В НИЯУ МИФИ смоделировали воздействие лазера на вольфрамовую поверхность термоядерного реактора
Москва, 6 фев - ИА Neftegaz.RU. Ученые из НИЯУ МИФИ провели моделирование, которое позволяет оценить оптимальные параметры лазерного воздействия при исследовании вольфрамовой поверхности реактора.
Об этом сообщила пресс-служба вуза.
Один из самых многообещающих источников энергии - термоядерная энергетика.
Важным шагом в этом направлении является проект международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР, который в настоящее время строится на юге Франции.
Российские ученые активно участвуют в создании этого реактора.
Проект требует решения множества технических проблем, одной из которых является поглощение топлива, изотопов водорода, внутренней поверхностью реактора.
Внутри термоядерного реактора сверхтяжелый водород тритий реагирует с другим изотопом - дейтерием, образуя гелий, нейтроны и выделяя энергию.
Однако часть трития не принимает участие в реакции, а поглощается стенками реактора.
Одним из основных способов накопления топлива является процесс со-осаждения.
В ходе горения разряда внутренняя поверхность реактора (которая предположительно будет состоять из вольфрама) частично распыляется, атомы отделяются от нее и осаждается обратно на поверхность стенки.
Растущие пленки с высокой эффективностью захватывают падающие на поверхность ионы трития, что приводит к накоплению большей части атомов водорода в тонком слое на поверхности стенки.
Этот захват топлива порождает ряд проблем.
Тритий является дорогостоящим сырьем, и его потери влияют на экономику термоядерной установки и ее эффективность.
Более того, тритий радиоактивен, и его накопление в стенках реактора в больших количествах может создавать угрозу безопасности.
Для контроля уровня водорода, поглощенного поверхностью реактора, предлагается использовать лазерный метод: нагрев маленькой области стенки лазером вызывает выделение застрявшего в стенке водорода, который затем измеряется методами масс-спектрометрии или оптической спектроскопии.
Этот метод можно применять прямо в реакторе для измерения поглощенного водорода между плазменными разрядами.
Моделирование, выполненное в НИЯУ МИФИ, показывает оптимальные параметры лазерного воздействия на вольфрамовую поверхность реактора.
Важным параметром является температура нагрева поверхности: при достаточно высокой температуре десорбция оказывается эффективной.
Измерение максимальной температуры поверхности в ходе лазерного воздействия позволяет достичь высокой точности измерений без информации о других свойствах материала.
Более продолжительный лазерный импульс нагревает более глубокие слои поверхности.
Нагрев материала импульсом длительностью в миллисекунду может привести к почти полному выделению водорода из слоя толщиной 10 мкм.
Один из авторов исследования Ю. Гаспарян отмечает, что при проектировании реактора ИТЭР предусмотрено создание многочисленных систем диагностики состояния плазмы, но системы диагностики поверхности стенок не хватает, многие из них сейчас находятся в стадии разработки.
Однако состояние обращенной к плазме поверхности оказывает на нее огромное влияние, и такие инструменты необходимы не только для контроля содержания трития в стенке, но и для изучения физики удержания плазмы.
Проведенное исследование будет полезно для дальнейшего развития систем контроля состояния внутренней поверхности в термоядерных установках.
Об этом сообщила пресс-служба вуза.
Один из самых многообещающих источников энергии - термоядерная энергетика.
Важным шагом в этом направлении является проект международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР, который в настоящее время строится на юге Франции.
Российские ученые активно участвуют в создании этого реактора.
Проект требует решения множества технических проблем, одной из которых является поглощение топлива, изотопов водорода, внутренней поверхностью реактора.
Внутри термоядерного реактора сверхтяжелый водород тритий реагирует с другим изотопом - дейтерием, образуя гелий, нейтроны и выделяя энергию.
Однако часть трития не принимает участие в реакции, а поглощается стенками реактора.
Одним из основных способов накопления топлива является процесс со-осаждения.
В ходе горения разряда внутренняя поверхность реактора (которая предположительно будет состоять из вольфрама) частично распыляется, атомы отделяются от нее и осаждается обратно на поверхность стенки.
Растущие пленки с высокой эффективностью захватывают падающие на поверхность ионы трития, что приводит к накоплению большей части атомов водорода в тонком слое на поверхности стенки.
Этот захват топлива порождает ряд проблем.
Тритий является дорогостоящим сырьем, и его потери влияют на экономику термоядерной установки и ее эффективность.
Более того, тритий радиоактивен, и его накопление в стенках реактора в больших количествах может создавать угрозу безопасности.
Для контроля уровня водорода, поглощенного поверхностью реактора, предлагается использовать лазерный метод: нагрев маленькой области стенки лазером вызывает выделение застрявшего в стенке водорода, который затем измеряется методами масс-спектрометрии или оптической спектроскопии.
Этот метод можно применять прямо в реакторе для измерения поглощенного водорода между плазменными разрядами.
Моделирование, выполненное в НИЯУ МИФИ, показывает оптимальные параметры лазерного воздействия на вольфрамовую поверхность реактора.
Важным параметром является температура нагрева поверхности: при достаточно высокой температуре десорбция оказывается эффективной.
Измерение максимальной температуры поверхности в ходе лазерного воздействия позволяет достичь высокой точности измерений без информации о других свойствах материала.
Более продолжительный лазерный импульс нагревает более глубокие слои поверхности.
Нагрев материала импульсом длительностью в миллисекунду может привести к почти полному выделению водорода из слоя толщиной 10 мкм.
Один из авторов исследования Ю. Гаспарян отмечает, что при проектировании реактора ИТЭР предусмотрено создание многочисленных систем диагностики состояния плазмы, но системы диагностики поверхности стенок не хватает, многие из них сейчас находятся в стадии разработки.
Однако состояние обращенной к плазме поверхности оказывает на нее огромное влияние, и такие инструменты необходимы не только для контроля содержания трития в стенке, но и для изучения физики удержания плазмы.
Проведенное исследование будет полезно для дальнейшего развития систем контроля состояния внутренней поверхности в термоядерных установках.