Нанесения защитных покрытий из углерода и карбида бора на кандидатные материалы.

Стр 1 из 3Следующая ⇒

Содержание

Введение. ……………………………………………………………………………………………4

1. Литературный обзор. …………………………………………………………………………….6

1.1. Термоядерная энергетика. …………………………………………………….……………….6

1.2. Термоядерный реактор. ………………………………………………………………………...8

1.3 Нанесения защитных покрытий из углерода и карбида бора на кандидатные материалы.........10

2 Установки………………………………………………………..……………………………...….15

3 Основная часть. …………………………………………………………………………………...21

3.1 Описание имитационного стенда. ……………………………………………………………..21

3.2 Функционирование имитационного стенда. ………………………………………………….22

4Методика измерение параметров имитационного стенда……………………………………... 00

5 Охрана труда. 00

5.1 О мерах пожарной безопасности в лаборатории теплофизики реакторных установок. 00

5.2 Оказание первой доврачебной помощи при несчастных случаях. 00

ЗАКЛЮЧЕНИЕ.. 00

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ.. 00

ПРИНЯТЫЕ СОКРАЩЕНИЯ

ИТЭР – международный термоядерный энергетический реактор;

ТЯР – термоядерный реактор;

ППР – плазменно-пучковый разряд;

КПУ – катодно-подогревательный узел;

ППУ – плазменно-пучковая установка;

ЭП – электронный пучок;

ТЛД – термолюминесцентные детекторы;

ТДС – термодесорбционный спектр;

ВАХ – вольт-амперная характеристика;

Отчет по производственной практике выполнен на ** листах и содержит ** рисунков и ** таблиц.

Цель производственной практики: закрепление теоретических знаний, полученных при изучении инженерных дисциплин. Освоение практических навыков, самостоятельное выполнение технологических операций. Применение полученных знаний при физических расчетах.

В отчете приведено описание имитационного стенда, проведен литературный обзор на тему “термоядерная энергетика” и“термоядерный реактор” и нанесения защитных покрытий из углерода и карбида бора на кандидатные материалы.

Введение

Производственная практика в период с 28 майя по 30июньпроходила в лаборатории реакторных установок.

ДГП «ИАЭ» РГП «НЯЦ РК» является режимным предприятием с пропускной системой контроля; занимается исследованиями в области атомной энергии, проводит испытания и исследования реакторных и внереакторных установок. При институте работают три предприятия: «КК interconnect», ТОО «Монтажник», ПК «Азот». Эти предприятия выполняют заказы института и других организаций по Казахстану. В институте атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан действуют два уникальных научно-исследовательских реакторных комплекса, созданные в 60-70 годах для проведения фундаментальных научных исследований в области ядерной физики, радиационной физики твердого тела, реакторного материаловедения и как испытательная база для наземной отработки элементов космических ядерных реакторов. Комплексы исследовательских реакторов «Байкал-1» и импульсного графитовогореактора (ИГР) расположены на Семипалатинском полигоне. На комплексах «Байкал-1» и ИГР проводились испытания твэлов, тепловыделяющих сборок, модулей и прототипов реакторов ядерных ракетных двигателей (ЯРД).

Одна из главных мировых проблем на настоящий период времени связана с энергетикой в связи с тем, что использование природных энергетических ресурсов является основным фактором, определяющим уровень современной цивилизации и благосостояния человечества.

Осознавая глобальное значение и сложность проблем, которые возникнут при решении задачи создания термоядерного реактора, международное научное сообщество решило объединить свои усилия для совместной разработки технического проекта первого экспериментального термоядерного реактора - проект ИТЭР, в основу которого положены термоядерные установки "Токамак", разработанные в России. В настоящее время в Казахстане закончилось сооружение материаловедческоготокамака КТМ, который будет использоваться для исследований в обоснование конструкции и безопасности энергетического ТЯР.

Как известно, решение задачи создания реакторов управляемого термоядерного синтеза в значительной мере определяется выбором конструкционных материалов для наиболее ответственных узлов реактора (первой стенки, дивертора). Конструкционные материалы ТЯР испытывают мощное воздействие, обусловленное облучением нейтронами, альфа-частицами, а также тепловыми нагрузками со стороны термоядерной плазмы. Реализация Программы позволит Республике Казахстан подготовиться к полноправному участию в строительстве первого в мире экспериментального термоядерного реактора в рамках международного сотрудничества.

Работы, ведущиеся в рамках Программы обеспечивают накопление общих и специальных знаний в области создания перспективной термоядерной энергетики, обеспечат сохранение и подготовку кадров для будущего промышленного термоядерного реактора, что позволит создать базу для привлечения казахстанских промышленных предприятий к изготовлению высокотехнологичного наукоемкого оборудования реактора ИТЭР.

Управляемый термоядерный синтез реализует энергию ядер, которая выделяется при слиянии легких ядер водорода и его изотопов (дейтерий и тритий). Данный вид энергии в настоящее время освоен человеком в земных условиях, но пока только в военных целях для создания оружия, а именно, в водородных бомбах и не существует в мирной энергетике. С 50-х годов, проводятся исследования по созданию управляемой термоядерной реакции. Потребовалось около 50 лет исследований для создания условий, при которых выделение термоядерной мощности сопоставимо с мощностью, вкладываемой в нагрев реагирующей смеси. В течении этих 50 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в термоядерной реакции. Инженерам потребовалось решить сложные проблемы такие, как создание глубокого вакуума в больших объемах, разработка крупных сверхпроводящих магнитов, мощных лазеров и источников рентгеновского излучения, разработка инжекторов для создания мощных пучков нейтральных атомов, разработка методов высокочастотного нагрева газовой смеси.

Основная проблема, с которой столкнулись исследователи на начальных этапах создания термоядерного синтеза - это многочисленные плазменные неустойчивости, которые способствуют турбулентности плазмы.

За более чем 30 летний период эксплуатации реакторных комплексов их экспериментальная база модернизировалась, создавались новые экспериментальные установки и стенды, изменялись приоритеты проводимых исследований. Так, в последние годы получили широкое развитие исследования, связанные с проблемами безопасности ядерных реакторов - моделирование возможных аварийных ситуаций и их последствий, материаловедческие исследования, прикладные исследования, направленные на развитие и применение ядерных и термоядерных технологий в различных областях экономики.

Лаборатория теплофизических исследований установок - осуществляет методическое и расчетное обеспечение реакторных исследований, подготовку и проведение внереакторных экспериментов и разработку экспериментальных устройств.

В настоящее время существует ряд установок, используемых для моделирования взаимодействия плазмы термоядерных установок с обращенными к ней элементами. Это американская установка PISCES-А и PISCES-B, японская NAGLIS (TPD,NAGLIS-II) немецкая PSI (PSI-1, PSI-2). Все эти установки получили название линейные симуляторы, так как представляют собой источники плазмы с дуговым разрядом в продольном магнитном поле напряженностью до 0,1 Тл.

1. Литературный обзор

1.1. Термоядерная энергетика

По современным физическим представлениям, существует всего несколько фундаментальных источников энергии, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энергии. В реакциях синтеза энергия производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энергия звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энергией экологическую систему Земли.

Одна изглавных мировых проблем на настоящий период времени связана сэнергетикой в связи с тем, что использование природных энергетических ресурсов является основным фактором, определяющим уровень современной цивилизации иблагосостояния человечества.

Атомная энергетика на основе реакций синтеза легких ядер может быть одним из вариантов решения мировой энергетической проблемы в мире. Исследования в области управляемого термоядерного синтеза проводятся во многих странах более 50 лет. Основными достоинствами этого вида энергии являются огромные запасы топливных ресурсов, достаточно высокая степень экологической безопасности по сравнению с тепловыми и атомными электростанциями, а также невозможность возникновения неуправляемой термоядерной реакции.

В настоящее время, более 85% энергии производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энергии, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту населения Земли. Предполагается, что из-за роста населения и более равномерного потребления энергии по регионам, производство энергии возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 10²¹ Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энергии - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энергии. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энергии использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине 21 века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энергии, такие как: солнечная энергия, энергия ветра, гидроэлектроэнергия, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энергия. Доля каждого источника энергии в общем производстве энергии будет определяться структурой потребления энергии и экономической эффективностью каждого из этих источников энергии.

В нынешнем индустриальном обществе более половины энергии используется в режиме постоянного потребления, не зависящего от времени суток и сезона. На эту постоянную базовую мощность накладываются суточные и сезонные колебания. Таким образом, энергетическая система должна состоять из базовой энергетики, которая снабжает общество энергией на постоянном или квазипостоянном уровне, и энергетических ресурсов, которые используются по мере надобности. Ожидается, что возобновляемые источники энергии такие, как солнечная энергия, сжигание биомассы и др., будут использоваться в основном в переменной составляющей потребления энергии. Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энергия. В настоящее время, для получения энергии освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциальный кандидат для базовой энергетики.

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течение десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энергии в течении многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энергии ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г самая крупная термоядерная установка - Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Термоядерный реактор

Представим себе, что дешевое и экономически конкурентоспособное устройство для удержания реагирующей смеси разработано. Какие же природные ресурсы потребуются для термоядерной энергетики? Для того, чтобы ответить на этот вопрос нужно понять, как будет работать термоядерный реактор.

Мы начнем с DT-реакторов, как наиболее легко осуществимых, и, затем, рассмотрим альтернативные виды топлива. Принципиальная схема термоядерного реактора, работающего на смеси дейтерия с тритием показана на Рис.1.

Рис.1. Схема основных технологических контуров термоядерного реактора, работающего на смеси дейтерия (D) и трития (Т). Энергия термоядерных реакций, происходящих в плазме, выносится в основном нейтронами, которые поглощаются в бланкете. Выделяемое в бланкете тепло снимается теплоносителем первого контура охлаждения и используется для получения электроэнергии. Реактор требует снабжения дейтерием и литием. Тритий нарабатывается из лития в процессе работы реактора. Энергия термоядерных реакций выделяется в виде энергичных нейтронов (14.1 МэВ) и энергичных ионов гелия - альфа-частиц (3.5 МэВ), поглощается специальным устройством окружающим плазму - бланкетом и снимается теплоносителем первого контура охлаждения.

Первый из двух компонентов участвующих в DT-реакции, дейтерий - это стабильный, широко распространенный изотоп водорода. Например в обычной воде содержится, примерно, 0.015% тяжелой воды D₂O. В отличие от дейтерия, тритий не существует в природе. Поэтому, тритий будет нарабатываться в самом реакторе из изотопов лития, Li⁶ и Li⁷ (реакции 6, 7 в Таблице 1), которые будут облучаться нейтронами в бланкете. Оба изотопа лития широко распространены в природе в процентном отношении Li⁶ : Li⁷ = 7.5 % : 92.5% и, как видно из Таблицы 1, оба способны производить тритий. В случае использования Li⁶, в бланкете будет выделяться дополнительная энергия в количестве 4.8 МэВ на каждый произведенный атом трития. На практике в бланкете будет содержаться смесь изотопов лития и бериллий, который будет использоваться для размножения нейтронов в реакции:

Ве⁹ + n = 2Не⁴ + 2 n (1)

Содержание материалов в бланкете будет подобрано таким образом, чтобы оптимизировать выход трития.

Возможны разные схемы использования лития в бланкете. Один из вариантов использует окислы лития. Тритий удаляется из бланкета при его нагреве потоком горячего гелия, а потом извлекается из гелия в цехе по очистке топлива. Инженерные проработки бланкета показывают , что можно получить коэффициент воспроизводства трития на уровне 1.1, что представляется достаточным для снабжения реактора. Прорабатывались и другие схемы, которые используют жидкометаллический литий. В этом случае, литий, помимо наработки трития, может выполнять роль теплоносителя первого контура. На схеме, представленной на Рис.3, литиевый цикл показан условно, в виде отдельного литиевого контура. Объединяя DT-реакцию с реакцией 6 из Таблицы 1 можно записать:

Li⁶ + D = 2Не⁴ + 22.4 MeV (2)

Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться зола - инертный газ гелий.

Термоядерный реактор будет потреблять очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт будет сжигать около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 5 ·10²⁰ Дж в год, т.е. половину будущих потребностей электроэнергии, то общее годовое потребление дейтерия и лития составят, всего, 1500 и 4500 тонн. При таком потреблении, содержащегося в воде дейтерия (0.015%) хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет. Если бы удалось освоить DD-реакцию, то термоядерная энергетика имела бы фактически неограниченные энергетические ресурсы. Для DT-цикла энергетические ресурсы ограничены имеющимися запасами лития. По оценкам [3,10], разведанные рудные запасы лития составляют 8-10 ·10⁶ тонн. Только этих запасов хватит на многие сотни лет. Кроме того, литий, хотя и в меньшем количестве, чем дейтерий, содержится в морской воде со средней концентрацией 1.7 ·10^-7 и общим количеством, превышающим примерно в 10³ раз разведанные рудные запасы. Оценки показывают, что затраты на производство топлива для термоядерной энергетики дают малый вклад в стоимость производимой энергии.

Как уже отмечалось выше, термоядерная энергетика, по-видимому, начнет использовать DT-цикл, а затем перейдет к другим перспективным топливам таким, как DD, DHe³ или рВ. Каждое из этих перспективных топлив имеет свои преимущества по отношению к DT–реакции.

Основные преимущества DD-реакции заключаются в наличии огромных природных ресурсов дейтерия на Земле и отсутствии необходимости воспроизводства трития. Хотя в DD-реакции меньшая доля энергии выносится в виде нейтронов, тем не менее, в DD-реакторе, также как и в DT-реакторе, будет происходить активация первой стенки.

Еще меньше нейтронов производит DHe³ смесь, в которой нейтроны рождаются в результате DD-реакций. Оптимизация состава смеси и ее температуры позволяет уменьшить нейтронный поток на порядок величины по сравнению с DT-реакцией, что существенно снижает требования к стойкости материалов первой стенки. DHe³-реакция имеет относительно высокое сечение, но в то же время требует больших температур смеси. Недостатком этой реакции является практическое отсутствие Не³ на Земле, что делает освоение этой реакции в Земных условиях практически безнадежным делом. В то же время, этого изотопа много на поверхности Луны, и некоторые проекты, пользуясь тем, что потребление не велико, предлагают добывать это топливо на Луне и доставлять его на Землю. Этот цикл можно замкнуть энергетически даже с учетом энергии затрачиваемой на доставку топлива, хотя сомнительно, что эта схема будет осуществлена в ближайшем обозримом будущем.

Нанесения защитных покрытий из углерода и карбида бора на кандидатные материалы.

Нанесение защитных покрытий из углерода на карбида бора.Напыление покрытий. Процесс напыления покрытия начинается с напуска рабочего газа в плазменную камеру и зажигания разряда между накальным вольфрамовым катодом и анодом. На борную и графитовую мишени подаётся отрицательное относительно анода напряжение. Ионы плазмы начинают распылять поверхность мишеней, и распыляемые атомы осаждаются на поверхность подложки, формируя покрытие карбида бора. При необходимости до начала распыления мишеней проводится ионная бомбардировка подложки. Такая предварительная обработка её поверхности способствует улучшению адгезии осаждающегося слоя. Основным рабочим газом газового разряда является аргон, что обеспечивает значительную скорость распыления поверхности мишеней и соответствующую скорость напыления. Для исследования и измерения захвата водорода в осаждаемое покрытие предусмотрена возможность использования смеси аргона и водорода для зажигания газового разряда. Компьютерное управление блоком питания разряда позволяет менять ток разряда в широких пределах, что даёт возможность варьировать потоки ионов на мишени без изменения их потенциалов. Блок питания способен обеспечить ток разряда до 20 А при напряжении между катодом и анодом до 200 В. Борная мишень представляет собой пластину, выполненную в виде усечённого конуса, расположенного в графитовом держателе той же конфигурации. Углеродная мишень изготовлена в виде графитового кольца, охватывающего борную мишень. Такие формы мишеней и их взаимное расположение представляют значительное удобство в регулировании отношений ионных потоков на каждую из мишеней и, соответственно, отношений компонентов в напыляемом покрытии. Другими факторами, определяющими скорость напыления покрытия и соотношение концентраций атомов бора и углерода в покрытии, являются величины потенциалов, поданных на соответствующие мишени, величины ионных токов, распыляющих поверхность мишеней, взаимное положение напыляемой подложки и мишеней. Энергопитание мишеней осуществляет высоковольтный блок, имеющий два полностью независимых канала различной мощности (3100 и 900 Вт), которые используются, соответственно, для подачи потенциалов на борную и углеродную мишени. Величина потенциалов на мишенях (и на тестируемых образцах) может быть доведена до 25 кэВ и поддерживаться с точностью не хуже 0,1% благодаря наличию обратной связи и сверхбыстрого программного обеспечения, осуществляющего подстройку выходного напряжения каждые 1мс. Ток распыляющих ионов может достигать 200 мА. Компьютерное управление блоком питания мишеней позволяет осуществлять управление потоками ионов по заранее задан ной программе и в автоматическом режиме выполнять процесс напыления, включая предварительную обработку поверхности подложки, напыление покрытия в широком диапазоне скоростей осаждения покрытий и соотношений компонентов, в том числе напыление покрытий переменного состава. Исследование поведения материалов и покрытий под воздействием тепловых потоков и потоков ионов и электронов большой плотности мощности (тестирование материалов и покрытий).

Для исследования поведения материалов и покрытий при термическом и корпускулярном воздействиях исследуемые образцы крепятся на специальном держателе, устанавливаются в положение, занимаемое мишенями при напылении покрытий, и облучаются ионным или электронным потоком.

Для проведения термических и термоциклических испытаний покрытий облучению ионами или электронами подвергается обратная сторона образцов. Облучение ионами обеспечивает максимальное энерго выделение в приповерхностном слое образца. Кроме того, появляется возможность проследить влияние ионного облучения и внедрения на поведение материалов и покрытий при термоциклировании. Используя различные газы, можно в широких пределах менять степень распыления облучаемой поверхности в процессе тестирования. Облучение электронами приводит к расширению приповерхностной зоны энерговыделения до величины среднего размера кристаллических зёрен материалов. Вместе с тем исключается распыление поверхности и резко уменьшается радиационно-стимулированное дефектообразование в зоне энерговыделения.

При тестировании материалов возможно параллельное соединение двух каналов высоковольтного блока, что позволяет получить до 4 кВт мощности в стационарном и импульсном режиме облучения. Размеры исследуемых образцов ограничены кругом площадью 104 мм². Подбором условий бомбардировки мишеней удаётся проводить практически равномерное по интенсивности облучение круговых участков различной площади от образцов максимальных размеров до участков размером ~100 мм ² . В последнем случае при полной мощности облучения 4 кВт плотность мощности облучения достигает 40 МВт/м². Температура образцов в процессе испытаний может регулироваться в диапазоне 300—2500 ºС. Возможно также облучение кольцевых участков поверхности образцов. Блок управления позволяет проведение испытаний с программируемым изменением мощности облучения и формы пучка. Циклические облучения возможны с длительностью импульса от 1 мс и любым заполнением. Результаты тестовых экспериментов в рамках программы тестирования установки проводилось напыление покрытий карбида бора и вольфрама на вольфрамовые образцы и выполнены термоциклические испытания осаждённых покрытий. Напыление бора и углерода на вольфрамовые образцы. Осаждение покрытий проводилось на подложки при температуре 700 ºС. Подбором параметров облучения были получены покрытия карбида бора с соотношением В/С ≈ 4. Анализ концентраций компонентов в покрытии и контроль целостности покрытия после термоциклирования проводились в электронном микроскопе TESCAN, имеющем приставку для выполнения элементного анализа методом рентгеновской энергодисперсионной спектрометрии (EDS). Фотография одного из образцов с покрытием и его электронно-микроскопическое изображение показаны на рис. 3. Результат EDS-анализа образца, полученного в одном из экспериментов, приведён в таблице. Наличие в покрытии магния, хлора и большей части кислорода связано с чистотой используемого в экспериментах бора.

Термическоециклирование покрытий карбида бора. Термоциклированию подвергались покрытия толщиной 5 мкм на вольфрамовой подложке. Рабочим газом плазмы в процессе на- пыления являлся аргон. Покрытие осаждалось на подложку, находящуюся при температуре 800 ºC.

Термоциклирование проводилось в диапазоне температур 400—1150 ºC. Каждый цикл состоял из нагрева в течение 8—10 с и остывания в течение 30—40с. Всего было проведено 60 циклов. Вес образца после термоциклирования не изменился в пределах ошибки измерений (±50 мкг). EDS-анализ показал, что состав покрытия остался прежним. Микроскопическое исследование поверхности не обнаружило развитие на поверхности трещин, каверн или других изменений рельефа. Нарушений адгезии, отшелушивания покрытия и т.п. также не обнаружено.

Заключениепокрытий карбида бора. Создана простая и удобная в эксплуатации автоматизированная установка, позволяющая исследовать закономерности формирования и разрабатывать режимы напыления одно и двухкомпонентных покрытий, а также проводить исследование поведения материалов и покрытий при термоциклировании и облучении потоками ионов и электронов большой плотности мощности. Напыление покрытий в установке проводится за счёт осаждения атомов, распылённых ионами плазмы с соответствующих мишеней. Система управления установкой позволяет в автоматическом режиме выполнять предварительную обработку поверхности подложки для улучшения адгезии покрытия (распыление поверхностного слоя, развитие рельефа, создание переходного слоя), напылять покрытия со скоростью до нескольких десятков микрон в час и с любым соотношением компонентов, в том числе покрытия переменного состава. Тестирование материалов и покрытий проводится облучением потоками ионов и электронов мощностью до 4 кВт в стационарном и импульсном режимах. Размеры образцов ограничены диаметром 100 мм. Достигается формирование ионного и электронного потока плотностью мощности ~40 МВт/м² в область около 100 мм² . Возможно проведение испытаний с программируемым изменением мощности облучения и формы пучка, а также выполнение циклических облучений с длительностью импульса от 1мс и любым заполнением. В рамках программы тестирования установки проводилось напыление покрытий карбида бора и вольф- рама на вольфрамовые образцы и выполнены термоциклические испытания осаждённых покрытий. Покрытие карбида бора толщиной 5 мкм на вольфрамовой подложке подвергалось термоциклированию в диапазоне температуры 400—1150 ºC. Каждый цикл состоял из нагрева в течение 3 с и остывания в течение 30 с. Всего было проведено 200 циклов. Вес образца и состав покрытия после термоциклирования не изменились. Микроскопическое исследование поверхности не выявило развития на поверхности трещин, каверн или других изменений рельефа. Нарушений адгезии, отшелушивания покрытия также не обнаружено. Слой вольфрама толщиной 200нм, нанесённый на вольфрамовую подложку, термоциклировался в диапазоне температуры 300—1200 ºC. Всего было проведено 30 циклов. Каждый цикл включал прогрев в течение 10 с и остывание за 40 с. Обнаружено формирование между осаждённым слоем и вольфрамовой подложкой блистеров, расположенных вплотную друг к другу. Их последующее развитие, в конечном итоге, привело к отделению большей части осаждённого слоя от подложки. Сделан вывод о том, что покрытие отделялось от подложки, главным образом, в результате напряжений, возникающих в покрытии при его кристаллизации во время термоциклирования.

Кандидатные материалы.

В настоящее время принято решение, что в качестве основного конструкционного материала несущих элементов бланкета и вакуумной камеры ИТЭР будет использоваться аустенитная нержавеющая стальли. Возможность применения этой сталий обусловлена невысокими нейтронными и тепловыми нагрузками в ИТЕР. Рабочие температуры в ДЕМО будут выше, чем в ИТЕР. Помимо этого, конструкционные материалы в ДЕМО будут облучаться большим потоком высоко энергетичных нейтронов и накопление гелия в материалах будет существенно выше, чем в ИТЕР. Известно, что аустенитные стали подвержены гелиевомуохрупчиванию и распухание их не приемлемо для компонентов термоядерных реакторов следующего поколения. Поэтому предпочтение будет отдано металлам с объемноцентрированной решеткой, что позволит избежать чрезмерных изменений объема под нейтронным облучением и, возможно, эти материалы будут меньше подвержены гелиевомуохрупчиванию.

Материалы для реакторов следующего поколения должны обладатьследующими свойствами:

1. Хорошая теплопроводность и механические свойства, в особен

ности сопротивление ползучести и усталостная прочность.

2. После облучения как минимум до 70 сна, температура перехода

пластичность-хрупкость должна быть существенно ниже 250 °С.

3. Минимальноеохрупчивание из-за водорода и гелия.

4. Хорошая совместимость с LiPb.

5. Низкая остаточная активность после воздействия нейтронов.

6. Стабильность размеров в условиях реактора, т. е. минимальное

распухание.

Выбор материалов для реактора ДЕМО в значительной степени ограничен. С точки зрения наведенной радиоактивности всего 6 материалов рекомендованы для применения в реакторах следующего поколения (С, Si, Ti, Fe, Cr, V). Элементный состав сталей, предполагаемых для использования в ДЕМО, пока не отвечает требованиям минимальности наведенной радиоактивности, поэтому состав этих сталей все время корректируется. Тем не менее, уже сейчас надо начинать исследование этих сталей и, прежде всего, исследовать влияние радиогенного гелия на механические свойства кандидатных сталей и на сорбцию водорода. По предварительным расчетам накопление гелия в материалах ДЕМО может составить сотни appm. В данной лекции будут рассмотрены имеющиеся экспериментальные данные по взаимодействию ферритно-мартенситных сталей с водородом, а также по влиянию гелия на свойства кандидатных сталей.

Выбор оптимального материала облицовки первой стенки ТЯР обусловлен основным функциональны назначение защитного лицевого слоя стенки, состоящим в обеспечении «чистоты» плазм и защит теплоотводящего слоя стенки о разрушающего воздействия эрозионных и тепловых потоков и плазмы.При выполнении этих основных функций облицовка должна иметь также максимальный ресурс самосохранения и комплекс свойств, ответственных за оптимизацию топливного баланса в камере и снижение риска аварийных ситуаций, связанны с термохимическим процессам н поверхности горячей стенки и продуктах ее эрозии.

В результате при выборе материала облицовки первой стенки ТЯР предпочтение отдается материалам с малым атомным номером, высоким порогом к физическому распылению, высокой теплопроводностью, низкой химической активностью по отношению водороду, высокимитермопрочностью и температурой плавления. Применительно к экспериментальным реакторам токамакам современности и ближайшего будущего выбор сводится кматериала на основе углерода, бериллию и вольфраму.

Указанные материалы имеют многообразие структур, легирующих добавок, сортамента и т.п., что позволяет проводить оптимальны отбор с учетом особенностей реактора и условий эксплуатаций той или иной компоненты первой стенки. В связи с недостатком и нестандартностью используемых при отборе характеристик используются различные экспериментальные методики для сравнения кандидатных материалов.

Различные сорта бериллия отличаются главным образом способом изготовления, уровнем примесей и содержание окиси бериллия и имеют одинаковых значений температуры плавления, теплопроводности, коэффициент физического распылений и других базовых свойств. Однако при проведении испытаний н термоциклическую усталость и стойкость к термоудару они демонстрирую существенно различи о сорт к сорту. Материалы, показавшие наилучшие результаты птермопрочности, затем исследуются н стойкость к нейтронному облучение и, в частности, проходят проверку на способность сохранять свою работоспособностьм к циклически тепловым нагрузкам после облучения. В результате сорт S-65 (BrushWellman) и сорт ДШГ-200 (СССР) выбран в качестве основных кандидатов для облицовки первой стенки токамака ИТЭР.

Различные материалы на основе углерода схожи между собой лишь своей высокой тугоплавкостью, в остальном же различие свойств очень существенно. Для обеспечения необходимой теплоотводящей способности и максимальной толщины облицовки ее теплопроводность должна быть максимально возможной и как правило превышает 100 Вт/мК. Для снижения химической эрозии углерода под действием атомов водорода используется экономное легирование (В, Si, Ti и др.) в количествах, н приводящих к сильному снижению теплопроводности. Для обеспечения максимальной термопрочности позитивно сказываются увеличение теплопроводности, снижение КТР и использование армирования материала волокнами. Достижения высокой механической прочности материала, как правило, не требуется.

Установки

Существует достаточно много установок, используемых для моделирования взаимодействия плазмы термоядерных установок с обращенными к ним элементами, однако наибольшее количество экспериментов, результаты которых общепризнанны и часто цитируются получены на трех- четырех. Это американская установка PISCES-А и PISCES-B, японская NAGLIS (TPD,NAGLIS-II) немецкая PSI (PSI-1, PSI-2). Кроме того, много интересных экспериментов выполнено на установке ЛЕНТА Курчатовского института. Все эти установки получили название линейные симуляторы, так как представляют собой источники плазмы с дуговым разрядом (в ЛЕНТЕ – плазменно-пучковый разряд – ППР) в продольном магнитном поле напряженностью до 0,1 Тл.

Эти установки используются для изучения приграничной плазмы и поведения в ней различных материалов. Типичная схема реализации подобного симулятора – это длинная, как правило, цилиндрическая вакуумная камера, помещенная в прямой соленоид из коротких катушек (первый PISCES, ЛЕНТА, NAGLIS, PSI и другие) длиной несколько метров, как показано на рис.1

Проводимые исследования работы направлены на изучение взаимодействия плазмы с конструкционными материалами КТМ с помощью имитационного стенда с плазменно-пучковой установкой. Необходимость создания малых специализированных имитационных установок и проведение в них экспериментов определяется сложностью и многофакторностью взаимодействия плазмы КТМ с конструкционными материалами, а также дороговизной натурных испытаний на полномасштабных установках.

Имитационные установки являются весьма эффективными, поскольку позволяют оперативно проводить испытания кандидатных материалов КТМ, пополнять базу данных по разнообразным аспектам плазменно-поверхностного взаимодействия, проверять расчетные модели и отрабатывать диагностические методики в достаточно хорошо программируемых условиях.

Рис.1 Схема «типичного» линейного симулятора – установки NAGLIS-II в Нагойском университете.

Рис 1б Внешний вид установки NAGLIS-II

Наиболее «старым», но и одновременно наиболее «продвинутым» является комплекс PISCES в Калифорнийском университете в Сан-Диего. Имеется несколько вариантов симуляторов в Сан Диего, в том числе установка с дистанционным управлением, помещенная в специальное защищенное помещение для работ с бериллием, кроме того сами установки и используемые на них методики исследований постоянно совершенствуются.

На рис.1 показан один из последних вариантов этого комплекса

Рис.1 Установка PISCES

Остановимся несколько подробнее на описании этой установки. Сравнение параметров других линейных симуляторов будет приведено ниже.

Установка состоит из отсека с источником плазмы и основной камеры с мишенью, к которой подсоединено загрузочное устройство со специальной камерой загрузки. Максимальная тепловая нагрузка на мишень составляет 9 МВт/м² Генератором плазмы является отражательный дуговой разряд с горячим катодом из гексаборида лантана ( LaB₆ ), нагреваемый до термоэмиссии вольфрамовыми подогревателями (стандартная схема, используемая и на других установках PSI и NAGLIS). Плазменный поток, формируемый продольным магнитным полем от 3 коротких катушек напряженностью 0,04Тл имеет диаметр 6 см, что при достигаемой плотности плазмы ~10¹⁹м^-3 требует достаточно большой скорости откачки. Для этого используются 2 турбомолекулярных насоса общей производительностью 6,5 м³/с. При этом остаточное давление составляет 10^-5 Па.

Наиболее совершенная европейская имитационная установка типа линейного симулятора PSI-2, которая является основной для стран Европейского сообщества, участвующих в программе ИТЭР, была запущена в 1992 году в Берлине под названием PSI-1 (PlasmaSurfaceInteractions), (хотя ее разработка и началась в ГДР в тесном сотрудничестве с СССР) и после объединения Германии лаборатория, в которой была создана эта установка стала отделением института физики плазмы (IPP) общества Макса Планка в Гархинге. В 1998 году после модернизации она получила название PSI-2. Схема установки приведена на рис.3. Установка выглядит намного внушительнее, чем PISCES, так как рассчитана на работу с более мощными потоками плазмы. Ее экспериментальная программа включает в себя различные аспекты взаимодействия плазмы термоядерных установок с магнитным удержанием с обращенными к ней элементами, в том числе такие основополагающие явления как переносы в приграничном слое, такие особенности периферийной плазмы как неустойчивости, турбулентные процессы и вращение плазмы. Кроме того, она предназначена для отработки средств диагностики и свойств материалов для внутренних элементов термоядерных установок под действием мощных потоков частиц и энергии.

Рис.3 Линейный симулятор PSI-2 в Берлине.

Диаметр плазменного потока можно менять от 6 до 15 см ( в среднем 6-8 см), сложная система цилиндрических катушек, создающая поле порядка 0,1 Тл позволяет существенно отдалить область генерации плазмы от области ее взаимодействия с мишенью.

Установка ЛЕНТА

Установка ЛЕНТА, расположенная в Институте ядерного синтеза Российского научного центра «Курчатовский институт», была построена в 1991 году. ЛЕНТА имеет линейную конфигурацию (см Рис.12 ) и предназначена для исследования взаимодействия плазмы с газовыми и твердотельными мишенями, а также для технологической плазменной обработки материалов. Установка действует в стационарном режиме.

Полная длина установки ‑ 4,5 метра, диаметр цилиндрической разрядной камеры ‑ 16 см. Генерация плазмы происходит в процессе пучково‑плазменного разряда в прямом магнитном поле. Индукция магнитного поля составляет 0,1÷0,2 Т. Установка работает с различными плазмообразующими газами: Ar, He, Ne, D₂, N₂, а также с воздухом. Откачка установки на высокий вакуум (<10^-6 Торр) осуществляется шестью турбомолекулярными насосами суммарной откачиваемой мощностью 6000 литров в секунду.

На установке ËÅÍÒÀ плазма образуется в результате пучково‑плазменного разряда, возникающего при прохождении электронного пучка через газ (см. рис.). Электронный пучок генерируется инжектором, представляющим из себя прогреваемый термоэмиссионный вольфрамовый цилиндрический катод и полый анод. Разгонное напряжение ‑ до 15 кВ., электронный ток ‑ до 2,5 А.

На установке ЛЕНТА может быть реализовано несколько разрядных режимов, отличающихся размерами плазменного столба и параметрами получаемой плазмы. Первый ‑ это режим горения ППР в скрещенных магнитном и электрическом полях (см. Рис.), в результате которого возникает кольцевой плазменный поток. Между центральным электродом и стенками камеры прикладывается разность потенциалов ~50÷200 B. Плазменный поток имеет диаметр ~ 8 см. Мощность, вкладываемая в плазму достигает 15 КВт. Плотность плазмы составляет 5´10¹¹÷5´10¹³ см^-3, температура электронов в зоне взаимодействия ‑ 2÷30 эВ.

Второй основной режим ‑ это режим горения ППР в прямом магнитном поле, в результате которого образуется т.н. шнуровой плазменный поток (см. Рис).

Данный режим характеризуется меньшей энергией, вкладываемой в плазму ‑ до 5 кВт. В зоне взаимодействия плотность плазмы составляет 5´10¹¹÷3´10¹³ см^‑3, а температура электронов значительно ниже, чем в режиме с кольцевым плазменным потоком ‑ 0,5÷8 эВ. Плазменный поток имеет диаметр до 6 см. Возможность генерации достаточно плотной и холодной плазмы в этом режиме делают его наиболее подходящим для моделирования процессов, происходящих в газовом диверторе реактора‑токамака.

Установка ПР-2 не создавалась как линейныйсимуляор, а была построена в начале 60х годов в ИАЭ им.И.В.Курчатова как открытая магнитная ловушка типа пробкотрон. Однако заложенные в ней технические решения, качество исполнения и большой запас по мощности и по магнитному полю делают ее достаточно гибким многофункциональным плазменным стендом.

Основная часть

Дата добавления: 2018-08-06; просмотров: 730; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

12 3 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!