Взаимодействие водорода с первой стенкой токамака: Проект термоядерного реактора ДЕМО тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.08, доктор физико-математических наук в форме науч. докл. Соколов, Юрий Алексеевич

• Соколов, Юрий Алексеевич
• доктор физико-математических наук в форме науч. докл.
• 1998

Оглавление диссертации доктор физико-математических наук в форме науч. докл. Соколов, Юрий Алексеевич

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 ТМэффекта 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.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Взаимодействие водорода с первой стенкой токамака: Проект термоядерного реактора ДЕМО»

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 источника энергии, а также программы испытаний энергетических модулей на ИТЭРе. В 1992

РОССИЙСКАЯ государственная библиотека году в России были сформулированы основные цели создания энергетического реактора ДЕМО, определены его технические и программные задачи. В последующие годы выполнены плазмо-физические и инженерные проработки концепции этого реактора. Результаты этой работы используются сейчас как основа для разработки конструкции энергетических модулей бланкета для испытания на ИТЭРе. По проекту ДЕМО ведется проработка наиболее принципиальных вопросов.

2.Исследование взаимодействия плазмы с первой стенкой токамака.

2.1 .Влияние температурных условий первой стенки на параметры пристеночной плазмы

Проведено сравнение параметров плазмы, получаемой при работе со стенкой разрядной камеры, имеющей температуру Тст= 20°С и Тст= 300°С. Рассмотрены вопросы поступления примесей, изменения параметров плазмы в пристеночной и центральной областях, процесс накопления водорода на поверхности разрядной камеры. Интерес к экспериментам на горячей камере был связан с проработкой экспериментального термоядерного реактора типа «ИНТОР» с температурой первой стенки около 300°С. Эксперименты выполнялись на токамаке ТМ-4: большой радиус К=53 см, а=8,5 см в режиме: магнитное поле Нг=20 кэ, ток плазмы 1= 35-36 кА, пе= 33,5 х 1013см"3. Разрядная камера была выполнена из нержавеющей стали, круговая диафрагма из молибдена. Сравнение параметров плазмы при температуре стенки 20°С и 300°С показало возрастание потока примесных ионов, в основном, за счет легких примесей, а также возрастание коэффициента рециклинга водорода вплоть до 100% при 300°С, рост электронной температуры в 1,5 раза в пристеночной области. Как следствие, поступление примесей могло быть результатом роста пристеночного потенциала и увеличения распыления примесей со стенки.

Были начаты эксперименты по систематическому изучению накопления водорода в первой стенке. Накопленное количество водорода определялось методом термодесорбции. В этих экспериментах было показано, что при Тст=20°С идет накопление количества водорода с числом разрядных импульсов (Рис.1), т.е. при достижении стационарных условий взаимодействия водород-стенка во время разряда, стационарные условия с точки зрения накопления не достигаются. При Тст=20°С и максимальном экспозиционном потоке Зх1017см"2 было захвачено около 7,4х10исм'2, а при Т=300°С соответственно 2,5х1017см'2 и 7х10|4см'2. При этом количество десорбированного водорода при нагреве камеры от 300°С до 450°С было приблизительно одинаково для разрядов с Тст=20°С и Тст=300°С. Накопление водорода при 300°С идет более чем в 10 раз медленнее, чем при 20°С.

Дальнейшее исследование требовало развития представлений о процессе рециклирования водорода и разработки методов определения энергетических параметров ионной компоненты в пристеночной плазме и средних энергий ионов, падающих и внедряющихся в поверхность.

2.2. Коэффициент рециклинга водорода

К началу работы уже имелись обширные экспериментальные данные по взаимодействию атомов (ионов) водорода с материалами в условиях оптимальных для исследования конкретных механизмов взаимодействия: термодесорбции, ионнотстимулированной десорбции, диффузии, отражения и т.д., но существенно отличных от условий работы стенки токамака. В экспериментах на ТМ-4 были получены данные о количестве водорода, падающего и захваченного стенкой, о рециркуляции водорода во время разряда и десорбции между разрядами. На основе экспериментальных данных об элементарных процессах и данных, полученных на токамаке, была разработана модель взаимодействия водорода с поверхностью разрядной камеры, в условиях, когда материалом первой стенки является нержавеющая сталь.

В эксперименте на ТМ-4 были определены абсолютные величины потоков водорода, падающего на стенку и поступающего обратно в плазму, доля захваченного водорода и вклад термодесорбции (для температур стенки 20°С и 300°С).

Для определения потоков водорода было использовано уравнение баланса частиц: dn/dt =Fin + Fout где, Fin= Fv+ Fw - входящий в плазму поток водорода Fin , поток водорода от импульсного клапана напуска водорода Fv , поток со стенки Fw, a Fout = п/т + Fat выходящий поток частиц водорода, состоящий из потока ионов n/т и потока атомов перезарядки Fat.

Рис. 1. Накопление водорода в нержавеющей стали от числа разрядных импульсов при Т=20° С (верхний) и Т=300° С (нижний).

Кружки - экспериментальные данные. Сплошные кривые - расчетные величины при различных параметрах: Т=20° С, в^-Л) = 0.04(1) и 0.06(2); при Т=300° С, БьЛ/О = 0.2(1) и 0.1(2).

Определим коэффициент рециклинга как отношение возвращающегося со стенки потока к падающему потоку:

Т| = Fw/(n/r + Fat)

В стационарных условиях: Г| = Fw/(Fv + Fw) = 1 / (1 + Fv/ Fw). Отношение потоков Fv/ Fw экспериментально определялось по измерению интенсивности Hß в двух разноудаленных точках в районе напуска газа и вдали от него. Абсолютные измерения Hß давали также абсолютную величину Fw. Для определения абсолютной величины п/т использовался метод измерения (dn/dt)Fv=o - скорости спада концентрации плазмы при выключении потока от клапана. Кроме того, использовалась расчетная величина альбедо плазмы а, как доля потока, уходящего из плазмы в виде потока перезарядки,к поступающему в плазму потоку: а = Fat /(Fv + Fw), тогда, dn/dt)F»-o = - п/т(1 - rj) / (1-rja)

Таким образом, экспериментально определяя (dn/dt)Fv=0, а также независимо измеряя абсолютные величины Fv и Fw и используя расчетную величину а (в нашем случае а = 0,5) были найдены потоки водорода, падающего настенку, и коэффициент рециклинга.

2.3. Накопление водорода в первой стенке токамака.

На основании развитой методики в экспериментах при Тс = 20 0 С и Тс =300 0 С была определена динамика накопления водорода стенкой разрядной камеры ТМ-4 (Рис.1), коэффициент рециклинга и величины падающих на стенку потоков ( даны в таблице 1)

Таблица 1

Температура, Тс Падающий поток, см"2 сек"1 Коэффициент рециклинга

20° С 4,5 10 16 0,8 ± 0,03

300 и С 4,2 10 16 0,95 ± 0,03

Количество захваченного стенкой водорода, определялось методом термодесорбции путем прогрева стенки до температуры свыше 450 0 С, что давало нижнюю оценку количеству захваченного водорода. Возможное количество сорбированного между импульсами водорода также учитывалось. Была определена также скорость термодесорбции после заданного числа импульсов при неизменной температуре, что позволило учесть роль этого процесса в десорбции водорода между разрядными импульсами (Рис.2).

Рис. 2Скорость термодесорбции водорода от времени после накопление водорода с течением 50 разрядов 1-Т=20° С ;2-Т=300° С. Кружки - экспериментальные данные ; сплошные кривые - расчетные значение для Бг/^О =0,1 (1) и Эг/л'О =0,4 (2).

2.4.Модель накопления водорода.

Основываясь на экспериментальных данных ТМ-4 по накоплению (захвату и газоотделению) водорода, была разработана модель, включающая основные элементарные процессы взаимодействия: отражение, радиационно-стимулированную реэмиссию, поверхностную рекомбинацию и диффузию. Модель включает описание процессов во время разрядного импульса, паузу между импульсами и результат наложения последовательной серии импульс-пауза. Было получено выражение для содержания водорода в стенке после N импульсов в момент времени t: М (t, N). Дифференцирование по времени величин, характеризующих накопление водорода, позволяет выразить потоки в процессе накопления и выделения.

Исходно задача сводилась к решению уравнения диффузии для концентрации водорода С с граничными условиями, включающими коэффициент отражения г , радиационно-стимулированную десорбцию Sr и терморекомбинацию St dC/dt = D 82С/8х2 , 0< х < оо , 0< t < tan -D дС/дх = (1 - г ) Fw - С (Sr + St), С(х,0) = 0.

Решением для накопленного количества водорода за один импульс будет выражение

L(t) = (I - г ) FwD(Sr + St)"1 [G(ß) + 2 ß/Vfl - 1], где , ß = (Sr + St) V(t/D) = sWt.

Производная по времени от L(t) характеризует долю падающего потока, захваченного стенкой и позволяет определить коэффициент рециклинга средний за время разрядного импульса 1имп,

Ti(tHMn)> = 1- (1 - г ) (S*)-2 [G(SW Ьшп) + 2(S*V 1имп)Нп - 1],

Так как полностью определяется величиной S*, то сравнение с экспериментальной величиной т\ позволяет найти для условий ТМ-4 соотношение величин поверхностной рекомбинации и диффузии в предположении о коэффициенте отражения. В рассмотренном случае ТМ-4, предполагая энергию ионов в диапазоне 10-50 эВ , коэффициент отражения был выбран в диапазоне 0,5-0,6. Для коэффициента диффузии было использовано выражение 0=0,12 ехр (-0,62/кТ). В результате:

Тс (8г + 51) /VD.ceк '}и Б, см сек

20 °С 300 °С 10 40 3 х 10"5 4 х 10'2

Так как при 20 °С 8г » 8(, то есть основным процессом является процесс ионно-стимулированной десорбции (ИСД), то было рассчитано сечение этого процесса о = 6 х 10~15 см2, что оказалось хотя и выше, но тем не менее близко к сечению этого процесса, полученного в прямых экспериментах по ИСД (Рис.3). Для уточнения причин расхождения требовалось более точное знание энергии ионов в пристеночной области.

Полученное выражение для коэффициента позволило рассчитать время, при котором рециклинг практически достигает 100%. Это время более 10 сек.

Экспериментальные данные о десорбции после серии импульсов позволили рассчитать З^О , причем полученные величины действительно оказались существенно ниже Зг/у/О : Б^Б =0,04 для 20 ° С и 0,2 для 300 °С. Это было сделано путем сравнения экспериментальных величин десорбции с расчетными величинами потока:

Р = - ¡Ш О, N>/<31 = Ь^имп) (БАГ)) £[>/о/ 81^/(711ы) - С^^/^О + импЛ/1м)]ехр(-(Р ^мп/Чц), где , ^ - полное время эксперимента, 1м ~ N гпаузы, М (I, Ы) -количество водорода, захваченное стенкой после N разрядных импульсов (Рис 1).

Были рассчитаны профили распределения водорода в стенке по глубине. Оказалось, что для 20 0 С профиль распределения очень узкий ~ 5 х 10-6 см, что много меньше толщины стенки 6= 0,02 см, а диффузия даже за 104 сек обеспечивает его уширение только до 2 х 10 см, причем максимальная концентрация падает в 105 раз. Для 300 "С картина уже другая: полуширина распределения порядка 10"3см, а через 102сек максимум распределения практически достигает противоположной стенки. На основе таких расчетов можно определить проницаемость стенки для водорода. В приложении к проектированию термоядерного реактора ИНТОР такой метод дал величину потока трития из объема разрядной камеры во внешние системы или теплоноситель. Оценки, выполненные для нержавеющей стали толщиной стенки 0,2 мм и температурой 300°С , дали величины (1-4) хЮ10 см"2 с"1. Хотя в последующих проектах ТЯР первая стенка как правило имеет защитные покрытия из углерода или бериллия и развитая модель не была использована непосредственно, однако она может использоваться в сегодняшних экспериментах на токамаках с нержавеющей стенкой, а также не исключен переход в будущих ТЯР на незащищенную нержавеющую сталь в качестве материала первой стенки.

Таким образом, для токамака была разработана основанная на экспериментальных результатах модель накопления и проницаемости водорода в нержавеющей стали. Одновременно была установлена чувствительность результатов к некоторым параметрам плазмы, например, энергии ионов. Возникла необходимость их экспериментального определения.

О ,см' г

10

-14 О

10

-15 1 I 1

10 1

10 2 3

10

Е,эв

Рис.3 Зависимость сечения ИСД для нержавеющей стали от энергии ионов. Сплошная кривая - данные Фарелла и Доннели , кружок - расчетная величина по экспериментальным данным ТМ-4.

2.5. Определение энергии и потоков водорода и дейтерия в пограничной плазме токамака.

При использовании модели взаимодействия водорода со стенкой токамака, а также для определения требований к условиям работы первой стенки термоядерного реактора необходимо знание потоков и энергии атомов и ионов, выходящих на стенку. Первоначально потоки были определены на основе глобального баланса частиц, а для энергии ионов были приняты некоторые оценки, не основанные на прямых измерениях.

Для решения этих проблем были развиты прямые методы определения величин потоков и энергий ионов (атомов) водорода в пристеночной плазме. Эти работы были начаты на токамаке ТМ-4, а продолжены на токамаке Т-10. Были развиты несколько методов определения параметров ионной компоненты плазмы путем использования собирающих кремниевых Si - зондов. Зонды устанавливались в тени диафрагмы токамака (Рис 4) и подвергались воздействию плазмы в течение определенного числа рабочих импульсов токамака, после чего Si пластины подвергались исследованию. Такая схема измерений не имела временного разрешения, что не является принципиальным при разработке методики, так как соответствующей конструкцией держателя Si зондов можно обеспечить временное разрешение. При анализе Si зондов были использованы:

1). метод дифракции отраженных высокоэнергичных электронов (ДОВЭ);

2). метод вторичной ионной масс-спектрометрии (ВИМС).

Метод ДОВЭ использовался для определения числа атомов решетки Si, смещенных в результате воздействия атомов (ионов), вышедших из плазмы на зонд. Такое смещение вызывается передачей от падающего иона энергии большей энергии связи иона решетки, т.е. степень аморфизации решетки может быть мерой скорости распыления материала, при котором ионы выбиваются из материала и поступают в плазму. Изменение угла падения зондирующего потока высокоэнергичных электронов на поверхность (111) Si пластины приводило к сканированию по глубине. Угол, при котором наблюдалась дифракционная картина от не разрушенных внутренних слоев решетки, позволял определить число внешних аморфизованных слоев. Для того чтобы произвести смещение атома решетки Si имплантируемый атом/ион должен иметь энергию выше определенного порога, различного для разных сортов падающих атомов\ионов. Для водорода пороговая энергия 150-200 эВ, для дейтерия 80-100 эВ, для молибдена 25-30 эВ. Проводились сравнительные измерения на облученных и необлученных пластинах, а также на пластинах, подвергнутых облучению потоками ионов заданной энергии и известного флюенса. Метод позволял сканировать зонд на глубину до 15 им причем аморфизированный слой исходной пластины не превышал 1,5 нм. Результат калибровочных экспериментов на Т-10 показан на рис.5. В калибровочных экспериментах порог аморфизации наблюдался несколько ниже расчетного порога, что, по-видимому, было связано с присутствием примесей в калибровочном потоке ионов дейтерия. Такой же эффект, по-видимому, происходит в эксперименте на токамаке так, что ДОВЭ дает верхний предел на энергию и величину потока дейтерия (водорода) в токамаке.

Рис. 4. Геометрия эксперимента на Т-10 и конструкция коллиматоров для определения потока нейтралов.

Методом ВИМС было независимо определено число захваченного 81 зондами водорода (дейтерия) и его энергия. Абсолютные измерения захваченного дейтерия (водорода) определялись по профилям сигнала Б(Н) при распылении пучком аргона. В калибровочных экспериментах использовались пучки^ Б с энергией 20-1000 эВ известной интенсивности (флюэнс 101 -1019 см"2 ). Для абсолютной калибровки использовался также метод флюэнс, ат/см2

Рис.5. Число смещений в §1 в зависимости от флюэнса для разных энергий ионов : 1-25 эВ, 2-40 эВ, 3-100 эВ, и □ - для Т-10. Верхний рисунок : уровень насыщения от энергии иона, + - данные Хидербранта. термодесорбции. Энергия ионов О определялась двумя методами: по насыщению количества дейтерия, захваченного зондом и по профилю Б по глубине образца. Зависимость уровня насыщения от энергии иона О показана на рисунке 5. Для определения энергии О по профилю его распределения в 81, даваемому методом ВИМС были: 1) рассчитаны профили внедрения в зависимости от энергии падающего пучка, 2) проведено восстановление экспериментальных профилей распределения дейтерия с учетом эффекта влияния атомов аргона, распыляющего Б!, на перераспределение атомов Б по глубине, 3) использованы калибровочные профили распределения Б по глубине, полученные для экспериментов с внедрением в 81 пучков Б известной энергии. Профили распределения Б в Б!, полученные методом ВИМС, в калибровочном эксперименте, в расчете внедрения и эксперименте на Т-10 показаны на (Рис 6).

Рис. 6. Профили дейтерия, захваченного в вЬ 1 - моноэнергетический пучок с Ео=80 эВ, Р=2,3*10" см'2; 2 - расчетный профиль для Ео=80 оВ и К-Ю16 см"2; 3 - данные с Т-10 ( 2 разряда, г=36 см, ионная сторона).

Использование развитых методов в условиях ТМ- 4 показало, что энергия ионов/атомов водорода на уровне стенки составляет 2070 эв, что в несколько раз выше температуры электронов. Поток водорода на стенку составил 1-2 х 10 16 см "2 сек что соответствовало потоку, полученному из баланса частиц. Поток ионов с энергией выше порога смещения атома в решетке составил около 10 "2 от полного падающего потока, что могло бы соответствовать «хвосту» ионной функции распределения. В тоже время такой же эффект может быть вызван атомами примеси (Ре, Мо), для которых порог смещения существенно ниже. Полученная методом ВИМС оценка поперечного (относительно продольного магнитного поля) потока ионов Сг на зонд составила 2 х 10 14 см '2 сек что также соответствует доле высокоэнергетичного «хвоста» функции распределения дейтерия. Таким образом, в случае ТМ-4 были определены две причины аморфизации 81, и тем самым возможные причины распыления.

На Т-10 эксперименты выполнялись в омическом режиме с Нг=2-2,5 Т, 1р=200 кА, пе= 2 - 2,5 х 10 13 см'3, а,. = 30 -32 см; а„ = 39,5 см. Конструкция собирающих зондов позволяла измерять как е- и ¡- потоки вдоль магнитного поля на разных радиальных позициях, так и поперечные потоки. Время экспозиции зондов менялось от 1 до 10 разрядов". Были определены потоки и энергии ионов/атомов дейтерия. Также как и для ТМ-4 энергия ионов существенно превышала электронную температуру на том же радиусе, составляя 50-80 эВ на "радиусе 36см как для электронного так и для ионного направлений дрейфа. Температура электронов при этом составляла Те = 7-10 эВ. По профилю распределения D в Si образце был определен диапазон энергий ионов D, который составил 50-70 эВ. Величина продольного потока для г = 36 см менялась от 0,5 до 1,5 х 1017 см сек'1 в зависимости от взаимной ориентации 1р и Hz и совпадала по величине с потоками по ленгмюровским зондам. Сильная ассиметрия в числе смещений на электронную и ионную сторону зонда могла объясняться вращением плазмы и наличием локального источника ионов примесей. Поток атомов в направлении перпендикулярном стенке составлял 2-3 х 1016 см"2 сек"1 с энергией в диапазоне 70-100 эв.

В дальнейшем методы ВИМС и ДОВЭ были использованы на Т-10 для определения состояния стенки и потоков примесей в экспериментах с использованием методов подготовки стенки разрядной камеры путем карбонизации и боронизации.

2.6.Турбулентный перенос в пристеночной плазме.

Характер воздействия плазмы на стенку определяется, в основном, параметрами этой плазмы. Вместе с этим сами параметры плазмы определяются механизмами переноса энергии и частиц в этой плазме, а также соответствующими потоками частиц и энергии из центральной области на периферию плазмы. С другой стороны существуют веские основания рассматривать процессы переноса в граничной плазме токамака в качестве важного фактора определяющего удержание во всем шнуре (концепция «самосогласованных» профилей, L-H переход и т.д.). В таких режимах электронный перенос остается аномальным, и среди возможных механизмов его увеличения рассматриваются различные микротурбулентности. Комбинированные ленгмюровские зонды позволяют проводить исследования микротурбулентности в пристеночной плазме токамака. Соответствующие измерения турбулентных потоков на Т-10 были проведены в режимах с омическим и ЭЦН.

В экспериментах использовался 6-ти штырьковый зонд, установленный в тени диафрагмы (Рис 7). Измерялись: 1) по току насыщения 1н - квазипостоянная по и флуктуирующая п составляющие плотности , 2) разность потенциалов двух зондов Дер для определения^ квазипостоянной ( тинт =1-4 мс) Ео и флуктуирующей Е составляющих полоидального электрического поля, 3) электронная температура Те. Турбулентный поток определялся как

F = <п Удр>, где , Удр = cE/Hz .

Использовались аналоговые и цифровые методы регистрации. В случае аналоговой схемы регистрации использовался аналоговый умножитель, сигнал с выхода которого был равен

Л/ /V

1но + 1н)( Дфо + Л = 1но Дфо + < 1нД

Вклад квазипостоянной 1ноД(ро составляющей затем учитывался, что позволяло найти член пропорциональный величине турбулентного потока. Полоса пропускания составляла от 0 до 200 кгц. Аналоговый метод позволял находить временную зависимость турбулентного потока в течение разрядного импульса. Цифровой метод использовался для анализа спектров колебаний в заданном временном окне. При цифровой обработке рассчитывались автокорреляционные функции колебаний плотности и потенциала R„„ и R«p коэффициент взаимной корреляции и спектральная плотность турбулентного потока F(f) (Рис. 8).

Эксперименты проводились в стандартных режимах Т-10 с омическим и ЭЦ нагревом плазмы. Нижний порог чувствительности аналоговой схемы регистрации составил 1-2 х 1016 см"2сек"'. При ЭЦН наблюдалось заметное (до 3-х раз) возрастание турбулентного потока на периферии плазмы. Цифровая обработка спектральных сигналов показала заметное уширение спектров колебаний при ЭЦН и в неустойчивых разрядах. Степень взаимной корреляции достаточно высока 0,4 - 0,6, что говорит о надежной регистрации величин турбулентного потока. При измерениях вблизи стенки коррелированность колебаний уменьшается и соответственно падает турбулентный поток. Сопоставление абсолютных величин турбулентных потоков, рассчитанных на основе аналогового и цифрового метода регистрации, показывает на несколько меньшую величину потока при цифровой обработке. Результаты измерений представлены на Рис. 9. Таким образом, в тени диафрагмы Т-10 были зарегистрированы турбулентные потоки частиц, направленные из плазмы, с величиной F = 2-6 1016 см"2сек"'. Спектр частот турбулентности, определяющей перенос, лежит в основном, ниже 150 кГц. При ЭЦН и в неустойчивых разрядах происходит 2-3 кратное увеличение турбулентного потока частиц, уширение спектра частот турбулентности. Т к-е-п-т/тк

Уал^У + ЗТе луг

2 ' ¿Л

ЗонЗ{

Зон32 й

ЭвМ\-АЦП

ЗонЗз\ 3*3А \Зон№ ж

Г* ¿У л у» , гИ X ж

Рис.7.Схема измерений турбулентного потока.

Рис. 8. С„(0 - спектр мощности колебаний плотности упД[р(0 - спектральный коэффициент взаимной корреляции Г(£) - спектральная плотность турбулентного потока

16

12

4

Г,'Ю16 см'2 с"1 х х х х

X X о о о о

Д -ЭЦН "I неуст./ ЭВМ-О х , Ш —ЭЦН1 ■ л ' г аналог о, © - ОН ) ш и ш

Ь, см

Рис.9. Зависимость величины турбулентного потока от расстояния до стенки разрядной камеры для аналогового и цифрового методов регистрации. О

2.1. Баланс частиц в ТМ-4 при электронно-циклотронном нагреве

Электронно-циклотронный нагрев плазмы - один из перспективных методов нагрева, контроля профиля тока и процессов переноса в плазме. Эксперименты в ТМ-4 не позволяли полностью моделировать условия поглощения волн в ТЯР, но давали возможность достижения большой плотности вкладываемой мощности и изучения механизмов переноса частиц и энергии. Характерной особенностью ЭЦН в ТМ-4, в отличие от подобных экспериментов того времени, являлось сильное уменьшение концентрации плазмы - в отдельных случаях на 40% (при измерениях по центральной хорде). На рис.10 и 11 приведены радиальные профили температуры и плотности электронов до и в конце импульса нагрева. Происходит сильное пикирование температурного профиля и уширение профиля концентрации. Оценки, сделанные по профилю пе(г), показывают, что полное число частиц в шнуре уменьшается на 25%, энергозапас ростет на 10%. Временной ход ионного тока насыщения ленгмюровских зондов в тени диафрагмы указывает на выход «волны» плотности из центра на границу шнура. Задержка максимума «волны» от начала нагрева Д1 =1-2мс близка ко времени жизни частиц хр.

Рис. 10. Радиальное распределение элект- Рис. 11. Радиальное распределение электронной температуры Те до нагрева и на ронной плотности: а-на 4-й мс ЭЦН; 4-й мс нагрева. б - до ЭЦН — - из показаний интерферометра; х - по томсоновскому рассеянию; ▲ - по интенсивности пучка Сз+; • - по ленгморовскому зонду.

Сдвиг циклотронной зоны нагрева от центра плазмы (путем изменения величины продольного магнитного поля Нг) приводил к увеличению скорости спада пе. Максимумы |с!пе/си| соответствовали смещению циклотронной зоны к периферии на 1,5-2 см (Рис 12). Этот эффект сопровождался уширением канала тока (по уменьшению индуктивности плазменного шнура).

С ростом плотности также наблюдалось увеличение скорости спада пе и уменьшение индуктивности плазменного шнура (Рис 13). Эти эффекты можно объяснить тем, что с ростом пе рефракция Э1Д-волн приводила к смещению области поглощения во внешние слои плазмы, подобно случаю с изменением Нг.

Отметим, что перемещение зоны поглощения ЭЦ-волн к периферии приводит не только к росту |с!пе/

3 -2 а

МО

Нг,кЭ я?

Рис. 12. Зависимость модуля скорости спада концентрации магнитного поля Н,

49 Я,см л при ЭЦН от величены а 2

Рис. 13.3ависимость модуля скорости спада концентрации концентрации плазмы. п, а

3 Пе)10пс*3 при ЭЦН от средней

Эксперименты с нагревом при различной температуре стенки (20 0 С и 300 °С) приводили к изменению коэффициента рециклинга Т1 с 0,75 на холодной стенке до 0,9 на горячей. Такое изменение рециклинга приводило к уменьшению скорости спада концентрации.

С заменой рабочего газа (водорода на гелий) уменьшение концентрации практически не наблюдалось при сохранении эффектов нагрева, регистрируемых по другим характеристикам(иобх, Дг и др.). Это можно объяснить либо изменением диффузионных процессов в плазме в зависимости от массы иона, либо увеличением коэффициента рециклинга, который в гелии достигал 100%.

Использование диагностики плазмы пучком тяжелых ионов позволяло определить распределение потенциала в плазме. При ЭЦН не было зарегистрировано изменение потенциала во внутренних областях плазмы и замечено незначительное возрастание его на периферии. Отрицательный знак потенциала указывал, что именно электронный перенос в разрядах без ЭЦН определял скорость потерь частиц плазмы. Неизменность же знака и величины потенциала при ЭЦН позволяет утверждать, что изменение удержания частиц также связано с поведением электронов.

Используя развитые методы определения коэффициентов рециклинга и потоков частиц, было проанализировано удержание частиц при ЭЦН. В этих экспериментах величина полного ионизационного потока составляла Рион = 0,85 х 1016 см'3 с"1, при а= 0,5. Наблюдаемый спад пе мог быть следствием ухудшения удержания или уменьшения ионизационного потока Рион. Анализ величины Рион показал, что при неизменном потоке от импульсного клапана происходило 30 % увеличение потока со стенки. Решение системы уравнений баланса частиц до и при нагреве позволило выразить параметр пе/тр, характеризующий удержание частиц в виде: пе/тр)* = (пе/тр) [(1 - а*)/(1 - а)][1 + л(к - 1)] - <1пе/с11 где, * - характеризует величины при нагреве, а . к - увеличение потока в плазму при ЭЦР нагреве равное в нашем случае 1,3. Эта величина была определена по приросту интенсивности Нр. Как видно, наблюдаемое уменьшение пе могло быть вызвано ухудшением удержания или увеличением альбедо плазмы. Объяснение наблюдаемого спада пе изменением альбедо плазмы требовало ее изменения на 40 % , в то время как моделирование давало возможное изменение а на 6 %. Предполагая, что уменьшение ne при ЭЦН было вызвано ухудшением удержания частиц при неизменном а, получим возрастание (ne/тр)* по отношению к ne/тр до нагрева: на 50-60 % в начале импульса, на стадии перестройки профиля плотности, и на 25-30 % в конце нагрева.

Процесс переноса частиц был смоделирован на основе решения системы уравнений для плотности, ионной и электронной температур, полоидального магнитного поля. Уравнение для плотности было использовано в виде:

Эпе/dt = (1/г) д/дг(т(Одпе1дт - ne Vpinch)) + По(г) ne(r) + Pmix

Скорость пинчевания Vpinch была взята в неоклассическом виде, что позволяло хорошо моделировать пилообразные колебания плотности в ТМ-4, но объясняло только 15-20 % уменьшения плотности при ЭЦН. Исходя из того, что по экспериментальным оценкам поток нейтралов при нагреве возрастал на 20-30%, было необходимо учесть рециклинг атомов водорода на границе. Величина г| = 0,75 была взята из эксперимента. Для описания временного хода уменьшения плотности было выбрано предположение об изменении величины Dne пропорционально росту температуры. Основанием для этого предположения послужил тот факт, что в случае ТМ-4 основным меняющимся фактором, хорошо измеренным, была электронная температура. Такое предположение дало в целом удовлетворительное совпадение расчета и эксперимента по временному ходу концентрации, хотя возрастание потока нейтралов составило в расчете 10 % против 20 % в эксперименте (Рис 14).

Таким образом, было показано, что зависимость коэффициента диффузии от температуры электронов может качественно описать пространственное и временное поведение плазмы при ЭЦН. Анализ энергобаланса плазмы также показал рост коэффициента электронной теплопроводности с ростом электронной температуры. В то же время^с сегодняшних позиций, по-видимому, более значимо изменение удержания энергии и частиц вследствие измедения профиля тока в плазме. Зарегистрированное в эксперименте уменьшение внутренней индуктивности на ТМ-4 говорит в пользу этого объяснения.

Рис. 14.

1) Радиальные распределения плотности 2) Временной ход средней плотности плазмы до нагрева (а) и в конце ЭЦ нагрева (б) плазмы пе при ЭЦН: а - модельный расчет;

----- модельный расчет; б - эксперимент аналитическая аппроксимация экспериментальных распределений.

3.Разработка проекта демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО.

3.1. Цели и задачи экспериментального термоядерного реактора

Стратегия развития работ по управляемому термоядерному синтезу на пути от сегодняшних физических экспериментов к энергетике, основанной на использовании энергии синтеза, предполагает три основных шага: создание экспериментального термоядерного реактора, демонстрационного энергетического реактора и коммерческого энергетического реактора. Сегодня разработка экспериментального реактора ведется на широкой международной основе и ее выражением является проект реактора ИТЭР. Проект ИТЭР является сейчас основным техническим шагом в поэтапной реализации программы УТС. На этом шаге должна быть продемонстрирована научно-техническая осуществимость УТС как потенциального источника энергии. Концептуальная проработка, а затем и технический проект ИТЭР показывают техническую реализуемость программных и технических целей проекта. Эти цели определены как демонстрация возможности создания и управления горением Д-Т плазмы с большим коэффициентом усиления мощности, разработку единого комплекса инженерно-технических систем, необходимых термоядерному реактору, и проведение испытаний энергонапряженных модулей бланкета будущего реактора DEMO. Особое значение приобретает необходимость демонстрации стационарного режима работы.

Технические требования, предъявляемые к ИТЭРу включают:

- обеспечение «зажигания» Д-Т плазмы (Q> 30);

- индуктивное поддержание тока плазмы при термоядерном горении более 1000 сек; удлинение импульса горения обеспечивается комбинацией индуктивного и неиндуктивного методов поддержания тока с конечной целью стационарного поддержания тока безиндукционными методами;

- достижение (без замены) уровня нейтронной нагрузки 1 МВт/м2 для энергонапряженных компонентов реактора и 3 МВт/м2 для остальных систем реактора.

Выбор конкретных технических решений по системам ИТЭРа был взвешенным балансом между желаемыми целями, техническими и инженерными возможностями и стоимостью реактора в целом.

Специальные исследования были выполнены для определения того, насколько выбранные параметры и технические решения ИТЭРа позволяют апроксимировать их к параметрам энергетического реактора. Оказалось, что ИТЭР имеет достаточный потенциал для этого. Однако, в базовых режимах ИТЭРа термоядерная мощность преднамеренно не форсировалась с целью минимизации стоимости вспомогательных систем реактора. Системные исследования показали, что потенциальные возможности по термоядерной мощности в реакторе размеров ИТЭРа существенно больше тех, которые нужны для зажигания, достигая 3 ГВт. Первые исследования, выполненные на стадии разработки концепции ИТЭРа, показали, что пилотный энергетический реактор может иметь приблизительно те же размеры, что и ИТЭР, и обеспечивать производство более 1 ГВт электрической мощности. Для достижения этого предполагался определенный прогресс в увеличении эффективности систем генерации тока (усд=0,7-1) и отвода энергии, а также изменения в толщине защиты для обеспечения предельного нейтронного флюенса на тороидальные катушки на уровне 60 МВт лет/м2, что почти в 20 раз больше принятой для ИТЭРа. Кроме того предполагалось увеличение предельного поля на сверхпроводнике до 14-15Т, напряжений в катушках на 25% и коэффициента Тройона до 3-4 . Все остальные инженерные и физические ограничения соответствовали принятым для ИТЭРа. При этом учитывалась также потребность обеспечения полного воспроизводства трития и генерации электричества в промышленном масштабе.

Результат системных исследований показал, что :

- плазменные параметры реактора размеров ИТЭРа, в основном, соответствуют потребностям энергетического реактора,

- энергетический реактор, основанный на ИТЭРовской базе данных с ограниченной экстраполяцией некоторых технических параметров ИТЭРа, ' мог бы представлять собой реактор, производящий более 1 ГВт электрической мощности.

3.2. Цели и задачи, технические требования концептуального проекта DEMO.

Параметры реактора DEMO.

Программные цели реактора DEMO определяют его как энергетический реактор с производством электроэнергии, который должен:

- продемонстрировать надежную и безопасную работу всех систем термоядерного реактора в режимах, экстраполируемых к режимам коммерческих ТЯР,

- дать основу для обоснования возможности экономически и экологически приемлемого производства энергии коммерческой термоядерной электростанцией, подтвердить достаточность технологической базы данных и знаний физических закономерностей для экстраполяции к коммерческим ТЯР.

Производство электроэнергии на ДЕМО должно быть продемонстрировано в промышленном масштабе.

Были выработаны основные технические требования:

- электрическая мощность не менее 1,5 ГВт;

- коэффициент использования установленной мощности 0,6;

- коэффициент воспроизводства трития 1,05 - 1,1;

- конструкционные материалы должны работать до нейтронного флюенса на первой стенке 15-20 МВт лет/м2;

- конструкционные, бридерные, размножающие и защитные материалы должны удовлетворять требованиям низкой активации, обеспечивать возможность переработки и повторного использования, а также требованиям безопасности при аварийных ситуациях и минимизации отходов;

- коэффициент преобразования тепловой энергии не менее 40%.

Кроме того, после анализа инженерно-физической базы ИТЭРа были выбраны однонулевая конфигурация и Nb3Sn в качестве материала сверхпроводящих систем.

Были рассмотрены два варианта: 1) реактор с индуктивным способом поддержания тока (DEMO-И), 2) стационарный реактор (DEMO-C) с безиндуктивным способом поддержания тока. Предполагалось провести ■ техническое и экономическое сравнение этих двух вариантов с целью дальнейшего выбора одного варианта.

Для реактора DEMO-И был проведен системный анализ основных параметров реактора, исходя из индуктивной длительности рабочего импульса 1 час. Был использован системный код, ранее развитый для системного анализа реактора ИТЭР и проверенный на совпадении его предсказаний с реальными параметрами инженерных систем, полученными после детальной конструкторской проработки. В качестве дополнительных ограничений в системном коде использовались:

- запас устойчивости на границе, qy~3,1

- коэффициент Тройона, gT=3,0

- коэффициент покрытия бланкетом первой стенки, Kw=0,85 сверхпроводящие магниты со средней плотность тока при магнитном поле 16Т и допустимой нагрузкой 850 МПа,

- скейлинг для удержания энергии ITER- 89 Power Law для L-моды с Н=1.8. Целевой функцией оптимизации являлась стоимость произведенного электричества, варьируемыми параметрами - геометрические размеры реактора, ток в плазме, магнитное поле и др (Рис 15 ). Основные параметры реактора ДЕМО-И представлены в таблице

Большой радиус, м 6.95

Малый радиус, м 2.1

Термоядерная мощность, МВт 3345

Нейтронная нагрузка, МВт/м2 2.91

Плотность электронов, 10|4см'3 1.6

Температура плазмы, кэВ 13.7

Мощность для зажигания, МВт 92

Ток в плазме, кА 19.5

Запас устойчивости, 3.1

Коэффициент Тройона, 3.0

Магнитное поле на оси, Т 6.86

Длительность индуктивного испульса, с 3400

Доля бутстреп-тока, % 36.9

Время удержания энергии, с 1.96

Фактор превышения, Н 1.81

Тепловая мощность, МВт 4550

Выходная электрическая мощность, МВт 1520

Стоимость электричества, шШ/кВт -ч 76

Рис. 15. Область параметров для реактора ДЕМО-И. Сплошные кривые соответствуют разным Я, прерывистые - границы длительности индуктивного импульса в сек, пунктир -стоимость электричества (СОЕ), Н- фактор превышения над Ь-модой, Вт - магнитное поле на тороидальном магните.

При выборе параметров ДЕМО-С использовался код АСТРА с фиксированным профилем плотности плазмы. Реактор оптимизировался на условия обеспечения максимального поддержания тока в плазме за счет бутстреп -эффекта (100 %).

Выбор такого критерия оптимизации был связан с тем, что увеличение вводимой мощности для безиндукционного поддержания тока существенно влияет на величину мощности собственных нужд и стоимость произведенного электричества. Как показал более детальный анализ принятых предположений (большая доля бутетреп-тока, немонотонный профиль тока и т.д.), выбранная концепция дает существенные преимущества и дополнительные возможности оптимизации концепции токамака. В результате параметры реактора ДЕМО-С лежат в существенно отличной области параметров в сравнении с вариантом ДЕМО-И: высокое значение аспектного отношения, более высокое магнитное поле, больший коэффициент запаса устойчивости и существенно более низкий ток в плазме. Параметры реактора ДЕМО-С даны в таблице.

Аспектное отношение 4.5

Большой радиус, м 9.0

Малый радиус, м 2.0

Термоядерная мощность, МВт 3760

Плотность ионов, 10|4см"3 1.9

Температура плазмы, кэВ 9.1

Мощность поддержания тока, МВт 60

Ток в плазме, кА 9.5

Запас устойчивости, 7.15

Запас устойчивости на оси, 6.0

Коэффициент Тройона, 3.38 .

Магнитное поле на оси, Т 9.0

Доля бутстреп-тока, % 100

Время удержания энергии, с 1.56

З.З.Некоторые особенности физики плазмы реактора ДЕМО.

Реактор ДЕМО отличает от ИТЭРа значительно большая (примерно в 3,5 раза) удельная мощность нагрева. Другой особенностью является немонотонный профиль распределения тока в ДЕМО-С из-за генерации тока за счет бутстреп-эффекта.

Анализ этих особенностей позволил определить ключевые вопросы, . которые и были рассмотрены в приложении к плазме реактора ДЕМО:

- сравнение предсказаний для времени удержания энергии в скейлингах с разной зависимостью Те от мощности нагрева: "power-law" и "offset linear" ,

- удержание и откачка гелия при возросшей скорости генерации гелия, плотность потока мощности в диверторном слое, тепловые нагрузки на дивертор, возможности «газового» дивертора,

- устойчивость и предельное давление плазмы, влияние радиального (немонотонного) распределения тока в режимах с большой долей бутстреп-тока на эти параметры,

- удержание альфа-частиц и неустойчивость альфеновских волн, управление и контроль горения в режимах с большой долей бутстреп-тока. Из-за более высокой плотности термоядерной мощности значительно большей оказывается величина Ptot/S (Ptot -доля термоядерной мощности, выделяющаяся в плазме и S -площадь поверхности плазменного шнура), которая может влиять на удержание, например, на L-H переход. В ДЕМО gr~3 в сравнении с 1,8 в ИТЭР. Приближение к пределу по Р увеличивает риск развития неустойчивости срыва и ухудшения удержания энергии.

3.3.1 .Удержание энергии.

Для скейлингов удержания энергии разработаны два типа зависимости от мощности нагрева: "power-law", Те ~ Р-0'5 и "offset linear" Те ~ То + const Р-'. Для разных зависимостей можно было ожидать значительной разницы в предсказании времени удержания энергии. Достижение зажигания в ДЕМО обеспечивается при Те=2с. В качестве базового варианта в ДЕМО выбран Н-режим ( напомним, что Ptot/S - в ДЕМО выше ,чем в ИТЭР) с периферийной неустойчивостью. Скейлинги типа "power-law" давали запас с фактором 1,11,4 по отношению к требуемому Те. Для скейлингов типа "offset linear" запас оказался даже несколько больше, 1,2-1,4. Таким образом, скейлинги для энергетического времени позволяют рассчитывать на достижение в ДЕМО-И требуемых параметров плазмы в Н-режиме с периферийной неустойчивостью. В тоже время рабочая точка с gT ~ 3 при qr=3,l для ДЕМО-И находится близко к пределу по [3, что может вызывать дополнительные потери энергии.

Для реактора ДЕМО-С, по-видимому, этой проблемы не будет, т.к. для режимов с немонотонным распределением тока, с одной стороны, в экспериментах обнаружены так называемые "advanced" режимы с формированием транспортного барьера в области отрицательного шира, а с другой стороны, такие немонотонные распределения тока позволяют перейти в во вторую зону устойчивости и, фактически, снять ограничения с величину gT.

Моделирование энергобаланса реактора DEMO-C с помощью кода АСТРА на заданном профиле концентрации (наличие внутреннего барьера пока не моделировалось) показало, что выбранные параметры реактора обеспечивают достаточные запасы в отношении зажигания. Вместе с тем, моделирование плотности плазмы с учетом диффузии, пинчевания и всех источников частиц (газонапуск, инжекция топлива и нейтралов) приводит к сдвигу к периферии области градиента плотности и уменьшению величины бутстреп-тока.

Расчеты были выполнены по 1,5-мерному коду ASTRA, который рассчитывает равновесие в двухмерном приближении и в одномерном приближении - баланс энергии (радиальное распределение электронных и ионных температур), баланс частиц (радиальное распределение плотности электронов и ионов, плотности термализованных а-частиц, нейтралов), а также процессы, обусловленные дополнительным нагревом и поддержанием тока (включая инжекцию пучка быстрых атомов и ЭЦ-нагрев). При моделировании использовалась феноменологическая модель переноса частиц, включающая диффузию и пинчевание (Ve = (0-0,5)Dp /а2 ).Скорость пинча электронной плотности и термализованных а-частиц предполагалась одинаковой. Средняя плотность и плотность электронов на сепаратрисе связаны соотношением ns = <пе>/3 и регулируются напуском газа или инжекцией таблеток. Соотношение т,Ге / te выбрано равным 7. Концентрация бериллия - на уровне 2%. Согласно результатам моделирования режимов работы реактора ДЕМО-С, профили плотности при газовом напуске или инжекции таблеток являются более плоскими, профили температур - более узкими, а вклад бутстреп-тока - ниже, чем в расчетах с фиксированным профилем плотности. Были найдены два стационарных режима работы реактора ДЕМО-С: первый - со средней, второй -с высокой плотностью. В режиме с высокой плотностью основной вклад в ток разряда дает бутстреп-ток. Распределение параметров плазмы по радиусу для второго случая дано на рисунке 16. Итак, самосогласованное моделирование дает более плоские профили плотности и более низкую величину вклада бутстреп-тока.

3.3.2.Накопление и откачка гелия.

Большая скорость образования гелия в ДЕМО может привести к росту его равновесной концентрации в плазме. Для поддержания допустимого разбавления Д-Т плазмы необходимо эффективно удалять образующийся гелий. Скорость удаления гелия определяется выбором режима удержания плазмы, скоростью откачки и конфигурацией дивертора. Наиболее глобальной характеристикой удержания гелия является отношение времени удержания ионов Не к времени удержания энергии, Тне/ Те . Для случая ДЕМО: при пне/пе~0,1 и скорости откачки, обеспечивающей коэффициент рециклинга гелия 0,9 , отношение Тне/ Те должно быть не более 2 . В эксперименте наблюдается широкий диапазон отношений Тне/ТЕ. На JET для центральной области плазмы Тне(0,5)/ТЕ (0,5) < 3 (при наличии пилообразных колебаний это отношение падает почти в два раза). В L-режиме Тне/ТЕ < 3, уменьшаясь при росте плотности (TFTR, JT-60 и др). Кроме того наблюдается обогащение гелия в диверторе токамака. В режимах с ЕЬМами не происходит накопления примесей за времена более десятков Те, концентрация примесей поддерживается на постоянном уровне.

50 40

Я 30 «

3 20

10 о

1.25 1.00 -0.75 .0.50 0.25 0.00 ' . \ 1,

• ^Не . X .

1 1 ^Т4— ; ЛЧ»; 1 Ш ! ! .]• - • "Л- - ! . 1 К '.¿¿Д \ ! *ч ■ 4 ^ ✓ V > У \ ! *• * • ж. • • * ч/ \ \ 1 N \ ^ч. / ! • , \ . ■ ; , ч\

20 2 05

16 .

12 о X

0 0.2 0.4 0.6 0.8 1. р

Рис. 16. Распределение по радиусу некоторых параметров плазменного шнура в стационарном режиме работы реактора ДЕМО-С при большой доле бутстреп тока.

Таким образом, анализ экспериментальных данных показал, что они не противоречат возможности контроля концентрации гелия в ДЕМО-И. Наиболее перспективным, с точки зрения обеспечения условий для удержания гелия, выглядит режим Н-моды с мелкими ЕЬМами и пилообразными колебаниями. Были выполнены расчеты требуемой скорости откачки для ДЕМО-И. Они проводились методом Монте-Карло с помощью кода ТЪЮ , моделирующего перенос нейтрального газа в 3-х мерной геометрии дивертора и откачного патрубка. Код ранее использовался для расчетов скорости откачки в ИТЭРе. Требуемая скорость откачки ДЕМО-И составила 500-1000 м3/с, при этом коэффициент рециклинга гелия в диверторе оказался около 0,97.

З.З.З.Отвод энергии, дивертор ДЕМО.

Для выбора техничекого решения по конструкции дивертора ДЕМО было предварительно рассмотрено несколько физических концепций полоидального дивертора:

- дивертор с сильным рециклингом, когда за счет многократной нейтрализации иона на пластине и ионизации образующегося атома значительно увеличивается поток частиц на пластину дивертора и снижается энергия частиц и пристеночный потенциал,

- «газовый» дивертор, где плазма рекомбинирует, не доходя до поверхности пластины, и почти вся мощность переизлучается в плотной газовой мишене,

- «радиационный» дивертор, основная часть мощности излучается на примеси, вводимой специально в диверторную плазму.

Основная трудность в реализации диверторного режима с сильным рециклингом и «газового» дивертора связана с требованием высокой плотности на краю шнура, т, при заданной величине плотности в основной плазме. Оценки показали, что при пз< 1014см'3 не удается значительно снизить тепловые потоки на диверторные пластины. Концепцию, предложенную Ребю, отличало от рассмотренных выше идея такой организации работы дивертора, когда условие выравнивания давления плазмы вдоль магнитного поля (принципиальное для «сильного» рециклинга и «газового» режима) заменяется на баланс давлений между плазмой и пластиной за счет «отдачи» (передачи импульса) нейтралов перезарядки, что может позволить оторвать плазму от пластины без значительного увеличения плотности газа. При этом энергия снимается, в основном, нейтралами перезарядки из ионной компоненты плазмы. Проведенные расчеты показали, что реализация «концепции» Ребю также требует высокой плотности т более 1,2 10|4см"3 и большой длины силовой линии Ь > 50м. Последующее моделирование подтвердило эти оценки.

Серьезной альтернативой мог бы стать «радиационный» дивертор, Оценки показывали, что введение относительно небольшой концентрации (около 1%) примеси со средним зарядом, Бе или №, в диверторную пдазму позволило бы излучать до 80% мощности при относительно низком пэ и тем самым ' существенно уменьшить пиковые нагрузки и эрозию диверторных пластин.При этом открытым оставался вопрос аккумуляции примеси, введенной в дивертор, в основной плазме. В то время, фактически, не было кодов ( или ЭВМ), которые могли бы решать подобную задачу. Последующие годы позволили смоделировать режим дивертора ЙТЭРа, как комбинацию радиационного дивертора совместно с концепцией закрытого газового дивертора (концепция Ребю). Кроме того, многочисленные эксперименты, стимулированные потребностями проекта ИТЭРа, показали возможность отрыва плазмы от диверторной пластины в условиях закрытого дивертора и напуска примеси (Аг, Ые). Одновременно стало окончательно ясно, что для реактора ДЕМО решить проблему дивертора традиционным подходом, по-видимому, не удастся из-за чрезмерно высоких тепловых нагрузок на твердотельные пластины дивертора. Для расчета тепловых нагрузок были использованны два 2-х мерных МГД кода (ОС>С83 и ВБ'1с91) для ионов основной плазмы и примеси (001с91). Условия ДЕМО характеризуются гораздо большей величиной энергии, поступающей в диверторную область и меньним расхождением магнитных силовых линий. Результатом являются более узкие распределения профилей температуры и более высокое пиковые нагрузки. На рис.17 показано распределение потока энергии, падающего на пластину. Полуширияа рапределения на пластине менее 3 см. Пиковая нагрузка достигает на наклонной пластине 100 МВт/м2. Зависимость плотности ионов у пластины N(1 , пиковой нагрузки С! и электронной температуры Те от плотности на сепаратрисе ( Рис. 18 ) указывает на то, что данные параметры находятся вблизи переходной зоны от режимов горячей плазмы в режимы с холодной плазмой. Однако получение таких режимов требует повышения плотности на сепаратрисе до величин, превышающих плотность 10|4см'3.

В качестве входных требований для проработки конструкции приемных диверторных устройств были выбраны:

- пиковая тепловая нагрузка (перпендикулярно сепаратрисе) - 300 МВт/м2,

- средняя энергия падающих ионов - 800 эВ,

- поток частиц на пластину - 2 1024м"2с"'

В ДЕМО были рассмотрены нетрадиционные концепции приемных диверторных поверхностей: вращающиеся Ве-барабаны, охлаждаемые галлием, а также капельные и пленочные поверхности, образованные жидким литием. Проведенные рассмотрения ( см. ниже) позволяют заключить, что использование жидкого лития в концепции энергонапряженных компонентов дивертора представляется достаточно привлекательным. 2Д моделирование диверторной плазмы с учетом динамики взаимодействия водородной и литиевой компонент плазмы дает достаточное запирание лития у диверторной пластины и снижение тепловой нагрузки за счет объемного переизлучения, поступающей в дивертор энергии.

Рис. 17.Распределение потока энергии на пластине.

300.

250-.

200-.

150-.

100.

5-£-5--ё-§—йг

N. Ю'Чм0

Рис. 18. Зависимость параметров от плотности на сепаратрисе ( при входной мощности в дивертор 250 МВт).

3.3.4.Удержание альфа-частиц и неустойчивость альфеновских волн.

В ДЕМО могут иметь место потери альфа-частиц из-за развития неустойчивости глобальных альфеновских волн в щели альфеновского континуума. Эта неустойчивость вызывается градиентом давления альфа-частиц и может стабилизироваться бесстолкновительным или столкновительным затуханием. В токамаке могут формироваться щели в альфеновском континууме.

При возвуждении альфеновских волн в щелях континуума затухание невозможно, и развитие неустойчивости может приводить к потерям альфа-частиц.

На структуру альфеновского континуума в торе существенное влияние оказывает величина и шир магнитного поля. На рис. 19 показано типичное распределение

Рис. 19 Распределение тока и я по магнитным поверхностям при

Я(0) = 1.01; я = 2.9 ;В = 6.86 Т и п = 10м см"3. Структура альфвеновскогоконтинуума для ДЕМО-И. равновесных параметров плазмы для ДЕМО-И и соответствующий ему альфеновский континуум. В континууме обнаружены две щели. В щели, соответствующей низким значениям частоты расположена ТАЕ с частотой ш=3 10" V , которая может быть неустойчива.

Для ДЕМО-С распределение равновесных параметров и альфеновский континуум даны на рис 20. Из-за немонотонного профиля распределения тока' происходит сильная деформация тороидального континуума и щелей фактически нет. В этом случае раскачка ТАЕ будет затруднена из-за сильного затухания.

3.3.5.МГД устойчивость реактора ДЕМО.

Анализ МГД устойчивости плазмы реактора ДЕМО проводился, как для модельных профилей тока и давления плазмы, так и самосогласованно для профилей тока и давления плазмы , полученным из энергобаланса плазмы. Основные результаты совпали. Однако, роль неоклассических островов на ограничение предельного давления во время проведения анализа не была известна. Этот эффект , по-видимому, ограничит для ДЕМО-И, но не повлияет на результаты, полученные для ДЕМО-С.

Для ДЕМО-С результаты показали следующее: - при немонотонном распределении Цу с высоким Цмин почти весь объем плазмы переходит во вторую зону устойчивости, рост градиента давления —с!р/сЬ|/, практически, не ограничен. по внешним винтовым модам с бесконечно удаленной стенкой устойчивые значения gт малы, 1,9-2,2; идеально проводящая стенка оказывает сильно стабилизирующее влияние - положение стенки на ате/а =1,25 снимает ограничение на gт.

3.4.0бщая компоновка реактора.

Для реактора ДЕМО-И была проработана общая компоновка реактора, схема обслуживания и системы нагрева плазмы. Компоновка имеет традиционный вид для систем с однонулевой конфигурацией и вертикальной схемой обслуживания. 16 ЬГЬзБп сверх проводящих катушек формируют систему тороидального магнитного поля. Полоидальная система состоит из 12 МЬ"П круговых катушек. Тороидальные катушки опираются на центральный соленоид. С учетом циклической усталости система магнитных полей допускает 330000 разрядных импульсов.

Реактор имеет 16 горизонтальных патрубков для подсоединения внешних систем и организации доступа к внутрикамерным системам. Были рассмотрены два метода нагрева и генерации тока: инжекция нейтралов и ионно-циклотронная система. Общая установленная мощность этих систем 120 кВт.

Рис. 20 Распределение тока и я магнитным поверхностям для ДЕМО-С при я(0)=5.17; 7.1; В=9 Т п=Ю см"3, структура альфвеновского континуума.

Для системы инжекции выбран ВЧ ускоритель и плазменный нейтрализатор, обеспечивающие получения пучков нейтралов с энергий 3 МэВ • при эффективности 40%. Мощность одного модуля 20 МВт.

Система быстрых волн на частоте 94 МГц с полной энергией 90 МВт и эффективностью около 55% может обеспечить в реакторе ДЕМО-С выполнение функций нагрева и генерации тока.

3.5.Диверторс жидкой литиевой поверхностью, обращенной к плазме.

Для реактора ДЕМО были рассмотрены диверторные мишени с открытой поверхностью жидкого лития, нагружаемые высокими, сильно пикированными тепловыми потоками (до 300 МВт/м2 вдоль сепаратрисы). При таких тепловых потоках ни одно из ранее ( в частности, для ИТЭРа) рассматривавшихся приемных устройств дивертора с твердой неподвижной поверхностью не сможет обеспечить продолжительную и надежную работу реактора. Были рассмотрены концепции дивертора с быстротекущими пленками и капельными завесами жидкого лития.

В принципе, для отвода высоких тепловых потоков можно было бы использовать мишени с неподвижной открытой поверхностью жидкого лития, имеющего большую величину теплоты испарения (около 22 кДж/г). При этом, если соотношение поверхностей интенсивного теплового нагружения (испарения ) и поверхности конденсации составит ~20-60, то теплоотвод на поверхностях конденсации необходимо будет обеспечить при приемлемых потоках около 5 МВт/м2. Однако при таком подходе может возникнуть проблема ограниченного пространственного доступа для обеспечения подвода ■ и отвода теплоносителя к пластинам, на которых происходит конденсация. Кроме того при конструировании необходимо учитывать газодинамические эффекты взаимодействия плазмы и лития. Для анализа газодинамического взаимодействия неподвижной мишени с потоком плазмы в качестве одного из предельных случаев принималось, что практически вся энергия, выносимая в объем дивертора, идет на испарение с поверхности. Это означает, что экранированием слоя низкоэнергетичной плазмы у поверхности мишени пренебрегают. В рамках одномерной модели движения, с учетом возможной конденсации пара получено, что температура поверхности лития может достигать 1450 С при плотности потока энергии порядка 150 МВт/м2. Давление (величиной около 2,5 кПа), возникающее как результат испарения струи лития и действующее на поверхность жидкого лития в месте падения теплового потока, образует на поверхности каверну глубиной до 0,5 м. Этот эффект необходимо учитывать при проектировании, иначе жидкий литий, (текущий или неподвижный) в виде пленки на поверхности подложки, может быть выжат, что приведет к оголению поверхности и ее разрушению. Скорость испарения лития при таком тепловом нагружении составляет около 5,6 кг/ м2 с (всего 18 кг/с), что вызывает вопрос о совместимости таких потоков лития с возможностью поддержания основной термоядерной плазмы из-за накоплении в ней лития и «срыва» разряда. Решение этой проблемы искали путем использования быстротекущих пленок (или капельных завес), а также моделированием экранирующих свойств диверторной плазмы.

Выбор концепции с ЖМ литиевым дивертором мотивировался следующими аргументами:

- низким зарядом ядра, высокой температурой кипения и высокой теплотой испарения лития;

- возможностью откачки частиц, поступающих в дивертор, за счет их внедрения и удержания в жидком литии;

- устранением проблемы термоциклирования для поверхности мишени, контактирующей с потоками частиц;

- приемлемым временем жизни мишеней, благодаря возобновлению пленки жидкого лития.

Взаимодействие жидкого лития с плазмой было рассмотрено для двух предельных случаев:

- в первом предполагалось, что жидкий литий подвергается прямому воздействию теплового потока плотностью 100-150 МВт/м2(с учетом наклона пластины); были определены основные технические требования и параметры систем дивертора;

- во втором - анализировалась динамика литиевой плазмы при помощи двухмерного МГД-кода, учет взаимодействия плазмы и лития позволяет значительно снизить тепловые нагрузки за счет переизлучения энергии.

3.5.1.Пленочная и капельная концепции дивертора.

Для снижения количества лития, испаряющегося с поверхности мишеней и попадающего в плазму реактора, рассматривалась концепция охлаждения мишеней высокоскоростными пленками лития. Для схемы охлаждения из двух вертикальных мишеней, расположенных под внутренней и внешней ветвями сепаратрисы, получены следующие результаты: поверхность пленки при скорости течения 4,8 м/с в зоне приложения пика (170 МВт/м2) теплового потока вскипает; при увеличении скорости пленки в 2 раза температура поверхности пленки может быть снижена до 1050-1070°С; если предположить, что механизм турбулентного переноса тепла в магнитном поле не будет подавлен, то максимальная температура лития не превысит 900-950°С.

При таких температурах скорость испарения пленки будет 8-10 кг/с, что . составляет 1-1,2% от общего расхода лития, прокачиваемого через дивертор.

При использовании четырех приемных мишеней (двух вертикальных и двух наклонных с предположением о перераспределении падающей нагрузки) можно уменьшить скорость испарения: при среднем подогреве лития на 400°С до 3-3,1 кг/с, а при подогреве на 150°С - до 0,32 кг/с. Требующаяся мощность на У прокачку лития равна 1,56 и 4,16 МВт при подогревах на 400 и 150"С, соответственно. Инженерный анализ, в целом, показал возможность реализации пленочного течения в диверторе, хотя остаются вопросы устойчивости течения, влияния перетекающих токов между плазмой и ЖМ, поведение при срыве плазмы, удаления трития из лития и т.д.

Для «капельной» концепции с учетом неоднородности поверхности завесы ( вылет капли в сторону плазмы) уменьшение скорости испарения существенно ниже.

Таким образом, с теплофизической точки зрения представляется возможным создание пленочных и капельных концепций дивертора. Однако эти концепции отличает сложная техническая реализация и высокая скорость испарения лития, при которой возникает вопрос о совместимости существования горячей плазмы с такими потоками лития. Принципиальным становится вопрос о возможности экранировки плазмой диверторных пластин за счет переизлучения энергии на литиевой мишени, формируемой за счет испаренного в диверторе лития. При существенном эффекте переизлучения необходимость реализации технически сложных концепций быстротекущих пленок может быть заменена практически неподвижной открытой поверхностью лития формируемой, например, капиллярно-пористой структурой.

3.5.2.Экранирование пластин диверторной плазмой.

Режимы работы дивертора с литиевой излучающей мишенью были исследованы при помощи 2Д МГД-кода ООю95, учитывающего величины потоков испаряющегося лития с поверхности дивертора в зависимости от величины тепловой нагрузки (и следовательно температуры поверхности лития) , которая в свою очередь определяется параметрами литиевой плазмы над пластиной и эффективностью переизлучения энергии в этой плазме. Характерной особенностью программы является самосогласованное моделирование диверторной плазмы, нейтрального газа и примесей в реальной геометрии.

Поток лития для параметров ДЕМО-С определяется тепловым потоком из плазмы в диверторный слой. При моделировании материальных поверхностей предполагалось, что частицы лития на них полностью сорбируются.

Моделирование проводилось для типичных параметров реактора ДЕМО:

- энергия, выносимая в диверторный слой 390 МВт;

- плотность электронов на сепаратрисе 9х 1013 см"3; Моделирование показало, что основная доля энергии, отводимая в дивертор, излучается в окрестности мишени дивертора нейтральным литием, который, экранируя мишень, снижает плотность теплового потока на жидкий литий до 1,3 МВт/м2. Плотность распределений для разных ионов лития вдоль сепаратрисы в зависимости от расстояния до мишени показана на рис.21.

Рис.21. Распределение плотностей ионов литиевой плазмы на сепаратрисе в направлении от плоскости симметрии плазменного шнура к мишени

Плотности ионов лития Li* и Li2+ сосредоточены вблизи поверхности диверторной мишени. Тем не менее, заметная доля ионов Li3+ достигает X-точки. Максимальный заряд Zxefr

Из расчетов следует, что тепловой поток на пластины дивертора существенно снижается без добавления каких-либо тяжелых примесей при электронной плотности на сепаратрисе в (экваториальной) плоскости симметрии nV=9xl013 см"3.

Таким образом пары лития формируют у пластины плотную литиевую плазму с эффективным переизлучением подводимой вдоль сепаратрисы энергии, тем самым защищая мишени дивертора от чрезмерной тепловой нагрузки. Полученные величины тепловой нагрузки позволяют рассматривать в качестве диверторной пластины неподвижные литиевые мишени с неподвижной открытой поверхностью.

3.6. Система преобразования энергии и бланкет DEMO

Выбор системы преобразования энергии основывался на требовании высокого коэффициента преобразования (к > 40%) и определил в качестве теплоносителя жидкий металл или газ. Был выбран паро-турбинный цикл с выходной температурой 590-600 °С (для жидкого металла) и 620-650 °С (для газа), при которой коэффициент преобразования достигает 46%.

Среди возможных концепций бланкета были выбраны две:

1) бланкет с керамическим бридерным материалом (Li4Si04), гелиевым охлаждением и бериллиевым размножителем нейтронов.

2) самоохлаждаемый литиевый бланкет.

Для керамического бланкета была выбрана блочная конструкция, которая позволяет независимую замену каждого отдельного модуля без замены сегмента. Позже аналогичная блочная концепция бланкета была выбрана для ИТЭРа. Газообразный гелий (теплоноситель) при давлении ЮМПа имеет входную и выходную температуры 300 °С и 650 °С соответственно. В качестве конструкционного материала выбрана ферритная сталь. Эта конструкция обеспечивает достаточный запас по коэффициенту воспроизводства трития К^— 1,2 и хорошие защитные характеристики.

Самоохлаждаемый литиевый бланкет обладает относительно простой конструкцией. Совместимость лития и ванадиевого сплава, как конструкционного материала, в диапазоне до 600-700 °С ожидается хорошей. Входная и выходная температуры лития 300 °С и 550 °С при давлении 1 МПа. Скорость лития в каналах первой стенки до 2 м/сек. Для увеличения коэффициента воспроизводства трития в конструкции необходимо использовать бериллий для размножения нейтронов. В целом, запасы по Кт и защитным свойствам бланкета в предложенной конструкции небольшие.

3.7.Активация конструкционных материалов

В качестве основного конструкционного материала первой стенки и бланкета в реакторе ДЕМО были выбраны сплавы на основе ванадия V-5Cr-5Ti-0,5Si, а также ферритная сталь Fe-9Cr-l,5W-0.35V-0.07Ta.

Ванадиевый сплав был выбран из-за более высокой рабочей температуры . и низкой активируемости. Возможность разработки низкоактивируемого сплава для ТЯР является очень важной задачей для демонстрация экологического и экономического потенциала ТЯР. Кроме того, исходя из ограниченности запасов ванадия, при анализе активирумости ванадиевого сплава ставилась задача определения возможности повторной переработки и использования сплава, отработавшего свой ресурс. Был проведен большой цикл расчетов активации различный элементов реактора с учетом состава примесей в ванадиевых сплавах, производимых в стране. При этом за предельные уровни мощности контактной дозы у-излучения, устанавливающие правила и требования обращения с радиоактивными материалами, принимались американские нормы радиационной безопасности 10CFR61, устанавливающие для дистанционной переработки (remote level) 10 мЗв/ч, для ручной переработки (hands on level) - 0,025 мЗв/ч . Как показали расчеты, контактные мощности дозы для сплавов ванадия, облученных в первой стенке реактора ДЕМО до флюенса 35 МВт лет/м2 (эквивалентного непрерывному облучению в течение 12 лет при средней нейтронной нагрузке 2,91 МВт/м2) определяются, в основном, примесями, присутствующими в сплаве (Рис.22).

Контактная мощность дозы от гипотетически чистого ванадия (без примесей) и сплава У-5Сг уже через 40 лет после остановки реактора достигает величины 25 мкЗв/ч, допускающие непосредственное ("ручное") обращение персонала с материалом. Добавка 5% титана к "чистому" сплаву У-5Сг и учет в сплаве других технологических примесей (У-5Сг-5'П-£) повышают мощность дозы в 100 и 1000 раз соответственно. В этом случае уровень 25 мкЗв/ч достигается для сплава У-5Сг-5*П через 300 лет, а для сплава У-5Сг-5'П-Е -практически не достижим (нужно более 105 лет). Основной вклад в мощность дозы для гипотетически чистого сплава У-5Сг-5П через 10 лет после остановки реактора вносит радионуклид "2К (Т1д=12,5 лет), получающийся при распаде изотопа42Аг (Т|/2 = 33 лет), который нарабатывается на ядрах 51V и значительно более интенсивно - на изотопах титана 46"49~п- Если в период 10-100 лет из беспримесного сплава удалить 42Аг, например, путем вакуумной переплавки, то мощность дозы понизится до 1 мкЗв/ч.

Удельные вклады в мощность дозы (мкЗв/ч) сплава У-5Сг-5Т1 с примесями на 1 млн"1 (10"4 мас.%) содержания примесного элемента после облучения в первой стенке реактора ДЕМО до флюенса 35 МВт лет/м2 даны в таблице.

20 лет 40 лет 100 лет

Примес ь р. 1 15р Примес ь р. * ьу; Примес ь р. 1 кр

Со 3,8x105 Со 2,7x10" Аё 3,6x103

Ей 4,0x10" Ей 7,8x103 ТЬ 6,3x102

Бш 3,0x10" 8ш 5,8х103 №э 4,0x102

А8 5,6x103 АЕ 5,Зх103 Ей 1,3х102

N1 5,0x103 ТЬ 8,0х102 Бт 60

Си 3,0x103 ыь 4,0х102 Со 8,0 ть 8,3x102 № 3,8x102 № 4,6

4,0x102 Си 2,1х102 Мо 3,6

Рис.22. Мощность дозы ванадиевого сплава после облучения в первой стенке бланкета реактора ДЕМО. Время облучения 12 лет, нейтронная нагрузка 2,91 МВт/м2.

Приведенные данные показывают, что достижение уровня дозы, при которой допускается ручная переработка облученного материала, возможно при очень низком содержании примесных элементов. Заметно смягчаются эти требования лишь для времен выдержки сплава 100 и более лет. Однако даже и в этом случае требуется значительная очистка от примесей. Ситуация несколько улучшается для материалов, облучаемых в позициях, удаленных от первой стенки.

Были проанализированы новые или усовершенствованные методы возможной очистки. В частности, были рассмотрены технологии получения особо чистых исходных материалов: ванадия, хрома, титана. Одной из основ такой технологии может быть центробежный метод изотопного обогащения и очистки на газовых центрифугах, например, выделение изотопа 5"И . Замена в сплаве естественной смеси изотопов "П на 50"П значительно уменьшает наработку 42Аг и его вклад в остаточную активность сплава. Были проанализированы имеющиеся технологические процессы в металлургии и радиохимической переработке ванадиевых конструкционных материалов, и проведен поиск процессов, позволяющих снизить наведенную активность в конструкционных материалах ДЕМО и подготовить их для дальнейшей переработки и использования.

В связи с этим была проверена технология извлечения Ре, Со, №, Си, Бт, Ей и Аг из металлического ванадия методом экстракции этих примесей во вторую металлическую фазу, не смешивающуюся с расплавом ванадия, аналогично экстракции органическими растворителями из водных растворов. В основе предлагаемой технологии лежит способность иттрия образовывать с Ре, Со, N1, Си, Ag многочисленные интерметаллические соединения. Были проведены соответствующие эксперименты. Сравнение результатов испытаний образцов ванадия до и после плавки под слоем иттрия показывает, что снижалось содержание следующих элементов: А1 - в 3,5 раза; - в 1,4 раза; № -в 2 раза; Си - в 13,3 раза; Zт - в 6 раз; № - в 4 раза; Мо - в 2 раза; Р - в 2 раза; Б -в 2,5 раза. Хотя полученные коэффициенты очистки недостаточны, есть возможность дальнейшего совершенствования данной методики. Кроме того, требуется проведение экономических оценок технологий переработки (или очистки) ванадиевых сплавов.

3.8.3аключение.

Анализ состояния и перспектив развития управляемого термоядерного синтеза ставит в повестку дня необходимость рассмотрения концепций будущего демонстрационного термоядерного реактора. Физическая и инженерная база, развитая при проектировании реактора ИТЭР, дает достаточную основу для проектных разработок реактора ДЕМО. Результаты разработки основ концепции демонстрационного энергетического термоядерного реактора определили наиболее принципиальные проблемы проектирования такого реактора, а их анализ показал принципиальную возможность его создания.

4.Основные результаты работы.

1. В интересах проектирования термоядерного реактора исследовано взаимодействие водорода с первой стенкой токамака.

Экспериментально определены основные параметры взаимодействия:

- падающий и захваченный потоки;

- коэффициент рециклинга;

- десорбция водорода;

- энергии ионов и электронов в пристеночной плазме.

2. Разработана модель взаимодействия водорода с нержавеющей первой стенкой токамака. Определены основные входные параметры модели, рассчитаны потоки трития во внешние системы и теплоноситель термоядерного реактора.

3. Развиты экспериментальные методы определения потоков и энергии ионов ( атомов) водорода в пристеночной плазме.

4. Показана определяющая роль турбулентного переноса ионов в пристеночной плазме, как возможного механизма их переноса на первую стенку.

5. Представления о взаимодействий «плазма-стенка» позволили в экспериментах на токамаке ТМ-4 определить роль переноса частиц в энергобалансе плазмы при электронно-циклотронном нагреве.

6. Физическая и инженерная база данных экспериментального термоядерного реактора ИТЭР дает достаточную основу для проектных проработок демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО.

7. Определены программные цели реактора ДЕМО, разработаны технические требования.

8. Выявлены ключевые физические проблемы и проведен их анализ:

- удержание энергии,

- МГД устойчивость,

- отвод энергии и частиц,

- удержание альфа-частиц.

9. Показано, что концепция стационарного реактора ДЕМО, основанная на генерации тока за счет «бутстреп-эффекта», обладает улучшенными характеристиками по МГД устойчивости, удержанию альфа-частиц и энергии.

10. Определены основные концептуальные решения по инженерным системам реактора ДЕМО.

11. Для решения проблемы дивертора ДЕМО рекомендуется система с открытой литиевой поверхностью.

12. Определены требования к ванадиевым сплавам первой стенки и бланкета, обеспечивающие рециклирование этих материалов.

13. Анализ концептуального проекта реактора ДЕМО показал принципиальную возможность его создания.

14. Концептуальный проект национального демонстрационного термоядерного реактора дал основу для разработки испытательных модулей бланкета, предназначенных для испытания на реакторе ИТЭР.

Диссертация написана по опубликованным работам:

1. A.V. Gorshkov, V.I.Poznyak, K.A.Razumova, V.V. Sannikov, Yu.A.Sokolov, I.S.Bondarenko, L.I.Krupnik, I.S.Nedzelsky. Plasma potential and its variation with ECRH on the TM-4 tokamak. 10-th European Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, Moscow, v.l, A-20,1981.

2. C.A. Грашин, Ю.А. Соколов, A.E. Городецкий, А.П. Захаров, А.А. Колесниченко, В.М. Шарапов. Взаимодействие водорода с материалом разрядной камеры токамака ТМ-4. Препринт ИАЭ-3622/7,1982.

3. S.A. Grashin, Yu.A.Sokolov, V.H.Alimov, I.I. Arhipov, A.I.Gorodetsky, A.P. Zakharov, G.A. Tvardauskas. Deuterium and impurity fluxes in scrape-off layer of tokamak studied by collecting probes. 13-th Europian Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, Schliersee, v.3, Tu-27,1986.

4. S.A. Grashin, Yu.A.Sokolov, V.H.Alimov, A.I.Gorodetsky, A.P. Zakharov, M.A.Lomidze, A.I. Fomichev, V.M.SharapovCollecting Si-probes for investigation od deuterium fluxes and energies in the tokamak scrape-off layer. Journal of Nuclear Materials 176& 177(1990),1022-1026.

5. Yu.A.Sokolov, A.I.Gorodetsky, S.A. Grashin, V.M. Sharapov, A.P. Zakharov, G.A. Tvardauskas. Interaction of hydrogen with the material of the discharge chamber of tokamak TM-4. Journal of Nuclear Materials 125(1984), 25-32.

6. И.С. Бондаренко, В.И. Бугаря, A.B. Горшков, C.A. Грашин, В.Ф. Денисов, Л.И. Крупник, И.С. Недзельский, С.В. Неудачин, В.И. Позняк, В.В. Санников, Ю.А. Соколов, В.В. Хилиль. ЭЦР нагрев плазмы в установке ТМ-4.Изучение коэффициентов переноса. Препринт ИАЭ-3630/7,1982.

7. М.М. Дремин, Ю.А. Соколов, Т.В. Шафранов. Турбулентный перенос в тени диафрагмы Т-10 при омическом и ЭЦ нагреве плазмы. Всесоюзная конференция по физике плазмы. Звенигород, 1987.

8. Ю.А. Соколов. Выбор концепции ИТЭРа и первый этап концептуального проектирования. Атомная энергия, т.68,вып.1, январь 1990.

9. Ю.А. Соколов. Продолжение концептуального проектирования ИТЭР. Атомная энергия, т.69,вып.5, ноябрь 1990.

10. Ю.А. Соколов. Итоги рассмотрения эскизного проекта международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия : термоядерный синтез, вып.З, 1991.

11. К. Tomabechi, J.R.Gilleland,Yu.A.Sokolov, R.Toschi and ITER Team. ITER Conceptual Design. Nuclear Fusion, Vol. 31, No.6( 1991).

12. R.W.Conn, F. Najmabadi, M.S.Tillack, Y.Seki, Yu.A. Sokolov, J Cleveland, V.V. Demchenko. Fusion reactor design and technology. Nuclear Fusion,Vol.34, No.5(1994).

13. Yu.A. Sokolov. Status of fusion reactor design and technology in Russia. Fusion Engineering and Design , 25 (1994), 67-72.

14. Yu.A. Sokolov. Plasma physics and plasma engineering: status and R&D needs. Fusion Engineering and Design, 25 (1994), 15-19.

15. Yu.A. Sokolov, G.E. Shatalov. On the conceptual design of DEMO reactor. Plasma Devices and Operations, 1994, Vol. 3, pp.23-30.

16. Yu.A. Sokolov. Study of DEMO reactor concept in Russia. Fusion Engineering and Design, 25 (1994), 159-167.

17. Yu.A. Sokolov. Overview of the Russian DEMO plant study. Fusion Engineering and Design, 29 (1995), 18-27.

18. Проект ДЕМО. Основы концепции демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО. Часть 1. Москва. ИЯС РНЦ «Курчатовский Институт», 1992.

19. Проект ДЕМО. Основы концепции демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО. Часть 11- Описание конструкции систем и режимов работы реактора. Москва. ИЯС РНЦ «Курчатовский Институт», 1993.

20. Проект ДЕМО. Основы концепции демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО. Часть 111- Вопросы разработки концепции дивертора с открытой поверхностью лития. Активация материалов реактора. Москва. ИЯС РНЦ «Курчатовский Институт», 1997.

21. Б.Н.Колбасов, Д.К.Курбатов, П.В.Романов, Ю.А.Соколов, В.Т.Готовчиков, А.В.Носиков, А.М.Суворов. Переработка облученных ванадиевых конструкционных материалов реактора ДЕМО. Вопросы атомной науки и техники. Серия: термоядерный синтез, вып.26,

22. Ю.А.Соколов,. ИЛЗ.Альтовский, А.А.Борисов, Н.Н.Васильев,

A.А.Григорьян, В.Ф.Зубарев, Б.Н.Колбасов, Д.К.Курбатов,

B.М.Леонов, Ю.М.Михайлов, С.А.Мошкин, В.И.Пистунович, А.Р.Полевой, В.А.Пожаров, П.В.Романов, А.М.Суворов, Г.Е.Шаталов, Ю.С.Шпанский. Разработка концепции демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО. Вопросы атомной науки и техники. Серия: термоядерный синтез, вып.24.

23. Yu.A. Sokolov, I. V. Altovsky, A.A. Borisov, N.N. Vasiliev, A.A.Grigorian, B.N. Kolbasov, D.K. Kurbatov, V.M. Leonov, S.A. Moshkin, V.I.Pistunovich, A.R. Polevoy, V.A. Pozarov, P.V. Romanov, Yu.S. Shpanskii, G.E.Shatalov, V.F. Zubarev, A.I.Dedurin, A.M. Suvorov, Yu.M.Mikhailov. Russian DEMO plant study. Plasma Devices and Operations, 1998,Vol. 6, pp. 3-15.

24. 1 .VJ.Bugarya, A.V. Gorshkov, S.A.Grashin, V.P.Denisov, K.A.Razumova, V.V. Sannikov, Yu.A.Sokolov, V.M.Trukhin, V.V.ffilil, I.S.Bondarenko, L.I.Krupnik, I.S.Nedzelsky. The sudy of subwall plasma parameters in the TM-4 tokamak with different methods of the chamber wall cleaning. 10-th European Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, Moscow, v.l, A-15,1981.