Специалисты Института ядерной физики им. Г. И. Будкера (ИЯФ СО РАН) совместно с коллективами других научных организаций испытывают карбид бора в качестве покрытия для стенок токамака Международного экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР). Исследования термоядерного синтеза – перспективное направление, поскольку реакторы на его основе могут стать новым источником энергии с большой производительностью. Горение плазмы во время термоядерной реакции происходит при экстремально высоких температурах, и перед исследователями стоит задача найти такое вещество, которое сможет выдержать эти условия и при этом пагубно не повлиять на плазму. Результаты испытаний, проведенных в ИЯФ СО РАН, показали конкурентоспособность покрытий из карбида бора вольфраму и бериллию, которые часто рассматриваются при выборе защитного материала первой стенки и дивертора современных токамаков.
Термоядерная реакция — это процесс, во время которого лёгкие атомные ядра объединяются в более тяжёлые. Такой процесс происходит в плазме во время её горения. Термоядерный синтез протекает в условиях очень высокой температуры, так как для горения плазмы её нужно разогреть до 10-100 миллионов градусов. В термоядерном реакторе плазма находится в вакуумной камере токамака — специального устройства, которое удерживает плазму с помощью магнитных полей. Таким образом плазма почти не касается стенок камеры, а основное движение частиц горячей плазмы происходит в центре, что позволяет плазме дольше сохранять температуру.
«Идея токамака, которая была предложена в России А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом ещё в начале 1950-х, развивалась и дошла до экспериментального термоядерного реактора. Токамак — это система с замкнутыми силовыми линиями магнитного поля, с магнитным удержанием плазмы, и «удержание» в данном случае — ключевое слово, — объясняет главный научный сотрудник, советник директора ИЯФ СО РАН Александр Бурдаков, — но токамак – это не единственная возможная система. В ИЯФ, как и в некоторых других научных центрах, развиваются также проекты на основе открытых ловушек, где есть магнитное поле, которое упирается в стенки камеры. Открытые ловушки пока отстают от токамаков по удержанию плазмы, но вместе с тем имеют ряд важных преимуществ».
Система на основе токамака будет использована в большом экспериментальном термоядерном реакторе — ИТЭР. Это международный проект, в котором помимо учёных из России принимают участие специалисты из Японии, Китая, Кореи, Индии, США и стран Европы. Основная задача команды ИТЭР — создать реактор, в котором плазма будет поддерживать своё горение сама.
«В рамках этого проекта в мире развиваются новые технологии. Благодаря ИТЭР многие полезные технологии пришли в ИЯФ. Участвуя в проекте, мы получаем новый опыт и новые знания, которые можно применить для отечественных установок, например, для проектируемой в настоящий момент в ИЯФ открытой ловушки ГДМЛ (Газодинамическая многопробочная ловушка)».
«Проект ИТЭР экспериментальный, потому что вопросы, которые он ставит перед нами, человечество ещё никогда не решало», — говорит Александр Бурдаков. ИТЭР — необходимый шаг к термоядерным электростанциям. В реакторе сначала необходимо получить «зажигание» плазмы, а затем достичь высокого КПД. Эта технология позволит из вложенных 50 МВт получать в 10 раз больше энергии, то есть 500 МВт.
Плазма в токамаке находится в тороидальной вакуумной камере. Несмотря на то, что она мало контактирует со стенками благодаря удержанию магнитным полем, нагрузка на них всё равно большая. Это и нагрев, и поток излучения, исходящий от плазмы, то есть нейтронное и гамма-излучение. Материал стенки в таких условиях может разрушаться. Частицы покрытия стенки в любом случае будут попадать в плазму, но тяжёлые примеси особенно опасны. Такие вещества в плазме приводят к её быстрому остыванию. Найти материал для первой стенки, который отвечал бы всем требованиям, очень сложно.
В исследовательских токамаках широко использовался углерод, но его применение в реакторе затруднено, так как он может захватывать и удерживать в себе удерживать изотопы водорода, в том числе радиоактивный тритий. На данный момент в качестве материала для первой стенки камеры в ИТЭР используются вольфрам и бериллий. Вольфрам тугоплавкий и хорошо выдерживает высокие температуры, но это тяжёлый материал, и при попадании в плазму он быстро охлаждает её. Бериллий же очень лёгкий, и даже при попадании в плазму, он почти не влияет на её качество. Но пыль бериллия токсична для человека и является сильным канцерогеном. Поэтому коллектив учёных во главе с Анатолием Красильниковым, руководителем ИТЭР-центра (национальное агентство в Российской федерации по сооружению Международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР), ищет альтернативные варианты покрытия стенки токамака. Нужны термостойкие и одновременно лёгкие материалы, обладающие высокой теплопроводностью и электропроводностью, например, специальные виды керамики. Обычно керамика является изолятором, но существуют термостойкие материалы керамического класса, которые обладают достаточной проводимостью.
В исследовании принимают участие также Институт гидродинамики имени М. А. Лаврентьева СО РАН, Институт теоретической и прикладной механики им. С. А. Христиановича СО РАН, Томский государственный университет систем управления и радиоэлектроники. Они наносят покрытие из специального материала толщиной всего в десятки микрон. Испытания проводятся на установке ВЕТА в ИЯФ СО РАН, где материал подвергают «термоядерным» импульсным нагрузкам. ВЕТА (комплекс для испытания материалов) — это уникальная установка, где можно наблюдать за параметрами вещества непосредственно во время эксперимента. При испытаниях на материал воздействуют лазером, имитируя тепловую нагрузку от плазмы. С помощью системы диагностики можно отслеживать, например, температуру, поглощенное тепло и степень эрозии. Вследствие повреждения поверхности также меняется её шероховатость. На комплексе ВЕТА можно проследить, в какой именно момент начинается эрозия с последующей потерей вещества.
Эрозионные процессы и их характерные пороговые тепловые нагрузки на поверхности материалов«Смысл испытаний был в том, чтобы охарактеризовать предельные нагрузки, которые наши испытуемые материалы могут выдержать во время импульсного нагрева», — говорит Дмитрий Черепанов, инженер-исследователь Лаборатории №10.
«Мы долгое время занимались вместе с фирмой ВИРИАЛ (Санкт-Петербург) разработкой нейтронной защиты из карбида бора. Это вещество очень прочное, обладает относительно неплохой теплопроводностью, и его мы испытываем под импульсными нагрузками, которые характерны для токамаков», — добавляет Александр Бурдаков.
Карбид бора аналогично бериллию лёгкий, и при попадании в плазму не вызывает её быстрого остывания, а также это доступный материал. Есть два варианта использования карбида бора: им можно полностью заменить вольфрам или нанести на вольфрамовые стенки в качестве защитного покрытия.
Проблема выбора покрытия для стенок токамака общая для всех учёных, работающих с плазмой, и в её решении заинтересованы многие организации. Кроме больших температур и излучения, в любом токамаке иногда бывают «срывы», при которых плазма вытекает из зоны удержания и попадает на стенку. Во время работы «срывы» происходят регулярно, и материал должен быть к ним готов. Именно таким наиболее опасным импульсным тепловым нагрузкам подвергают карбид бора на установке ВЕТА. Результаты исследования показали, что пороговые значения нагрузок, при которых керамика начинает разрушаться, не уступают вольфраму. Результаты испытаний, проведенных в ИЯФ СО РАН, показали конкурентоспособность покрытий из карбида бора вольфраму и бериллию, которые часто рассматриваются при выборе защитного материала первой стенки и дивертора современных токамаков.