Материал первой стенки термоядерных установок и реакторов

 

(SX)5 ОЫВ1ОО

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

COIO3 СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ РЕСПУБЛИК

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

1 (21) 2451403/25 (22) 15.02.77 (46) 15.11.93 Бюл Иа 41-42 (72) Плешивцев Н.В. Мирнов С.В.. Гусев В.М.; Гусева

МИ; Масленников ЕА; Орлов ПН„Волков ГМ„. Калу(i ) 80 (и) 1131364 А1 гин В.И:, Захарова EH. (54) МАТЕРИАЛ ПЕРВОЙ СТЕНКИ ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК И РЕАКТОРОВ (57) 1131364

Изобретение относится к области физики высокотемпературной плазмы и управляемого термоядерного синтеза и может быть применено в термоядерных установках и реакторах, например в токамаках.

В существующих термоядерных установках в качестве материала первой стенки, обращенной к горячей плазме, используется нержавеющая сталь, а также нержавеющая сталь, покрытая последовательно слоем платины и слоем золота, В проектах термоядерных реакторов на основе замкнутых и открытых магнитных ловушек предлагаются следующие материалы для первой стенки: нержавеющие стали типа 316 или

304,инконель,молибден, ниобий, сплав ниобия с 1 циркония, вольфрам, Первая стенка и диафрагмы, которые являются составной частью упомянутой стенки, подвергаются действию облучения различными атомными частицами и излучениями, которые создает дейтериево-тритиевая плазма, нагретая до температуры свыше

100 млн К. Под действием этих излучений материал стенки и газы, растворенные в нем, поступают в плазму, загрязняя ее. Атомы примесей ионизуются и возбуждаются плазмой, а затем они излучают большов количество энергии, запасенной в плазме, охлаждая ее до температуры, при которой термоядерная реакция прекращается. Поэтому, после проблемы удержания высокотемпературной плазмы, загрязнение ее примесями является второй принципиально важной проблемой, от решения которой зависит успех в овладении управляемым термоядерным синтезом, Наиболее опасным явлением, приводящим к загрязнению плазмы, является катодное распыление материала стенки под действием бомбардировки потоками ионов и атомов дейтерия и трития, альфа-частиц и нейтронов, а также примесных ионов и атомов. Помимо этого, загрязнения поступают в плазму вследствие десорбции атомов и молекул газов иэ поверхности при облучении ее упомянутыми выше потоками атомных частиц, а также электронов фотонов.

Наконец, загрязнения поступают в плазму из-за испарения материала под воздействием на него тепловых потоков с высокой плотностью мощности. Поэтому к материалу первой стенки предъявляются следующие основные физические требования, 1.

Материал должен слабо распыляться под действием ионов и атомов дейтерия и трития, Величина коэффициента распыления упомянутыми частицами со средней энергией 1 кэВ не должна превышать 1 10 ат/ион. 2. Материал должен состоять иэ элементов с небольшим атомным номером Z.

Произведение коэффициента распыления

S, усредненного по энергиям частиц, на квадрат атомного номера выбиваемого эле5 мента должно быть минимально возможным: SZ =min. 3, Материал должен хорошо ,— г обезгаживаться, Коэффициент десорбции примесных газов под действием электронов с энергией 0,1 — 1 кэВ не должен превышать

"0 10 мол/зл. 4. Материал должен быть радиационно-стойким в потоках быстрых 14

МэВ-ных нейтронов интенсивностью до

10 н/см2 в течение 10 — 30-лет, Наиболее близким прототипом предла15 гаемого материала является углерод в виде графита или графитовой ткани. Этот материал имеет небольшой атомный номер, получается очень чистым, он хорошо обезгаживается. Чистый и пропитанный

20 смолами графит используется в атомных реакторах.

Главный недостаток реакторного графита, а также пиролитического графита, стеклоуглерода, состоит в их большой величине коэффициента катодного распыления, которая в 10 раз выше допустимого значения.

Целью изобретения является уменьшение загрязнения примесями дейтериевотритиевой плазмы, снижение потерь мощности эа счет излучений примесными ионами и ядрами атомов, т.е, улучшение характеристик высокотемпературной плазмы, которое обеспечивает протекание интенсивной самоподдерживающей термоядерной реакции, Для достижения указанной цели в качестве материала первой стенки и диафрагм термоядерного реактора, например типа токамак, предлагается испольэовать матери40 ал, содержащий углерод и бор в следующих соотношениях ингредиентов, мас, : бор 818, углерод — остальное.

На чертеже показана температурная зависимость коэффициента катодного распы45 ления нескольких углеродсодержащих материалов, а также предлагаемого материала при распылении их протонами с энергией 10 кэВ. Из этих экспериментальных данных видно, что в рабочем диапазоне температур 600-800 С величина коэффициента распыления предлагаемого материала равна 5 10 ат/ион, что в 17 раз меньше, чем у графита, стеклоуглерода и пиролитического графита отечественного производства, и в 14 раз меньше, чем у графитовой ткани

%CA.

Чтобы определить влияние содержания бора на величину коэффициента распыления, изготовлены три образца со следующим содержанием ингредиентов, мас,о : 1.

1131364

Бор 3, углерод 87. 2. Бор 8, углерод 88.3. Бор

18, углерод 79. Результаты измерений приведены в таблице. В дополнение к стандартному методу анализа содержание бора и других примесных элементов на поверхности образцов определяют с помощью Оже спектрометра. РН1-545 фирмы Phys. Electr.

Ind., США.

Механические и другие физико-химические свойства бороуглеродного материала зависят от.содержания бора. Для найденного оптимального соотношения механическая прочность на растяжение, изгиб и сжатие соответственно равны 1000. 2000, . 5000 кгс/см .

Опыты по обезгаживэнию показывают, что предлагаемый материал хорошо обезгаживается в вакууме при 850-1800 С. . Коэффициент газопроницаемости пред-6 2 лагаемого материала равен 1 .10 см /c, что в 10-10 раз меньше, чем у графита различных марок.

Материал химически стоек в среде кислот, щелочей, хлорорганических соединений, амила; цианидов,. расплавов цветных металлов, фторидов щелочных металлов.

Поэтому.его можно охлаждать водой, газами, расплавами металлов и солей, Допустимая рабочая температура предлагаемого материала в восстановительной и нейтральной среде равна 2270 К.

Материал поддается пайке и аргоннодуговой сварке. Его можно наносить на подложки из графита и тугоплавких металлов.

Толщина нанесенного слоя превышает 10 мм. Он прочно сцепляется с подложкой.

При изготовлении в лабораторных условиях получены пластины разме ром

120х200х12 мм и трубки с наружным диаметром 20 — 80 мм и толщиной стенки 1 — 5 мм длиной до 200 мм..

Таким образом, предлагаемый материал удовлетворяет всем основным физическим, химических и технологическим требованиям, которые предъявляются к материалу первой стенки и диафрагм термоядерных установок и реакторов, Способность его к восприятию импульсных тепловых потоков, создаваемых убегающими электронами с энергией 1-10 МэВ, в 5 раз выше, чем у вольфрама.

Экономическая эффективность предлагаемого материала определяется улучшенными характеристиками высокотемпературной . плазмы, меньшими затратами электроэнергии на нагрев плазмы до термоядерных температур, использованием недефицитного и дешевого материала, а главное, увеличением полезной длительности горения термоядерной реакции.

В демонстрационном термоядерном реакторе (ДТРТ) на базе токамака Т-20 в качестве материала первой стенки и двенадцати диафрагм выбран вольфрам. Предлагается

5 вместо дефицитного тугоплавкого металла использовать новый материал. Потери мощности на тормозное, рекомбинационное и линейчатое излучение одним ионом вольфрама примерно в 600 раз больше, чем ионом

10 углерода или бора. Но поскольку коэффициент катодного распыления вольфрама протонами с энергией 10 кэВ примерно в10 раз меньше, чем у предлагаемого материала, концентрация ионов вольфрама в плазме в

15 10 раз меньше концентрации ионов углерода и бора, поэтому мощность, теряемая плазмой за счет излучения ионами предлагаемого материала, примерно в 60 раз меньше мощности, излучаемой ионами

20 вольфрама, и в 80 раз меньше, чем излучаемая ионами железа. Для нагрева плазмы до термоядерных температур и компенсации излучательных потерь в плазму ДТРТ будут инжектироваться пучки атомов дейтерия

25 суммарной мощностью до 60 МВт. Электрическая мощность, потребляемая инжекторами пучков атомов дейтерия, составляет около 200 МВт. Применение предлагаемого материала позволяет уменьшить мощность

30 на компенсацию потерь на излучение до.3,3 .

МВт. Однако для стабильной работы реактора нужно инжектировать в плазму дейтроны мощностью 20 М Вт. Поэтому экономия электрической энергии на питание инжекторов

35 за время работы ДТРТ (10 импульсов по 20 с) составляет 1,1. 10 кВт ч.:

Термоядерная электростанция (ТЯЭС) типа ДТРТ при коэффициенте непрерывности работы 0,8 дает зкономию электроэнер40 гии на собственные нужды при себестоимости 0,88 коп/кВт. ч свыше .7 мл н.руб/год, Экономичность работы циклического реактора-токамака в большой мере опреде45 ляется отношением длительности горения термоядерной реакции к полной длительности цикла: нагрев плазмы — горение реакции — удаление продуктов сгорания. Применение предлагаемого материала позволит уве50 личить длительность горения термоядерной реакции в 10-20 раз. Это означает, что коэффициент нагрузки ТЯЭС увеличится с 0,17 до 0,88. Для проектируемых ТЯЭС мощностью 5000 МВт дополнительная выработка

55 электроэнергии от применения предлагаемого материала составит на сумму 87 млн.руб/год.

В настоящее время наиболее близки к осуществлению гибридные реакторы син1131364 тез-деление, содержащие в бланкете уран238 или торий-232, которые будут производить ядерное горючее плутоний 239 или уран-233 и электроэнергию. В этих реакторах будут создаваться и нейтроны с небольшими энергиями. Чтобы ослабить поглощение этих нейтронов в первой стенке, предлагается в новом материале вместо естественного бора использовать его изотоп — бор-11. (56) R.Е, Clauslng, С. Emerson, L. Heatherly.

Measurements and modification of flrstneall

surafce compositIon (и the Oan Ridge

Tokomak (0RMAK). JЛ./ас.Scl. Technol. 13. М

1 (1976), р.437 — 442.

Формула изобретения

1. МАТЕРИАЛ ПЕРВОЙ СТЕНКИ ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК И РЕАКТОРОВ, например токамаков, содержащий углерод, отличающийся тем, что, с целью улучшения характеристик высокотемпературной плаз мы, обеспечивающих протекание интенсивной самоподдерживающейся

Conference on Surface Effects In Controlled Thermonuclear Fusion Devices and

Rectors. J,Nucl. Materials, 53 (1974) рр.7, 9, 17, 31-32, 59, 84, 110.

Гусев В.M., Гусева M.È., Гервидс В.И., Коган В.И., Мартыненко Ю.В., Мирнов С.B.

Вакуумно-физические условия на выбор материала первой стенки и диафрагмы демонстра10 ционного термоядерного реактора-токамака (Т-20). Преп ринт Института атомной энергии им. И.В.Курчатова, ИАЭ-2545, М., 1975, с.2-3, 16, 6Л .Kulcinskl, ВМ,Conn, G.Lang. Nuclear

15 Fusion, 15, (1975) р.327. термоядерной реакции, в него дополнительно введен бор при следующих соотно- шениях компонентов, мас. :

Бор 8- 18

Углерод Остальное

2. Материал по п.1. отличающийся тем, что, с целью уменьшения поглощения медленных нейтронов. используют изотоп естественного бора - бор - 11.

1131364

400 ИО Юд тгтерап ури Ырра, Т

Редактор О.Юркова

Корректор М.Керецман

Техред M. Моргентал

Заказ 3240

Производственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул. Гагарина, 101 ф

006 ф

:ф ф

Е Е. ф ог

Тираж Подписное

НПО "Поиск" Роспатента

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5