Взаимодействие водорода с первой стенкой токамака : Проект термоядерного реактора ДЕМО

• Автор: Соколов, Юрий Алексеевич
• Шифр специальности: 01.04.08
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 1998
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 57 с. : ил.; 20х15 см

Доктор физико-математических наук Стрелков В.С. (ИЯС РНЦ
«Курчатовский институт»)
Доктор физико-математических наук Азизов Э.А. (ТРИНИТИ)
Специализирован* о физике и химии плазмы при
Российском научном центре «Курчатовский институт» (Д.034.04.01) по адресу: 123182, Москва, пл. Курчатова.
С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».
Отзывы на диссертацию, завер л просим направлять
по адресу: 123182, Москва, пл.
Доктор физико-математических наук Курнаев В.А. (МИФИ)
Ведущая организация:
Институт общей физики АН РФ
Защита состоится.
7АР 1998 г. в ‘/У °чг
часов на заседании
Диссертация в форме нау*
Ученый секретарь Специализированного совета
Ьлизаров
Общая характеристика работы.
Актуальность проблемы.
Неуклонный прогресс в продвижении к термоядерным параметрам плазмы в токамаках, подтвержденный достижением на европейском токамаке JET и японском токамаке JT-60U условия Q>1 , когда мощность термоядерной реакции превышает мощность нагрева плазмы, делает весьма своевременной наряду с работами по проекту экспериментального термоядерного реактора проработку концепции следующего шага в стратегии развития управляемого термоядерного синтеза - демонстрационного энергетического токамака-реактора ДЕМО. Возможность надежного проектирования термоядерного реактора требовала решения многих плазмофизических и инженерных вопросов. Одним из таких вопросов является вопрос взаимодействия водорода с первой стенкой токамака.
Поиск путей использования энергии термоядерного синтеза для производства электроэнергии изначально был сосредоточен на выявлении наиболее эффективных физических схем удержания горячей плазмы. По мере сокращения возможных вариантов, прогресса в параметрах плазмы и роста времени ее удержания все большее внимание исследователей стало обращаться к проблемам реализации физических принципов в инженерных проектах энергетических термоядерных реакторов.
Концепция токамака является наиболее обоснованной для создания термоядерного реактора. Более двадцати лет назад были начаты первые систематические исследования процессов взаимодействия плазмы токамаков с элементами конструкции первой стенки и диафрагмы. В то время уже была установлена взаимосвязь состояния поверхностей, обращенных к плазме, и их материального состава с параметрами получающейся плазмы. Однако, для проектирования внутрикамерных элементов реактора
феноменологических данных по взаимодействию плазмы и стенки, полученных в качестве побочного продукта физических экспериментов, было явно недостаточно. Было необходимо понять юль основных процессов взаимодействия в реальных условиях окамака и, по возможности, приблизить эти условия к условиям ,;йктора.
Одним из таких условий является температура первой стенки хамака. В физических экспериментах она обычно была близка к знатной, в то время как в реакторе она должна быть в диапазоне 0-600°С. Установкой, где стало возможно проведение : я ер и мент о в с такой температурой стенки, был токамак ТМ-4, «еденный в строй в 1979 году.

К тому времени имелись экспериментальные данные по взаимодействию атомов (ионов) водорода с материалами: термодесорбции, ионно-стимулированной десорбции, диффузии, отражения и т.д., в условиях существенно отличных от условий работы стенки токамака-реактора. Отличие токамака связано, например, с одновременностью воздействия излучения плазмы, потоков частиц, специфических вакуумных условий, распыления поверхности и т.д. Первые проектные проработки токамака-реактора ( например, ИНТОР) рассматривали нержавеющую сталь в качестве материала первой стенки, тем самым экспериментальные исследования взаимодействия плазма-стенка в токамаке с вакуумной камерой из нержавеющей стали могли дать необходимые данные для проектирования реактора. Для разработки модели взаимодействия водорода с поверхностью первой стенки, необходимой при проектировании реактора, требовались данные о количестве водорода, падающего и захваченного стенкой, о рециркуляции и десорбции водорода.
Неуклонный прогресс в удержании плазмы, развитие эффективных плазменных технологий, достижение термоядерного диапазона температур плазмы, развитие инженерных разработок, направленных на создание систем термоядерного реактора (ТЯР), позволило начать в 1988 году работы по проекту международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. Проект ИТЭР консолидировал работы в разных странах и сфокусировал их на ключевых проблемах физики плазмы токамака и основных инженерных задачах термоядерного реактора при эффективном разделении исследований между участниками.
Обоснование проекта ИТЭР требовало анализа эффективности выбранного пути и его технических решений с точки зрения реализации конечной цели - создания термоядерного энергетического реактора. Плазмо-физическая и инженерная база проекта ИТЭР дала основу для проработки проекта реактора ДЕМО. В 1992 году в России были сформулированы основные цели создания энергетического реактора ДЕМО, определены его технические и программные задачи. Выполнены плазмо-физические и инженерные проработки концепции этого реактора. Результаты этой работы подтверждают техническую возможность использования энергии синтеза для производства энергии.

Bm=14,0 Т

110 1 DEMO
COE=78- . COE
2.10 1500

25.00 00
Ток в плазме

Рис. 15. Область параметров для реактора ДЕМО-И. Сплошные кривые соответствуют разным Я, прерывистые - границы длительности индуктивного импульса в сек, пунктир -стоимость электричества (СОЕ), Н- фактор превышения над Ь-модой, Вш - магнитное поле на тороидальном магните.

30 20.00 25
Ток в плазме
8.5 m 8.0 m
7.5 m 7.0 m

Bm=13,0 T
22oSs'

20.00 25.00 30.00 35
Ток в плазме
При выборе параметров ДЕМОС использовался код АСТРА с фиксированным профилем плотности плазмы. Реактор оптимизировался на