Взаимодействие водорода с первой стенкой токамака: Проект термоядерного реактора ДЕМО Соколов, Юрий Алексеевич

Краткое описание

Соколов, Юрий Алексеевич.
Взаимодействие водорода с первой стенкой токамака : Проект термоядерного реактора ДЕМО : диссертация ... доктора физико-математических наук в форме науч. докл. : 01.04.08. - Москва, 1998. - 57 с. : ил.; 20х15 см.
Оглавление диссертациидоктор физико-математических наук в форме науч. докл. Соколов, Юрий Алексеевич
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 плазмо-физических 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 >оль основных процессов взаимодействия в реальных условиях окамака и, по возможности, приблизить эти условия к условиям .¡актора.
Одним из таких условий является температура первой стенки хамака. В физических экспериментах она обычно была близка к мнатной, в то время как в реакторе она должна быть в диапазоне 0-600°С. Установкой, где стало возможно проведение ;периментов 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.