Проблема разрушения материалов первой стенки вакуумной камеры – одна из ключевых для термоядерных реакторов, основанных на магнитном удержании плазмы. Предполагается, что наиболее походящим материалом для создания такой стенки является вольфрам. Однако для того, чтобы использовать его в экспериментальном термоядерном реакторе ИТЭР, необходимо понимать, какие процессы происходят с этим материалом при экстремальных нагрузках.
Ученые Института ядерной физики им. Г И. Будкера СО РАН (ИЯФ СО РАН) нашли новый способ определения опасных внутренних механических напряжений, возникающих вследствие пластических деформаций поверхности металла от тепловых нагрузок. Уникальность метода в том, что он позволяет в реальном времени наблюдать за деформацией металла. Работа поддержана грантом РНФ 19-19-00272 и награждена диплом 3-ей степени на Конкурсе молодых ученых (КМУ) ИЯФ СО РАН.
Устойчивость материалов первой стенки вакуумной камеры – одна из ключевых проблем при создании источника энергии на основе управляемого термоядерного синтеза. Ожидается, что температура плазмы в токамаке ИТЭР будет составлять 150 млн градусов.
Плазма в термоядерной установке всегда взаимодействует со стенкой вакуумной камеры. Ограниченное проникновение плазмы сквозь магнитное поле естественно, а также необходимо для вывода из плазмы примесей, гелиевой «золы» и части полученной в реакторе энергии. Кроме того, реактор предположительно будет работать в режиме, при котором неизбежны неконтролируемые выбросы плазмы. Сейчас наиболее подходящим материалом для первой стенки вакуумной камеры термоядерного реактора считается вольфрам – металл, устойчивый к термическим и радиационным нагрузкам. Но под воздействием плазмы он деформируется и подвергается эрозии.
«Эрозия поверхности вольфрама опасна тем, – комментирует призёр КМУ, выпускник магистратуры Новосибирского государственного университета Дмитрий Черепанов, – что может повлиять как на удерживаемую в токамаке плазму, так и создать угрозу радиоактивного заражения прилегающей к реактору территории. В результате попадания микрочастиц вольфрама в плазму, ее температура будет снижаться, что негативно повлияет на работу реактора. Опасность деформации пластины вольфрама состоит в том, что она является причиной растрескивания поверхности металла. Этот процесс, в свою очередь, снижает устойчивость вольфрама к последующим возможным тепловым ударам, что может привести к ухудшению удержания плазмы в токамаке».
Ученые ИЯФ СО РАН провели эксперимент на стенде BETA, входящем в состав уникальной научной установки «Комплекс ДОЛ». В эксперименте частично воссозданы те условия, которые будут в экспериментальном термоядерном реакторе ИТЭР.
«Никто в мире пока не умеет воспроизводить полные условия, которые будут в ИТЭР, – пояснил научный руководитель призёра КМУ, главный научный сотрудник ИЯФ СО РАН Леонид Вячеславов. – Мы воспроизвели условия по интенсивности нагрева и, главное, мы единственные в мире, кто может наблюдать, что происходит с поверхностью вольфрама непосредственно во время эксперимента. Особенностью нашего стенда является возможность исследовать поведение материала непосредственно во время нагрева и сразу после него. Это позволяет детально исследовать процесс разрушения материала, что делает эксперимент гораздо более информативным и ускоряет его проведение. При не слишком мощных нагрузках разрушение материала начинается незаметно с небольших, почти неразличимых снаружи пластических деформаций поверхности, приводящих к опасным внутренним механическим напряжениям. Важность полученного нами результата в том, что был найден новый простой способ определения этих напряжений, не вынимая образец из испытательной камеры. В материаловедении неразрушающих способов определения внутренних напряжений в непрозрачных материалах мало, и они достаточно сложны».
Дмитрий Черепанов отметил, что для экспериментов используются небольшие пластины из катанного вольфрама и вольфрама, который изготавливается для центральной части дивертора (специального устройства, которое принимает основной поток плазмы).
«Эти пластины загружаются в вакуумную камеру установки, – пояснил он, – а затем облучаются электронным пучком миллисекундной длительностью и с заранее заданной энергией. Обратная сторона этих пластин всегда отполирована до зеркального блеска. Величина изгиба пластин определяется по изменению размера поперечного сечения лазерного пучка, отраженного от этой поверхности. На установке реализован набор диагностических систем, позволяющих наблюдать за эрозией и температурой облучаемой поверхности, а также за изгибом образцов с использованием разработанной системы».
По словам Дмитрия Черепанова, проведенные эксперименты показали, что накопительного эффекта, как такового, нет. В одном из экспериментов было произведено чуть более двухсот импульсов нагрева одной с той же интенсивности и остаточный изгиб пластины вышел на постоянную величину достаточно быстро (порядка 2-3 тепловых импульсов). Интересно ещё исследовать связь усталостных эффектов и остаточных напряжений при числе ипульсов нагрева миллион и больше. Но для этого понадобится существенно изменить наш источник электронного пучка.
Разработанная в ИЯФ СО РАН методика перспективна не только в области управляемого термоядерного синтеза.
«Безотносительно проблемы первой стенки ИТЭР, способ диагностики деформаций вольфрама может оказаться удобным для задач, которые требуют определения подобных напряжений материала. Например, для испытания многих новых материалов и изделий, при изготовлении или эксплуатации которых их поверхность подвергается быстрому нагреву (термическому удару). В свете подобных задач наша простая в реализации методика кажется достаточно интересной находкой», – пояснил Леонид Вячеславов.
Исследование будет продолжено с целью уточнения связи формы пластических деформаций передней, принимающей тепловую нагрузку, поверхности с величиной изгиба пластины и с интенсивностью внутренних напряжений.
Токамак (сокращение от «тороидальная камера магнитная») – замкнутая магнитная ловушка, имеющая форму тора и предназначенная для создания и удержания высокотемпературной плазмы. Токамак разработан и создан для решения проблемы управляемого термоядерного синтеза и создания термоядерного реактора.
ИТЭР (ITER) — проект международного экспериментального термоядерного реактора на основе токамака. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Сейчас ведется проектирование и изготовление отдельных систем реактора ИТЭР и ведётся строительство комплекса сооружения, включая здание для реактора, в исследовательском центре Кадараш на юге Франции.
Инициатором проекта ИТЭР является Россия. Идея строительства международного термоядерного реактора была выдвинута президентами М. Горбачевым, Р. Рейганом и Ф. Миттераном. На сегодняшний день Россия благодаря участию в проекте имеет полную проектную документацию реактора ИТЭР. Вклад России заключается в изготовлении и поставке высокотехнологичного оборудования и основных систем реактора, что составляет 10% от стоимости сооружения реактора по техническому проекту.
Помимо участия в работах по материаловедению, ИЯФ СО РАН в проекте ИТЭР отвечает за изготовление четырех порт-плагов. Для приема оборудования, сборки, тестирования и монтажа диагностик в порт-плаги в конце 2019 года в ИЯФ СО РАН завершилось создание высокотехнологичного испытательного стенда, предназначенного для сборки, монтажа и тестирования диагностических сборок.
Справка подготовлена по материалам Рютов Д. Д., Открытые ловушки, "УФН" 1988, т. 154, с.565 и сайта http://www.iterrf.ru/external link, opens in a new tab.