概述
偏滤器是环形聚变装置(如:托卡马克)的重要组成部分,它将中心等离子放电产生的带电粒子偏滤到一个单独的腔室中。在此室内粒子轰击挡板,变为中性粒子被抽走,避免了带电粒子轰击主室壁释放出次级粒子,影响约束区边缘的磁场位形。同时偏滤器挡板还会受到能量高达几甚至十几的快中子的轰击,使得其损坏率极高。因此开展偏滤器材料的溅射行为研究对提高偏滤器靶材料的寿命以及维持等离子体稳定运行具有重要的意义。研究等离子体轰击不同粗糙程度的靶材料溅射产额的变化情况,同时提出了一个可行的计算中子溅射产额的公式。
首先,基于二体碰撞近似的-动力学方法,通过追踪几千甚至更多粒子的运动速度、空间位置及其能量变化,模拟了材料表面光滑情况下,氢(H)、氦(He)、碳(C)、铍(Be)离子轰击钨(W)材料表面的溅射产额。结果表明随入射粒子能量的增加,四种带电粒子的溅射产额都是先增加后降低,相同情况下高原子序数(Z)材料溅射产额高于低原子序数材料。在经历一段时间的高能粒子轰击后,W材料的靶面随时间出现不同粗糙程度的变化。为此设定几种不同的粗糙表面,并对不同粗糙度时的溅射率进行数值模拟。结果显示随着粗糙程度的增加,溅射率降低。
其次,通过建立分层模型,研究了快中子轰击偏滤器材料的溅射过程。提出了一个计算中子溅射产额的公式,计算了,,反应引起的靶材料溅射产额。结果分别为,,,与实验结果基本符合。这为以后聚变堆或者裂变堆中受中子辐照材料的损伤研究提供了一个新的思路。1
偏滤器的重要性核聚变堆研究中,材料问题一直是其中的瓶颈,满足性能要求的材料,是未来核聚变堆能够实现的关键。而对聚变堆中面向等离子体材料(PFMs)有如下性能要求:一是良好的导热性、抗热震性和高熔点;二是它受到等离子体强烈辐照等物理和化学冲蚀所产生的杂质的数量要低,以保证聚变堆长期运行;三是具有较低的氢(氘、氚)的吸附性,以保证氢(氘、氚)的再循环应用;四是低放射性。这些优良性能是保证聚变堆装置正常运行、为未来的聚变堆发电提供有力保障的重要条件。偏滤器作为磁约束聚变装置中面向等离子体的重要部件,在现行的聚变装置上积累了大量的实验数据,但ITER和聚变堆规模水平上的偏滤器材料问题还没有完全的解决。原因是在下述几个方面进行权衡存在困难:靶材料的选择、靶的寿命、靶对等离子体的反作用,以及对受损偏滤器模块进行自动更换等。在经过近40年的各种托卡马克装置实验,发现钨(W)具有优异的热性能、H的低溶解度和低溅射率,使得W成为未来ITER装置中偏滤器的重要材料之一,2013年日本已将偏滤器全部钨化,并作为未来偏滤器的主要实验对象。
磁约束聚变装置在正常工作情况下,面向等离子体壁面材料(通常有Be、C和W)和偏滤器材料(主要为C和W)要经受一些能量在10eV到数个keV之间的H的同位素离子(H、D和T)、氦(He)离子等带电粒子的打击。这些过程导致金属表面损伤,如腐蚀、溅射、起泡等。特别是当离子撞击进入金属中后,引起的金属表面粗糙程度的变化,导致材料溅射率的变化,从而对材料寿命产生影响,应该引起重视,然而目前这个方面还没有得到详细的考虑。
偏滤器除受带电粒子的轰击外,还受到来自聚变堆中高能快中子的辐照。快中子在偏滤器靶材料表面引起的一个主要效应就是溅射,即中子与材料碰撞产生的原子、团簇和微小尺寸粒子的表面发射。溅射的粒子进入等离子体中将降低等离子体的温度,影响等离子体稳定运行。随着聚变-裂变混合堆、国际热核实验反应堆(ITER)和其它新型堆的设计建立,快中子溅射数据已远远不能满足实际需要。在结合实验数据和数值模拟的基础上,提出了一个可行的计算中子溅射产额的公式。
2010年以来,我国已连续将等离子体与W材料相互作用的物理机制研究作为作为重大专项工程之一,可见W 将作为偏滤器主要材料已成未来主选。因此研究等离子与W材料的相互作用对W材料的损伤,对合理设计偏滤器位型及材料结构,从而延长偏滤器使用寿命具有重要意义。1