Для успешного осуществления реакции термоядерного синтеза необходимо решить проблему защиты стенки реактора, которая будет подвержена экстремально большим тепловым нагрузкам и облучением большими потоками частиц, а также высокому уровню нейтронной радиации. Эрозия материала, контактирующего с плазмой в термоядерном реакторе, приводит к образованию примесей в плазме, что сокращает время ее существования, а также ограничивает время использования материала. Захват и проницаемость изотопов водорода в материале приводят к уменьшению трития в плазме, при этом делая невозможным термоядерную реакцию, и осложняют процедуру извлечения трития из системы охлаждения. Кроме того, накопление и проницаемость трития – одни из основных нерешенных проблем безопасности для строящегося международного термоядерного реактора ITER и для будущего первого демонстрационного термоядерного энергетического реактора-токамака DEMO. Также водородное охрупчивание и гелиевое разбухание в термоядерном реакторе являются важными вопросами, определяющими применимость материала.
Ферритно-мартенситные стали рассматриваются как одни из кандидатов в материалы камеры реактора на быстрых нейтронах, а мало-активируемые ферритно-мартенситные стали становятся приоритетными структурными материалами для термоядерного реактора. Для работы при относительно высоких температурах были разработаны мало-активируемые стали Eurofer97, F82H и Rusfer в Европе, Японии и России соответственно. Стали нового поколения, усовершенствованные за счет оксидного дисперсного упрочнения посредством добавления нано-частиц Y2O3, показали улучшенную высокотемпературную прочность и уменьшение радиационно-индуцированных микроструктурных изменений. На данный момент хорошо изучены их механические и физические свойства, влияние легирования, термообработки и коррозии. Однако, недостаточно известно о взаимодействии плазмы и газа с этими сталями, а именно: о миграции и захвате водорода и гелия и эрозии этих сталей под действием плазмы.
В существующих токамаках ASDEX Upgrade (AUG) и JET для защиты областей стенок с максимальной тепловой нагрузкой (дивертор) используются вольфрам, его сплавы и покрытия. Вольфрам также предполагается использовать в качестве материала дивертора для ITER и DEMO. Основные проблемы его применения – радиационное охрупчивание, повышение накопления водорода и гелия в результате радиационных повреждений и высокие потери мощности из-за присутствия примеси вольфрама в плазме. Альтернативным решением в качестве обращенного к плазме материала являются нано-структурированные вольфрамовые покрытия на сталях, позволяющие уменьшить скорость эрозии материла.
В НИЯУ МИФИ на кафедре физики плазмы (№21) под руководством старшего научного сотрудника Ольги Вячеславовны Огородниковой реализуется проект «Фундаментальные аспекты взаимодействия водорода и гелия с новым поколением мало-активируемых ферритно-мартенситных сталей и нано-структурированными вольфрамовыми покрытиями на сталях». Он сконцентрирован на изучении широкого спектра процессов, включая эрозию, диффузию и захват водорода и гелия в мало-активируемые ферритно-мартенситные стали и нано-структурированные вольфрамовые покрытия на сталях, изменение микроструктуры, состава и морфологии комплексных материалов при долгом времени облучения плазмой и при облучении высокими потоками тепла.
Проводимые исследования, многоуровневое моделирование, включающее расчеты из первых принципов, использование метода молекулярной динамики и решение кинетических уравнений – все это по утверждению специалистов позволит установить фундаментальные параметры взаимодействия гелия и изотопов водорода с материалами нового поколения. Основная цель работы – обеспечить связь между фундаментальными вычислениями и интерпретацией экспериментальных данных. Комбинируя эксперимент с моделированием, ученые рассчитывают получить глубокое понимание физики атомарных процессов, дающее возможность предсказать использование различных видов сталей как материалов, контактирующих с плазмой, а также дать рекомендации разработчикам по улучшению свойств сталей и вольфрамовых покрытий.