ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ПЛАЗМЫ С ПЕРВОЙ СТЕНКОЙ
Первая стенка вакуумной камеры термоядерного реактора непосредственно соседствует с плазмой — ядерным топливом термоядерного реактора. Поэтому при работе реактора плазма и внутренняя поверхность первой стенки взаимодействуют, что может приводить к сильному изменению ядерных и физических свойств плазмы и физических, тепловых и механических свойств материала первой стенки.
Плазма и первая стенка влияют друг на друга.
Главные аспекты влияния плазмы на первую стенку — это: 1) проникновение, накопление и диффузия ионов дейтерия и трития в материале первой стенки; 2) радиационное повреждение, распыление и блистеринг поверхности при ионном соударении, захвате и отражении; 3) выделение энергии на поверхности за счет заряженных частиц и гамма-излучения, 4) образование гелия, охрупчивание, возникновение пузырей за счет протекания ядерных реакций (л, а) на нейтронах синтеза, а также радиационное распухание, 5) термические, радиационные и механические напряжения и деформация в материале [28]1.
Главное влияние материала первой стенки на плазму обнаруживается в том, что распыление материала, блистеринг, испарение вносят примеси в плазму; примеси материала стенки уменьшают эффективность нагрева плазмы, изменяя ее эффективный заряд Z3ф.
Эффекты взаимодействия плазмы со стенкой усложняют исследование плазмы и затрудняют разработку термоядерного реактора.
СОВМЕСТИМОСТЬ МАТЕРИАЛОВ ПЕРВОЙ СТЕНКИ И ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ БЛАНКЕТА
Возможными конструкционными материалами первой стенки считают аустенитные нержавеющие стали, никелевые сплавы, сплавы ниобия, ванадиевые сплавы и сплавы титана, а также комбинации нержавеющих сталей со сплавами ниобия и нержавеющих сталей с ванадиевыми сплавами (см. табл. 15.6). Теплоносителями в бланкете могут быть литий, эвтектический сплав лития со свинцом, расплавы солей LiF • BeF2 или Li2BeF4. Воспроизводящие материалы бланкета Li20, LiAl, LiAlO2 и Li7Pb2 являются твердыми, так как имеют высокую точку плавления. Конструкция первой стенки и бланкета может быть либо единой, либо разборной; каждая имеет свои достоинства и недостатки (рис. 15.18)*, **.
Рис. 15.18. Схема устройства термоядерного реактора с системой каналов охлаждения за первой стенкой
* Анализ условий работы материалов первой стенки материалов ТЯР на основе токамака проведен в работе Орлова В. В. и Альтовското И. В. Условия работы материалов первой стенки термоядерных реакторов, ВАНТ. Сер. ФРП и М. 1981, № 1 (15),с. 9-16. -Прим. пер.
** Автор рассматривает чистые (не гибридные) реакторы, к которым относится и советский проект реактора ТВЭ-2500 (Васильев Н. Н., Лукаш В. Э., Недоспасов А. В. и др.: Термоядерная электростанция с высокотемпературным реактором типа токамак. Докл. Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов (Ленинград, 28-30 июня 1977 г.). Т. 1, Ленинград,НИИЭФА, 1977. - Прим. пер.
Совместимость материалов первой стенки с теплоносителем определяется ядерными, тепловыми, механическими и коррозионными явлениями. Поскольку ядерные, тепловые и механические свойства материалов первой стенки, теплоносителя и воспроизводящего материала обычно согласованы в результате физического рассмотрения, совместимость почти всегда зависит от эффектов коррозии аналогично совместимости материалов оболочки и конструкций, теплоносителя и теплопередающих материалов радионуклидных генераторов. В качестве предельно допустимой скорости коррозии при взаимодействии материала первой стенки и теплоносителя, являющегося одновременно и воспроизводящим материалом (Li или Li2BeF4), или при взаимодействии материала первой стенки, теплоносителя и воспроизводящего материала (разные материалы, например, Li или Li20) обычно принимают 2,5 • 10~3 мм/день (около 1 мм/год). Скорость коррозии включает окисление, химические реакции и радиационную коррозию.
Перспективными теплоносителями и воспроизводящими материалами термоядерного энергетического реактора на D—Т-реакции являются жидкий литий и расплавленные соли лития, например Li2BeF4. Серьезные данные о коррозии в литии имеются лишь для сплавов на основе ниобия или тантала. Для нержавеющей стали, сплавов никеля и ванадия информация недостаточна. Однако опыт работы быстрых реакторов-размножителей с жидкометаллическим теплоносителем представляет широкие сведения о коррозии нержавеющей стали в жидком натрии.
Если принять в качестве допустимой скорости коррозии материала первой стенки, теплоносителя и воспроизводящего материала в жидком литии или расплаве литий содержащих солей значение 1 мм в год, то оценочные температурные интервалы работы материалов первой стенки соответствуют условиям работы термоядерных реакторов, приведенным в табл. 15.13.
Таблица 15.13. Температурные области совместимости материалов первой стенки, теплоносителей
Хотя повышение рабочей температуры и приводит к увеличению теплового коэффициента полезного действия термоядерной электростанции, полная скорость коррозии возрастает при этом за счет ужесточения радиационной обстановки настолько, что материалы первой стенки, теплоноситель и воспроизводящий материал перестают быть совместимыми. Это указывает на необходимость точного выбора интервала рабочих температур.
ТЕПЛОВЫЕ ЭФФЕКТЫ В МАТЕРИАЛЕ ПЕРВОЙ СТЕНКИ
Материал первой стенки энергетического термоядерного реактора может испытывать тепловые удары и усталость при термоциклировании [28,29].
Вообще говоря, тепловые удары происходят во многих практических случаях, когда твердое тело (или конструкция) претерпевает быстрое изменение температуры из-за изменения внешних условий или состояния внутренних тепловых источников. Тепловой удар сопровождается переходным процессом быстрого изменения температуры поверхности или распределения напряжений около поверхности в материале конструкции. Термоциклирование, вызванное кинетическими процессами в ядерных реакторах, присуще реакторам деления и синтеза с пульсирующим режимом работы. Фактически как устройства с магнитным удержанием, так и замкнутые инерциальные установки на первых порах будут, видимо, работать как импульсные термоядерные энергетические реакторы, в которых первая стенка будет испытывать тепловые удары и термоциклирование. В результате материал будет подвергаться механической усталости и растрескиванию при периодических сменах радиационной и тепловой нагрузки.
На основании анализа экспериментальных данных для многих конструкционных материалов, например по опыту работы нержавеющих сталей и сплавов титана в космических установках, для теплового удара может быть установлено эмпирическое соотношение [29] между максимальным нормированным напряжением1 (бп)mах и числом Био NBi =
= Lh/k:
(15.21)
где an — отношение поверхностного механического напряжения к среднему термическому напряжению; L — характерная длина* (толщина первой стенки); h — коэффициент теплопередачи; к — теплопроводность материала стенки. На рис. 15.19 показана зависимость обратного максимального нормированного напряжения от обратного числа Био для теплового удара конструкционных материалов. Эмпирическая кривая, удовлетворяющая экспериментальным данным, хорошо аппроксимируется прямой линией.
*Стенка предполагается цилиндрической. - Прим. пер.
Для оценки и анализа термической циклической усталости конструкции первой стенки важно соотношение между амплитудой напряжения Да или деформации Де, пределом усталости аи и числом циклов до разрушения Nf. Из экспериментов по термоциклированию конструкционных материалов установлено полуэмпирическое соотношение [29]
(15.22)
где Ег — приведенный или эффективный модуль упругости материала при повышенной температуре; v — коэффициент Пуассона; М пропорционально модулю упругости материала; т — константа; п — целое число. На рис. 15.20 приведена зависимость эффективной деформации от числа циклов Np полученная в экспериментах по термоциклической усталости тонкостенных труб и цилиндров. Образцы были изготовлены из инконеля (сплав на основе никеля) и испытаны при 815 °С при комбинированных осевых нагрузках, внутреннем давлении и кручении. На рис. 15.21 показаны аналогичные кривые зависимости полной амплитуды деформации (сумма упругой и пластической деформаций) от циклической долговечности, полученные в экспериментах на сплаве инколой-800 и нержавеющей стали 304, нагруженных при 650 °С с учетом влияния времени выдержки под напряжением. Видно, что рост времени выдержки и сложное нагружение уменьшают амплитуду напряжения и число циклов нагружения до разрушения.
Рис. 15.20. Зависимость эффективной полной амплитуды деформации Ас от циклической долговечности образцов из инконеля при 815 °С для одноосных и сложнонапряженных нагружений. Штриховая кривая - теоретическая кривая усталости при кручении:
О - усталость при одноосном напряжении; А - усталость при кручении; Д - усталость трубчатых образцов под давлением, циклированне в осевом направлении, разрушение перпендикулярно осевому напряжению; • — усталость трубчатых образцов под давлением, циклирование в осевом направлении, разрушение перпендикулярно касательному напряжению •
Рис. 15.19. Соотношение между обратным безразмерным напряжением (Пп) и обратным числом Био NBi для теплового удара
Рис. 15.21. Сравнение одноосной и сложнонапряженной усталости николоя-800 (•) и нержавеющей стали 304 (А) при 650 °С для разных времен выдержки:
1 — одноосное нагружение; 2 — сложнонапряженное нагружение
Для первой стенки термоядерного энергетического реактора с пульсирующим режимом работы характерна возможность одновременно тепловых ударов и термоциклирования. Если частоты и фазы тепловых ударов и термоциклирования совпадают или кратны, то возможно явление, похожее на резонанс, в результате которого возникает весьма серьезная ситуация комбинированного действия теплового удара и термоциклировании, которая может привести к усилению и ускорению термоциклической усталости и растрескиванию материала первой стенки. По теории усталостного растрескивания сдвиговые напряжения приводят к трещинообразованию. Возникающие максимальные главные напряжения определяют распространение трещин в плоскостях, перпендикулярных главным напряжениям [29].
