КАРТОЧКА ПРОЕКТА ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ И ПОИСКОВЫХ НАУЧНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ,
ПОДДЕРЖАННОГО РОССИЙСКИМ НАУЧНЫМ ФОНДОМ

Информация подготовлена на основании данных из Информационно-аналитической системы РНФ, содержательная часть представлена в авторской редакции. Все права принадлежат авторам, использование или перепечатка материалов допустима только с предварительного согласия авторов.

 

ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ

---

Номер проекта 22-72-00037

НазваниеИсследование подходов к проведению усталостных испытаний материалов первой стенки перспективных термоядерных установок с использованием частотно-импульсного электронного пучка

Руководитель Куркучеков Виктор Викторович, Кандидат физико-математических наук

Организация финансирования, регион Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера Сибирского отделения Российской академии наук , Новосибирская обл

Конкурс №70 - Конкурс 2022 года «Проведение инициативных исследований молодыми учеными» Президентской программы исследовательских проектов, реализуемых ведущими учеными, в том числе молодыми учеными

Область знания, основной код классификатора 02 - Физика и науки о космосе; 02-501 - Физика высокотемпературной плазмы и УТС

Ключевые слова электронный пучок, термоэмиссионный катод, термоядерное материаловеденье, дивертор, взаимодействие плазмы с поверхностью

Код ГРНТИ29.27.35

---

 

ИНФОРМАЦИЯ ИЗ ЗАЯВКИ

---

Аннотация
Актуальность проекта связана с задачей освоения управляемого термоядерного синтеза (УТС) - задачей беспрецедентной сложности как с точки зрения физики, так и с позиций существующих технологий. На сегодняшний день в качестве основной рассматривается схема удержания плазмы в магнитной ловушке с тороидальной конфигурацией поля – токамаке. Проект направлен на исследование метода экспериментального моделирования импульсно-периодической тепловой нагрузки для изучения процессов разрушения кандидатных материалов для термоядерного токамака-реактора. Для моделирования нагрузки на мишень предлагается использовать импульсно-частотный пучок электронов с энергией 15 – 20 кэВ. Строящийся в настоящее время международный экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР является наиболее продвинутым представителем данного класса установок. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерной реакции синтеза и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Одной из проблем требующих исследований, в рамках реализации проекта ИТЕР, является проблема эрозии вольфрамовой облицовки вакуумной камеры реактора, находящейся в непосредственном контакте с термоядерной плазмой [1]. Данная проблема проявляется особенно остро в области дивертора токамака, где наибольшую угрозу предствляют быстрые переходные процессы в плазме, такие как ELM (Edge Localized Modes) или срывы [1,2,3]. Хотя на современных токамаках исследуются различные методы, призванные к снижению тепловой нагрузки, на данный момент нельзя исключить возможность таких событий в установках реакторного класса. Оценочная величина тепловых нагрузок вследствие ELM типа 1 для ИТЭР составляет ~ 0.6 МДж/м^2 при субмиллисекундной длительности процесса. Частота возникновения ELM-событий в ходе рабочего импульса токамака может быть на уровне десятков герц (при времени жизни плазмы в сотни секунд в одном рабочем импульсе) при этом полное число таких событий за весь жизненный цикл работы установки ИТЭР с термоядерной плазмой может превысить уровень 10^8. К настоящему времени, эрозия вольфрама под влиянием тепловых нагрузок в режимах, сравнимых с ELM-событиями, исследовалась на ряде установок [4,5,6,7], в том числе в ИЯФ СО РАН [8]. Однако, в этих работах изучались механизмы разрушения вольфрама на масштабах сравнительно небольшого количества импульсов (до 10^5). Экспериментальных данных, позволяющих надежно оценить степень влияния быстрых переходных процессов в плазме на разрушение облицовки дивертора токамака-реактора на протяжении всего срока службы последнего, к настоящему моменту не существует. Также следует отметить, что на настоящее время отсутствуют доступные или лабораторные установки, способные обеспечить тепловые нагрузки на мишень с указанной выше совокупностью параметров. Целью предлагаемого проекта является изучение возможности моделирования с помощью электронного пучка импульсных тепловых нагрузок на поверхность вольфрамовой мишени при частоте в 10-20 Гц, совокупном числе импульсов нагрева ≥ 10^7, плотностях энергии до 1 МДж/м^2, субмиллисекундной длительности импульса и размере облучаемой площади ~ 1 см^2. Для достижения поставленной цели в ИЯФ СО РАН разрабатывается экспериментального стенд. Концепция работы экспериментального стенда заключается во воздействии пучка с исследуемой мишенью в прямой геометрии: пучок транспортируется до исследуемого образца на расстояние ~ 0,5 м, в постоянном, продольном магнитном поле, генерируемом внешними катушками. Для генерации пучка предлагается использовать источник на основе накаливаемого катода, с энергией частиц 15 – 20 кэВ. К настоящему моменту закуплена и изготовлена большая часть компонентов экспериментального стенда. Конкретной задачей, решаемой в рамках данного проекта является экспериментальное исследование распределения тока пучка. Информация о распределении плотности тока пучка по сечению является ключевой при определении параметров теплового воздействия на мишень. Так же, при воздействии электронного пучка на мишень неизбежно возникновение обратного потока газа и ионов. Это может быть связанно с эрозией поверхности мишени, наличием лёгких примесей или десорбция газа в процессе разогрева образца. Данное обстоятельство может негативно сказаться на свойствах термоэмиссионного катода. В частности, может значительно снизится его эмиссионная способность. Таким образом, второй задачей данного проекта является экспериментальное исследование стойкости термоэмиссионного катодов при работе пучка на металлическую мишень в прямом ведущем магнитном поле. [1] Pitts R.A., Bonnin X., Escourbiac F. et al. Physics basis for the first ITER tungsten divertor // Nuclear Materials and Energy. – August 2019. – Vol. 20., 100696. [2] Jakubowski M.W., Evans T.E., Fenstermacher M.E. et al. Overview of the results on divertor heat loads in RMP controlled H-mode plasmas on DIII-D // Nuclear Fusion. – August 2009. – Vol. 49., N. 9., 095013. [3] Garkusha I.E., Arkhipov N.I., Klimov N.S. et al. The latest results from ELM-simulation experiments in plasma accelerators // Physica Scripta. – December 2009. – Vol. 2009., N. T138., 014054 [4] Garkusha I.E., Arkhipov N.I., Klimov N.S. et al. The latest results from ELM-simulation experiments in plasma accelerators // Physica Scripta. – December 2009. – Vol. 2009., N. T138., 014054 [5] Shin Kajita, Wataru Sakaguchi, Noriyasu Ohno, Naoaki Yoshida and Tsubasa Saek. Formation process of tungsten nanostructure by the exposure to helium plasma under fusion relevant plasma conditions // Nuclear Fusion. — 2009.— Vol. 49, no. 9. [6] Wirtz M., Linke J., Loewenhoff Th. et al. Transient heat load challenges for plasma-facing materials during long-term operation // Nuclear Materials and Energy. – August 2017. – Vol. 12. – pp. 148-155. [7] Pintsuk G. Electron beam facility JUDITH 2 [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.fz-juelich.de/iek/iek-/EN/Research/03_HML_ENG/03a_high_heat_flux_tests/03c_JUDITH-2/_node.html. (дата обращения: 05.04.2020) [8] L. Vyacheslavov et al., “Novel electron beam based test facility for observation of dynamics of tungsten erosion under intense ELM-like heat loads,” in AIP Conference Proceedings, 2016, vol. 1771, doi: 10.1063/1.4964212.

---

 

ОТЧЁТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ

---