在磁約束聚變實(shí)驗(yàn)裝置托卡馬克中,第一壁材料直接面對(duì)高溫等離子體,承受高能粒子的轟擊。隨著聚變裝置等離子體存在時(shí)間的延長(zhǎng)及輔助加熱功率的增加,第一壁材料腐蝕和沉積將會(huì)越來(lái)越嚴(yán)重。材料的腐蝕一方面會(huì)污染等離子體影響聚變等離子體的品質(zhì),另一方面將危害裝置的安全運(yùn)行。為了提高材料的物理和化學(xué)濺射閾值,超導(dǎo)托卡馬克東方超環(huán)(EAST)裝置上選用摻雜碳化硅涂層石墨作為第一壁材料。本實(shí)驗(yàn)通過(guò)離子束表面分析方法,研究了EAST裝置中限制器石墨材料的腐蝕與沉積特性,結(jié)果顯示在累計(jì)大約36000s的等離子體實(shí)驗(yàn)中,安裝在限制器上的標(biāo)記瓦塊近1μm的碳涂層基本被腐蝕,其腐蝕速率超過(guò)0.0278 nm/s。

　　在磁約束聚變實(shí)驗(yàn)裝置托卡馬克中, 第一壁材料( Plasma Facing Materials, PFM) 直接面對(duì)高溫等離子體的轟擊, 對(duì)未來(lái)的大型裝置如國(guó)際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆( ITER) , 隨著裝置運(yùn)行的輔助加熱功率更高,運(yùn)行時(shí)間也更長(zhǎng), 第一壁材料要承受數(shù)十甚至上百兆瓦每平方米的熱負(fù)荷, 材料的腐蝕大大加劇, 從現(xiàn)在的微米量級(jí)增加到厘米量級(jí), 這就對(duì)第一壁的材料提出了更高的要求。第一壁的腐蝕使雜質(zhì)粒子進(jìn)入等離子體, 一方面使輻射損失增大, 影響等離子體參數(shù)的空間分布以及總體能量約束時(shí)間; 另一方面稀釋核燃料, 使反應(yīng)功率密度降低; 甚至危害裝置的安全運(yùn)行[1] 。等離子體與壁相互作用的研究已成為實(shí)現(xiàn)可控核聚變的重要課題, 而第一壁材料的腐蝕與沉積特性的研究是其關(guān)鍵問(wèn)題之一[ 2] 。

　　在ITER 的設(shè)計(jì)中, 鈹、鎢和碳纖維復(fù)合材料(CFC) 作為候選的第一壁材料。真空室內(nèi)壁用Be以減輕雜質(zhì)污染; 偏濾器靶板主要用鎢, 保證靶板壽命; 打擊點(diǎn)用CFC, 以減輕熔化層破裂腐蝕[ 3] 。這些材料各有優(yōu)缺點(diǎn): 鈹吸氧能力強(qiáng), 無(wú)化學(xué)濺射, 但熔點(diǎn)低; 鎢的熔點(diǎn)高, 物理濺射閾值高, 幾乎無(wú)化學(xué)濺射, 但鎢是高Z 材料, 等離子體中只要存在極少量( 超過(guò)萬(wàn)分之一) , 就可能造成極大的輻射損失; CFC有優(yōu)良的抗熱沖擊性, 低Z, 熔點(diǎn)高, 高熱導(dǎo), 但化學(xué)濺射嚴(yán)重, 盡管最近研究采用摻雜石墨可以大幅度減輕化學(xué)濺射, 但仍距離商業(yè)化聚變堆要求很遠(yuǎn)[ 2] 。

　　盡管碳有化學(xué)濺射嚴(yán)重等缺點(diǎn), 但仍然是目前第一壁的重要候選材料。從上世紀(jì)90 年代開(kāi)始, 國(guó)內(nèi)外開(kāi)始研究摻雜石墨的性能, 結(jié)果顯示摻雜石墨的各項(xiàng)性能均優(yōu)于純石墨, 尤其是抗化學(xué)濺射方面, 因而東方超環(huán)( EAST) 采用摻雜石墨( GBST1308, 1% B,215% Si, 715% Ti ) 作為第一壁材料[ 4- 7] 。GBST1308有很高的熱導(dǎo)性; 抗熱沖擊性強(qiáng), 能承受3MW/ m2 的熱負(fù)荷; 在50 eV 和1 keV 的氘離子轟擊下, 其化學(xué)濺射與純石墨相比, 分別減少30% 和5%[ 8] 。在ASDEX Upgrade 裝置實(shí)驗(yàn)中, 用離子束表面分析方法研究其鎢瓦塊的腐蝕特性, 得出鎢的腐蝕速率為112 @ 1014cm- 2s- 1[ 9]; 在裝置TEXTOR-94 中,測(cè)得硼的平均腐蝕速率為814 @ 1013 cm- 2s- 1[ 10] ; 在裝置JET 中, 用離子束分析得到一次脈沖放電碳的腐蝕超過(guò)319 @ 1015 cm- 2s- 1, 如果取脈沖長(zhǎng)度為10s, 則腐蝕超過(guò)319 @ 1014 cm- 2s- 1[ 11] 。國(guó)外裝置對(duì)第一壁材料的腐蝕和沉積做了大量的研究, 但是第一壁材料在長(zhǎng)時(shí)間的等離子體放電下的腐蝕和再沉積行為幾乎沒(méi)有經(jīng)過(guò)實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證。高參數(shù)長(zhǎng)脈沖運(yùn)行是全超導(dǎo)托卡馬克EAST 的特色之一, EAST 上第一壁材料的腐蝕和再沉積特性的實(shí)驗(yàn)研究對(duì)未來(lái)材料在ITER 上的使用具有重要的借鑒意義。

實(shí)驗(yàn)安排

EAST基本情況

　　EAST 裝置是中國(guó)自行設(shè)計(jì)研制的世界上首個(gè)全超導(dǎo)非圓截面托卡馬克裝置, 主要技術(shù)特點(diǎn)和指標(biāo)是: 縱場(chǎng)強(qiáng)度BT= 315 T, 磁通變化$ –\10 V#s,設(shè)計(jì)等離子體電流110~115 mA, 持續(xù)時(shí)間1000 s,等離子體大半徑1195 m, 小半徑015 m, 環(huán)徑比4125, 拉長(zhǎng)比116~ 2, 三角變形016~018[12] 。其主要科學(xué)目標(biāo)是研究高參數(shù)等離子體穩(wěn)態(tài)先進(jìn)運(yùn)行模式的科學(xué)和工程問(wèn)題。

　　EAST 真空室中平面共有16 個(gè)窗口, 其中G 窗口和P 窗口分別安裝一個(gè)活動(dòng)限制器。限制器幾何尺寸: 圓弧半徑67918 mm, 高68014 mm, 寬20014mm。為了獲得等離子體邊界溫度和密度參數(shù)分布,兩套可移動(dòng)的快速langmir 探針系統(tǒng)分別安裝在A窗口和E 窗口的中平面, 見(jiàn)圖1。

分析討論和結(jié)論

　　本次實(shí)驗(yàn)測(cè)量的碳的腐蝕速率超過(guò)2178 @ 1014cm- 2#s- 1, 超過(guò)ASDEX Upgrade 中鎢的腐蝕速率的兩倍, 主要原因是放電條件的差異, EAST 主要是以低雜波電流驅(qū)動(dòng)和離子回旋加熱為主, 邊界電子密度較低, 溫度較高, 放電脈沖的時(shí)間也大于ASDEXU,因而等離子體直接與限制器相互作用就比ASDEX-U 要強(qiáng)烈得多, 腐蝕速率就高。

　　此外也有材料特性的差異, 尤其是瓦塊表面碳層的化學(xué)濺射加大了腐蝕速率, 而鎢材料則不必考慮化學(xué)濺射; TEXTOR中硼的腐蝕結(jié)果與ASDEX Upgrade 類(lèi)似; JET 中碳的腐蝕率比EAST 高, 但JET 是目前最大型的托卡馬克, 無(wú)論裝置尺寸大小半徑, 加熱功率還是等離子體參數(shù)都比EAST 大。從EAST 實(shí)驗(yàn)中4 塊標(biāo)記瓦的碳涂層均被完全腐蝕, 能得出S1、S3 的腐蝕速率超過(guò)010278 nm/ s, S2, S4 的腐蝕速率超過(guò)010236nm/ s 的結(jié)論; 考慮到限制器上既有腐蝕也有沉積,上面結(jié)果只是腐蝕量減去沉積量得到的凈腐蝕, 而實(shí)際腐蝕更大。對(duì)未來(lái)像ITER 之類(lèi)的大型裝置, 等離子體剛建立時(shí), 如果不能早期形成偏濾器位形, 此時(shí)限制器材料的腐蝕將會(huì)更為嚴(yán)重。沉積在4 塊瓦塊上的銅則有一定差別: S2, S4上沉積的銅較多, S1, S3 上沉積的銅較少。分別比較S1, S2 和S3, S4, 可以看出限制器下方比較容易沉積銅; 而比較S2, S3 則得出在環(huán)向, 左邊易沉積銅,EAST 電流方向主要是順時(shí)針( 俯瞰) , 說(shuō)明沉積主要發(fā)生在離子側(cè)。銅的再沉積要比其它裝置要高, 其主要原因是EAST 以低混雜波電流驅(qū)動(dòng)為主, 而天線(xiàn)的材料是銅, 在EAST 長(zhǎng)脈沖實(shí)驗(yàn), 特別是低雜波驅(qū)動(dòng)的實(shí)驗(yàn)中, 銅材料受高能離子轟擊, 從天線(xiàn)部位被濺射解析, 沉積在限制器石墨瓦塊上。2010 年春季EAST 實(shí)驗(yàn)共進(jìn)行等離子體放電10000 多次, 總放電時(shí)間約36000 s, 活動(dòng)限制器上標(biāo)記瓦的碳涂層基本被腐蝕, 初步結(jié)果4 塊瓦的腐蝕速率均超過(guò)010278 nm/ s。如果要準(zhǔn)確測(cè)量腐蝕速率, 可以采用磁力傳送機(jī)構(gòu), 把待測(cè)樣品安裝在樣品架上, 在特定等離子體放電中把樣品送入接受輻照,這樣樣品接觸等離子體總時(shí)間要短多, 不必?fù)?dān)心涂層被完全腐蝕掉, 而且可以精確確定等離子體參數(shù), 可以得出更加精確的結(jié)果。

　　關(guān)鍵詞：東方超環(huán);腐蝕;第一壁;限制器

　　Abstract: The deposition and erosion of the plasma facing materials(PFMs)-the graphite with surface modified by SiC doping-in the limiter of the experimental advanced superconducting tokmak(EAST) was experimentally studied by Rutherford back scattering(RBS) for the purposes of reducing the contamination of the plasma at extremely high temperature,and increasing the safety of EAST.In the simulation experiment,4 marked tiles covered with 1 μm thick carbon films were installed in the limiter.The preliminary results show that the averaged erosion rate was higher than 0.0278 nm/s,after the plasma exposure up to 36,000 s,indicating the complete removal of the carbon film.The negative impacts and possible solution of the erosion and re-deposition of the PFMs were also tentatively discussed.

　　基金項(xiàng)目: 科技部ITER計(jì)劃專(zhuān)項(xiàng)資助(2010GB106007)

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