Одним из наиболее перспективных источников энергии является термоядерная энергетика. Важнейшим шагом в достижении этой цели должна стать реализация проекта международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР, строящегося на юге Франции, и в создании которого активное участие принимают российские ученые.
Реализация проекта требует решения многих технических проблем, одной из которых является поглощение топлива, изотопов водорода, внутренней поверхностью реактора.
Внутри термоядерного реактора сверхтяжелый водород – тритий – вступает в реакцию с другим изотопом – дейтерием, с образованием гелия и нейтронов и выделением энергии. Однако, часть трития не вступает в реакцию, а оказывается поглощенной стенками реактора.
Одним из основных каналов накопления рабочего газа является так называемое со-осаждение. В ходе горения разряда внутренняя поверхность реактора (которая в ИТЭР, предположительно, будет состоять из вольфрама) частично распыляется, от нее отделяются атомы, которые потом осаждаются обратно на поверхность стенки. Растущие пленки с высокой эффективностью захватывают падающие на поверхность ионы трития, поэтому большая доля атомов водорода оказывается именно в этом тонком слое на поверхности стенки.
Захват топлива порождает целый ряд проблем. Во-первых, тритий - весьма дорогостоящее сырье, и его потери влияют на экономику термоядерной установки и эффективность ее работы. Во-вторых, тритий радиоактивен, если он будет накапливаться в стенках реактора в больших количествах, это может создавать угрозу безопасности.
Поэтому необходимо выработать методику контроля количества водорода, поглощенного поверхностью реактора. Одним из методов является использование лазера: малый по площади участок внутренней стенки нагревается с помощью лазерного излучения и «застрявший» в стенке тритий выделяется обратно, после чего его количество оценивается методами масс-спектрометрии или оптической спектроскопии. Достоинство этого метода заключается в том, что его можно будет применять непосредственно в реакторе, замеряя количество поглощенного водорода между плазменными разрядами.
Моделирование, проведенное и.о. заведующего кафедрой физики плазмы НИЯУ МИФИ Юрием Гаспаряном и аспирантом кафедры Владимиром Кулагиным позволяет оценить оптимальные параметры лазерного воздействия при исследовании вольфрамовой поверхности реактора. В частности, показано, что важным параметром данной процедуры является температура нагрева поверхности: если она достаточно велика, то десорбция оказывается эффективной. Если же удастся реализовать измерение максимальной температуры поверхности в ходе лазерного воздействия, то можно добиться высокой точности измерений без информации о других свойствах материала, которые могут меняться в ходе плазменного воздействия. Также показано, что чем больше продолжительность лазерного импульса, тем более глубокие слои поверхности удается нагреть. Согласно расчетам, нагрев материала импульсом длительностью в миллисекунду может привести к почти полному выделению водорода из слоя толщиной 10 мкм. Для диагностики состояния поверхности этого может быть достаточно, поскольку на такой глубине «залегает» большая часть поглощенного поверхностью трития.
Юрий Гаспарян отмечает, что при проектировании реактора ИТЭР предусмотрено создание многочисленных систем диагностики состояния плазмы, однако систем диагностики поверхности стенок значительно меньше и многие находятся в стадии разработки. Между тем, состояние обращенной к плазме поверхности оказывает на нее огромное влияние и такие инструменты необходимы не только для контроля содержания трития в стенке, но и для изучения физики удержания плазмы. Проведенное исследование будет полезно для дальнейшего развития систем контроля состояния внутренней поверхности в термоядерных установках.