // Fusion Eng. Des. 2014. Libk. 89, № 12. Or. 2845-2852.

24. Shimada M., Hirooka Y. Actively convected liquid metal divertor // Nucl. Fusion. IOP Publishing, 2014. Libk. 54, № 12. Or. 122002.

25. Ono M. et al. Recent progress in the NSTX/NSTX-U lithium programme and prospects for reactor-relevant liquid-lithium based divertor development // Nucl. Fusion. IOP Publishing, 2013. Libk. 53, № 11. Or. 113030.

26. Ono M. et al. Active radiative liquid lithium divertor concept // Fusion Eng. Des. 2014. Libk. 89, № 12. Or. 2838-2844.

27. Evtikhin V.A. et al. Technological aspects of lithium capillary-pore systems application in tokamak device // Fusion Eng. Des. 2001. Libk. 56-57. Or. 363-367.

28. Мирнов С.В., Евтихин В.А. Применения Ga и Li как материала лимитеров в токамках Т-3М и Т-11М // Вант. Сер. Теромядерный Синтез. 2005. № 2. Or. 3-18.

29. Lyublinski I.E., Vertkov A., Semenov V. Comparative analysis of the possibility of applying low-melting metals with the capillary-porous system in tokamak conditions // Phys. At. Nucl. 2016. Libk. 79. Or. 1163-1169.

30. Lyublinski I.E. et al. Development of lithium and tungsten limiters for test on T-10 tokamak at high heat load condition // IOP Conference Series: Materials Science and Engineering. 2016. Libk. 130, № 1.

31. Evtikhin V.A. et al. Research of lithium capillary-pore systems for fusion reactor plasma facing components // J. Nucl. Mater. 2002. Libk. 307-311, № 2 SUPPL. Or. 1664-1669.

32. Apicella M.L. et al. Lithium capillary porous system behavior as PFM in FTU tokamak experiments // J. Nucl. Mater. 2009. Libk. 386-388. Or. 821823.

33. Vertkov A. V et al. Status and prospect of the development of liquid lithium limiters for stellarotor TJ-II // Fusion Eng. Des. FSUE Red Star, 1a Electrolitniy Proezd, 115230 Moscow, Russian Federation, 2012. Libk. 87, № 10. Or. 1755-1759.

34. Mazzitelli G. et al. Experiments on FTU with an actively water cooled liquid lithium limiter // J. Nucl. Mater. 2015. Libk. 463. Or. 1152-1155.

35. Majeski R. et al. Recent liquid lithium limiter experiments in CDX-U // Nucl. Fusion. Princeton Plasma Physics Laboratory, Princeton, NJ 08543, United States, 2005. Libk. 45, № 6. Or. 519-523.

36. Lyublinski I.E. et al. Status of design and experimental activity on module of lithium divertor for KTM tokamak // Fusion Eng. Des. 2013. Libk. 88, № 9. Or. 1862-1865.

37. Dejarnac R. et al. Overview of power exhaust experiments in the COMPASS divertor with liquid metals // Nucl. Mater. Energy. 2020. Or. 100801.

38. Budaev V.P. et al. Test of liquid metal lithium capillary-porous system with stationary plasma in PLM device // Journal of Physics: Conference Series. 2020. Libk. 1686, № 1.

39. Jackson G.L. et al. Enhanced performance discharges in the DIII-D tokamak with lithium wall conditioning // J. Nucl. Mater. 1997. Libk. 241-243. Or. 655-659.

40. Mansfield D.K. et al. Observations concerning the injection of a lithium aerosol into the edge of TFTR discharges // Nucl. Fusion. 2001. Libk. 41, № 12. Or. 1823-1834.

41. Majeski R. et al. Enhanced Energy Confinement and Performance in a Low-

99

Recycling Tokamak // Phys. Rev. Lett. 2006. Libk. 97. Or. 75002.

42. Puiatti M.E. et al. Wall conditioning and density control in the reversed field pinch RFX-mod // Nucl. Fusion. IOP Publishing, 2013. Libk. 53, № 7. Or. 73001.

43. Lucia M. et al. Dependence of LTX plasma performance on surface conditions as determined by in situ analysis of plasma facing components // J. Nucl. Mater. 2015. Libk. 463. Or. 907-910.

44. Maan A. et al. Plasma Facing Component Characterization and Correlation With Plasma Conditions in Lithium Tokamak Experiment-ß // IEEE Trans. Plasma Sci. 2020. Libk. 48, № 6. Or. 1463-1467.

45. Devitre A. et al. Boron synergies in lithium film performance // Nucl. Fusion. 2020. Libk. 60.

46. Wagner F. et al. Regime of Improved Confinement and High Beta in Neutral-Beam-Heated Divertor Discharges of the ASDEX Tokamak // Phys. Rev. Lett. - PHYS REV LETT. 1982. Libk. 49. Or. 1408-1412.

47. Tabares F. First liquid lithium limiter biasing experiments in the TJ-II stellarator // J. Nucl. Mater. 2015.

48. Kugel H.W. et al. The effect of lithium surface coatings on plasma performance in the National Spherical Torus Experimenta // Phys. Plasmas. 2008. Libk. 15, № 5.

49. Mansfield D.K. et al. Transition to ELM-free improved H-mode by lithium deposition on NSTX graphite divertor surfaces // J. Nucl. Mater. 2009. Libk. 390-391. Or. 764-767.

50. Osborne T.H. et al. Enhanced H-mode pedestals with lithium injection in DIII-D // Nucl. Fusion. IOP Publishing, 2015. Libk. 55, № 6. Or. 63018.

51. Sun Z. et al. Real time wall conditioning with lithium powder injection in

long pulse H-mode plasmas in EAST with tungsten divertor // Nucl. Mater. Energy. Princeton Plasma Physics Laboratory, Princeton, NJ, United States: Elsevier Ltd, 2019. Libk. 19. Or. 124-130.

52. Nagayama Y. Liquid lithium divertor system for fusion reactor // Fusion Eng. Des. 2009. Libk. 84, № 7. Or. 1380-1383.

53. Goldston R.J. et al. Recent advances towards a lithium vapor box divertor // Nucl. Mater. Energy. 2017. Libk. 12. Or. 1118-1121.

54. SHIMADA M., TOBITA K. Magnetically Guided Liquid Metal Divertor (MAGLIMD) with Resilience to Disruptions and ELMs // Plasma Fusion Res. 2020. Libk. 15. Or. 1401011.

55. Mirnov S. V et al. Recent lithium experiments in tokamak T-11M // J. Nucl. Mater. 2013. Libk. 438, № SUPPL. Or. S224-S228.

56. Кузнецов Е.А. Автоколебательные системы управления положением плазмы в токамаках: дис. ... канд. техн. наук:05.11.16. М., 2006. 153 с. or.

57. Морозов В.А., Щербак А.Н., Мирнов С.В. АЛЬТЕРНАТИВНАЯ ВОЗМОЖНОСТЬ В ТЕХНОЛОГИИ НАЧАЛЬНОЙ ПОДГОТОВКИ РАЗРЯДНОЙ КАМЕРЫ ТОКАМАКА К ПЛАЗМЕННОМУ ЭКСПЕРИМЕНТУ НА ПРИМЕРЕ ТСП И Т-11М // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 2020. Libk. 43, № 3. Or. 5-10.

58. Chung K.-S. Mach probes // Plasma Sources Sci. Technol. 2012. Libk. 21, № 6. Or. 063001.

59. Matthews G.F. Tokamak plasma diagnosis by electrical probes // Plasma Phys. Control. Fusion. IOP Publishing, 1994. Libk. 36, № 10. Or. 15951628.

60. Vasina Y.A. et al. Investigation of the Edge Plasma Parameters and

Measurements of the Plasma Longitudinal Rotation Velocity by a Mach

Probe in a Lithium Experiment on the T-11M Tokamak // Plasma Phys.

101

Reports. 2018. Libk. 44, № 7. Or. 657-663.

61. Lazarev V.B., Gorbunov Y.V., Mirnov S. V. Investigation of lithium distribution in the SOL of T-11M tokamak with lithium limiter // 35th EPS Conference on Plasma Physics 2008, EPS 2008 - Europhysics Conference Abstracts. 2008. Libk. 32, № 3. Or. 1823-1826.

62. Васина Я.А. et al. ОПТИМИЗАЦИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ ЗАМКНУТОГО ЛИТИЕВОГО КОНТУРА НА ТОКАМАКЕ Т-11М // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 2020. Libk. 43, № 3. Or. 47-59.

63. Mirnov S. V et al. Tests of the cryogenic target for lithium and hydrogen isotopes extraction from the chamber of T-11M tokamak without its venting // Fusion Eng. Des. SSC RF TRINITI Troitsk, Moscow, Russian Federation: Elsevier Ltd, 2014. Libk. 89, № 12. Or. 2923-2929.

64. Krasheninnikov S.I., Zakharov L.E., Pereverzev G. V. On lithium walls and the performance of magnetic fusion devices // Phys. Plasmas. 2003. Libk. 10, № 5. Or. 1678-1682.

65. Boyle, D. P., Majeski , R., Schmitt, J. C., Hansen, C., Kaita, R., Kubota, S., Lucia, M., Rognlien T.D. Observation of Flat Electron Temperature Profiles in the Lithium Tokamak Experiment // Phys. Rev. Lett. United States: American Physical Society (APS), 2017.

66. Stangeby P.C. Measuring plasma drift velocities in tokamak edge plasmas using probes // Phys. Fluids. American Institute of Physics, 1984. Libk. 27, № 11. Or. 2699-2704.

67. Chung K.-S. Why is the mach probe formula expressed as R = Jup/J dn = exp[KM<»]? // Japanese J. Appl. Physics, Part 1 Regul. Pap. Short Notes Rev. Pap. High Temperature Plasma Center, University of Tokyo, Kashiwa, Chiba 277-8568, Japan, 2006. Libk. 45, № 10 A. Or. 7914-7916.

68. Vershkov V.A. Edge plasma investigation on T-10 // J. Nucl. Mater. 1989.

Libk. 162-164, № C. Or. 195-199.

69. Vershkov V.A., Grashin S., Chankin A. Experimental study of plasma fluxes in the shadow of a scoop limiter on T-10 // J. Nucl. Mater. 1987. Libk. 145. Or. 611-615.

70. Pitts R.A. et al. Poloidal SOL asymmetries and toroidal flow in DITE // J. Nucl. Mater. 1990. Libk. 176-177, № C. Or. 893-898.

71. Mirnov S. V et al. Li collection experiments on T-11M and T-10 in framework of Li closed loop concept // Fusion Eng. Des. 2012. Libk. 87, № 10. Or. 1747-1754.

72. Мирнов С.В., Муховатов В.С. О физических требованиях к конструкции первой стенки токмаков следующего поколения // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 1979. Libk. 2(4). Or. 66-69.

73. Кадомцев Б.Б. Перезамыкание магнитных силовых линий // Успехи физических наук. 1987. Libk. 151, № 1. Or. 3-29.

74. Mirnov S. V. Magnetic Islands and Current Filamentation in Tokamaks // Pllasma Phys. Reports. 2019. Libk. 45, № 2. Or. 87-107.

75. Wesson J. Tokamaks. 3ed editio. CLARENDON PRESS-OXFORD, 2004. 518 or.

76. Krupin V.A. et al. Study of lithium influx, radiation, transport and influence on plasma parameters in the T-10 tokamak // Plasma Phys. Control. Fusion. IOP Publishing, 2019. Libk. 62, № 2. Or. 25019.

77. Allain J P et al Kinematic and thermodynamic effects on liquid lithium sputtering 2002 Nucl. Fus. 42 202.