Регистрация / Вход
Прислать материал

14.613.21.0009

Аннотация скачать
Постер скачать
Общие сведения
Номер
14.613.21.0009
Тематическое направление
Энергоэффективность, энергосбережение, ядерная энергетика
Исполнитель проекта
федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
Название доклада
Исследование поведения изотопов водорода в материалах термоядерных реакторов
Докладчик
Спицын Александр Викторович
Тезисы доклада
Цели и задачи исследования
Проект направлен на решение проблемы выбора конструкционных и функциональных материалов для использования в условиях термоядерного реактора.
Целями проекта являются:
- исследование накопления изотопов водорода в перспективных материалах для защиты первой стенки термоядерного реактора - вольфраме и его сплавах с рением, после воздействия интенсивных тепловых потоков и повреждения электронным пучком, а так же в зависимости от концентрации растворенного радиогенного гелия;
- исследование водородопроницаемости перспективных конструкционных материалов атомных и термоядерных реакторов, термоядерных источников нейтронов, оборудования для водородной энергетики;
- оценка безопасности перспективных конструкционных материалов атомных и термоядерных реакторов при использовании в контакте с дейтерий-тритиевым топливом, а так же поиск путей снижения накопления изотопов водорода и снижения водородопроницаемости этих материалов.

Актуальность и новизна исследования
Потребности атомной и термоядерной энергетики требуют создания материалов, свойства которых не меняются под воздействием нейтронов. Существующие материалы атомной техники, в частности конструкционные материалы реакторов на быстрых нейтронах, могут применяться и в термоядерных установках, однако требуется дополнительное обоснование и исследование влияния специфических факторов и свойств, присутствующих в термоядерных установках. Перспективными материалами для
термоядерных установок является вольфрам и его сплавы, аустенитная сталь ЧС-68, а так же бронза Cu-Cr-Zr.
Однако вопросы накопления водорода в материалах и их проницаемости изучались недостаточно. Изучение этих вопросов необходимо для безопасности эксплуатации энергетических установок.
Для создания термоядерных установок актуальными являются следующие проблемы:
•эрозии стенки и диверторных пластин токамака
Существующие технологии не удовлетворяют всем требованиям, которые предъявляются к обращенным к плазме компонентам (высокая теплопроводность, низкий атомный номер, стабильность свойств при нейтронном облучении).
•накопления трития в обращенных к плазме и конструкционных материалах
Все материалы, контактирующие с плазмой или топливом, содержащим тритий, могут накапливать значительное количество трития в кристаллической решетке материала или в микро- и макроскопических дефектах. Это явление нежелательно как с точки зрения безопасности, так и с экономической точки зрения.
•Удержание трития внутри вакуумной камеры ТЯР
Тритий не должен проникать за пределы вакуумной камеры. Диффузия возрастает с ростом температуры металла, а облучение тритий-содержащей плазмой поверхности металла как правило увеличивает проницаемость.
Описание исследования

В рамках проекта исследования проводятся по следующим направлениям:

1. Исследование накопления изотопов водорода в перспективных материалах для защиты первой стенки термоядерного реактора - вольфраме и его сплавах с рением, после воздействия интенсивных тепловых потоков и повреждения электронным пучком, а так же в зависимости от концентрации растворенного радиогенного гелия. Для решения поставленной задачи будут проведены исследования образцов вольфрама различных марок, производимых как японской, так и отечественной промышленностью. Образцы будут подвергнуты воздействию различных факторов, ожидаемых в термоядерном реакторе: воздействию импульсных тепловых потоков пучка электронов, воздействию электронов МэВных энергий, приводящих к образованию точечных дефектов в структуре материала, а так же методом "тритиевого трюка" образцы будут насыщены радиогенным гелием, который образуется в объеме материала в результате облучения термоядерными нейтронами, а так же в результате радиоактивного распада трития. Затем будет проведено исследование способности материала к захвату и накоплению изотопов водорода, определены характеристики накопления, влияния отдельных факторов и разработаны методы удаления изотопов водорода из вольфрама. Исследования будут проведены различными методами одновременно и в НИЦ "Курчатовский институт" и в Центре исследования изотопов водорода Университета г. Тояма и будет проведено сравнение и верификация экспериментальных результатов.

2. Исследование водородопроницаемости перспективных конструкционных материалов (аустенитных сталей и бронзы Cu-Cr-Zr) атомных и термоядерных реакторов термоядерных реакторов, термоядерных источников нейтронов, оборудования для водородной энергетики. Для решения поставленной задачи будут изготовлены мембраны из перечисленных материалов и на сверхвысоковакуумном стенде ПИМ проведены экспериментальные исследования проникновения дейтерия через эти мембраны. Будет сделана оценка потоков, проникающих через конструкционные материалы при различных условиях (температура, покрытия), ожидаемых для различных систем термоядерных реакторов, контактирующих с тритием. 3. Oценка безопасности этих материалов при использовании в контакте с дейтерий-тритиевым топливом, а так же поиск путей снижения накопления изотопов водорода и снижения водородопроницаемости этих материалов. Для решения поставленной задачи будут проведены оценки проникающих потоков с учётом существующих концептуальных схем и режимов работы перспективных термоядерных реакторов, таких как термоядерный источник нейтронов с термоядерной мощностью 50 МВт и демонстрационный реактор ДЕМО с мощностью 500 МВт.

Результаты исследования

Проведена модернизация установки для измерения проникновения изотопов водорода через металлы (установки «ПИМ»). Абсолютная точность измерения проникающих потоков возросла до 1 – 2 %, достигнуты вакуумные условия 1•10е-7 тор в камере плазменного источника и 1•10-9 тор в измерительной камере, количество примесей в рабочем газе (дейтерии) сократилось в 10 раз;

Проведено экспериментальное исследование накопления дейтерия в повреждённых образцах вольфрама и сплава вольфрам-рений методом термодесорбционной спектроскопии;

Проведено экспериментальное исследование проникновения дейтерия через аустенитную сталь ЧС-68. Исследование накопления изотопов водорода в образцах вольфрама, поврежденных электронным пучком до дозы 2,7•10е18 e/м2, проводилось методом термодесорбционной спектроскопии. Показано, что захвату дейтерия в дефектах, созданных электронным пучком, соответствует пик при 750 К, который растет с увеличением дозы облучения. При измерении проникающего потока дейтерия через сталь ЧС-68 получена зависимость проникающего потока от давления близкой к корневой J~p0,53, были рассчитаны коэффициент диффузии и константа проницаемости. Показано, что при облучении образцов горячекатаного W и W-5 % Re низкоэнергетической (76 эВ/ион) дейтериевой плазмой с высоким значением потока ионов (около 10е22 D/м2с) до дозы 10е26 D/м2 морфологии поверхности зависит от температуры облучения незначительно. В процессе плазменного облучения при температурах в интервале от 348 до 673 K на поверхностях W и W-5 % Re формируются блистеры размером от 1 до 20 мкм.

Проведены экспериментальные исследования проникновения дейтерия через аустенитную сталь 12Х18Н10Т, а также выполнена подготовка образцов для исследований, проводимых на последующих этапах: насыщение экспериментальных образцов вольфрама радиогенным гелием и анализ экспериментальных образцов вольфрама, насыщенных радиогенным гелием: исследована морфология поверхности образцов и определение концентрации гелия с использованием метода сканирующей электронной микроскопии.

При измерении проникающего потока дейтерия через сталь 12Х18Н10Т получена зависимость проникающего потока от давления близкой к корневой J ~ p0,53. На основании проведённых экспериментальных исследований и полученных в них данных, были рассчитаны коэффициент диффузии D и константа проницаемости P. Константу проницаемости для стали 12Х18Н10Т можно определить как P = 1,24∙10‑7∙exp (‑60200 / RT), моль/(м∙с∙Па0,5), а коэффициент диффузии для стали 12Х18Н10Т – D = 3,7·10‑6·exp (‑59000 / RT), м2/с, что близко к величинам для иностранного аналога – стали SS316.

Используя эти  параметры, можно легко оценить проникающий поток дейтерия через любую нагретую поверхность из стали 12Х18Н10Т, в диффузионно-ограниченном режиме (оценка проникающего потока сверху), в диапазоне давлений от 0,1 до 100 Па, и температурном диапазоне 350 – 600 °С.

Практическая значимость исследования
Ожидаемые результаты могут быть применены при конструировании термоядерных установок, обоснования их безопасности и лицензирования.