超導(dǎo)托卡馬克EAST限制器材料的腐蝕與沉積的研究

　　在磁約束聚變實驗裝置托卡馬克中,第一壁材料直接面對高溫等離子體,承受高能粒子的轟擊。隨著聚變裝置等離子體存在時間的延長及輔助加熱功率的增加,第一壁材料腐蝕和沉積將會越來越嚴重。材料的腐蝕一方面會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。本實驗通過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)果顯示在累計大約36000s的等離子體實驗中,安裝在限制器上的標記瓦塊近1μm的碳涂層基本被腐蝕,其腐蝕速率超過0.0278 nm/s。

　　在磁約束聚變實驗裝置托卡馬克中, 第一壁材料( Plasma Facing Materials, PFM) 直接面對高溫等離子體的轟擊, 對未來的大型裝置如國際熱核聚變實驗堆( ITER) , 隨著裝置運行的輔助加熱功率更高,運行時間也更長, 第一壁材料要承受數(shù)十甚至上百兆瓦每平方米的熱負荷, 材料的腐蝕大大加劇, 從現(xiàn)在的微米量級增加到厘米量級, 這就對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行[1] 。等離子體與壁相互作用的研究已成為實現(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)鍵問題之一[ 2] 。

　　在ITER 的設(shè)計中, 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; 打擊點用CFC, 以減輕熔化層破裂腐蝕[ 3] 。這些材料各有優(yōu)缺點: 鈹吸氧能力強, 無化學(xué)濺射, 但熔點低; 鎢的熔點高, 物理濺射閾值高, 幾乎無化學(xué)濺射, 但鎢是高Z 材料, 等離子體中只要存在極少量( 超過萬分之一) , 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, 熔點高, 高熱導(dǎo), 但化學(xué)濺射嚴重, 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[ 2] 。

　　盡管碳有化學(xué)濺射嚴重等缺點, 但仍然是目前第一壁的重要候選材料。從上世紀90 年代開始, 國內(nèi)外開始研究摻雜石墨的性能, 結(jié)果顯示摻雜石墨的各項性能均優(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, 能承受3MW/ m2 的熱負荷; 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 裝置實驗中, 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319 @ 1015 cm- 2s- 1, 如果取脈沖長度為10s, 則腐蝕超過319 @ 1014 cm- 2s- 1[ 11] 。國外裝置對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時間的等離子體放電下的腐蝕和再沉積行為幾乎沒有經(jīng)過實驗驗證。高參數(shù)長脈沖運行是全超導(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驗研究對未來材料在ITER 上的使用具有重要的借鑒意義。

實驗安排

EAST基本情況

　　EAST 裝置是中國自行設(shè)計研制的世界上首個全超導(dǎo)非圓截面托卡馬克裝置, 主要技術(shù)特點和指標是: 縱場強度BT= 315 T, 磁通變化$ –\10 V#s,設(shè)計等離子體電流110~115 mA, 持續(xù)時間1000 s,等離子體大半徑1195 m, 小半徑015 m, 環(huán)徑比4125, 拉長比116~ 2, 三角變形016~018[12] 。其主要科學(xué)目標是研究高參數(shù)等離子體穩(wěn)態(tài)先進運行模式的科學(xué)和工程問題。

　　EAST 真空室中平面共有16 個窗口, 其中G 窗口和P 窗口分別安裝一個活動限制器。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, 見圖1。

分析討論和結(jié)論

　　本次實驗測量的碳的腐蝕速率超過2178 @ 1014cm- 2#s- 1, 超過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 實驗中4 塊標記瓦的碳涂層均被完全腐蝕, 能得出S1、S3 的腐蝕速率超過010278 nm/ s, S2, S4 的腐蝕速率超過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, 而實際腐蝕更大。對未來像ITER 之類的大型裝置, 等離子體剛建立時, 如果不能早期形成偏濾器位形, 此時限制器材料的腐蝕將會更為嚴重。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針( 俯瞰) , 說明沉積主要發(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)動為主, 而天線的材料是銅, 在EAST 長脈沖實驗, 特別是低雜波驅(qū)動的實驗中, 銅材料受高能離子轟擊, 從天線部位被濺射解析, 沉積在限制器石墨瓦塊上。2010 年春季EAST 實驗共進行等離子體放電10000 多次, 總放電時間約36000 s, 活動限制器上標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010278 nm/ s。如果要準確測量腐蝕速率, 可以采用磁力傳送機構(gòu), 把待測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間要短多, 不必擔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.

　　基金項目: 科技部ITER計劃專項資助(2010GB106007)

參考文獻：
　　[1]石秉仁.磁約束聚變原理與實踐[M].北京:原子能出版社,1998:175,165
　　[2]Federici G,Skinner C H,Brooks J N,et al.Plasma-MaterialInteractions[J].Nucl Fusion,2001,41(12R):1968,1996
　　[3]Samm U.Plasma-Wall Interaction[J].Transactions of FusionScience and Technology,2006,49:234
　　[4]劉占軍,郭全貴,宋進仁,等.摻雜石墨作為面對等離子體材料的應(yīng)用研究[J].核聚變與等離子體物理,2006,12(4):318
　　[5]諶繼明,劉翔肖,征賢,等.摻雜石墨在高能激光束和電子束作用下的熱沖擊行為[J].核科學(xué)與工程,2002,3(1):47
　　[6]唐明,胡建生,左桂忠.HT-7托卡馬克中破裂等離子體放電對器壁放氣的影響[J].真空科學(xué)與技術(shù)學(xué)報,2011,31(1):38
　　[7]陳長琦,竇仁超,胡建生,等.全超導(dǎo)托卡馬克第一壁石墨材料的放氣特性研究[J].真空科學(xué)與技術(shù)學(xué)報,2009,29(2):198
　　[8]Wan Baonian,Li Jiangang,Zhao Junyu,et al.PSI Issues to-ward Steady State Plasmas in the HT-7 Tokamak[J].J NuclMater,2003,313-316:128
　　[9]Krieger K,Gong X,Balden M,et al.Erosion and Migration ofTungsten Employed at the Central Column Heat Shield of AS-DEX Upgrade[J].J Nucl Mater,2002,307-311:141
　　[10]Von J Seggern,Mayer M,Reiser D,et al.Erosion and Depo-sition Effects on the Vessel of TEXTOR-94[J].J NuclMater,2001,290-293:341
　　[11]Mayer M,Behrischa R,Andrew P,et al.Erosion at the Ves-sel Walls of JET[J].J Nucl Mater,1997,241-243:469
　　[12]邱勵儉.聚變能及其應(yīng)用[M].北京:科學(xué)出版社,2008:147
　　[13]劉瑋瑋.化學(xué)氣相沉積鎢尾氣再利用與無害化處理的研究[D].北京工業(yè)大學(xué)碩士論文,2009
　　[14]Li J,Shimada M,Hu J,et al.Wall Conditioning towards Uti-lization in ITER[C].19th PSI Conference,San Diego:CA,USA,2010
　　[15]Mayer M.Ion Beam Analysis of Rough Thin Films[J].NuclInstr Meth,2002,B194:177
　　[16]王廣厚.粒子同固體相互作用物理學(xué)[M].北京:科學(xué)出版社,1988:111,105