Аннотация результатов, полученных в 2015 году
Использование жидкого лития является перспективным для разработки обращенных к плазме элементов термоядерных установок. На многих установках уже продемонстрировано положительное действие лития на плазму. Испарение лития при высоких нагрузках и последующая экранировка поверхности облаком испаренного материала эффективно предотвращает перегрев стенки в переходных процессах, а эродированная поверхность при этом самозалечивается. При этом малоисследованным остается возникает вопрос о захвате радиоактивного трития В ходе данного проекта исследовалось накопления изотопов водорода в литии в лабораторных условиях и в условиях токамака Т-11М, а также вопросы экранирования поверхности лития при мощных плазменных нагрузках и транспорт лития в пристеночной плазме токамака. В ходе данного этапа исследованы закономерности соосаждения лития и дейтерия в условиях магнетронного разряда. Произведены количественные измерения содержания дейтерия в осажденных литиевых пленках. На основе показаний кварцевого микробаланса и интегрального количества дейтерия, десорбировавшегося в ходе ТДС, концентрация дейтерия в пленках составила D/Li= 10-20%. Основное газовыделение дейтерия в ходе ТДС происходит в виде молекул D2 в виде одного узкого пика в области 670-710 К. Продемонстрирована динамика потери дейтерия литиевыми пленками при взаимодействии с атмосферным воздухом, а также с отдельными атмосферными газами (кислород, азот, пары воды). Показано, что эффективный выход дейтерия наблюдается при взаимодействии с воздухом и парами воды. Влажность воздуха, по всей видимости, играет определяющую роль при его взаимодействии с литием, т.к. выход дейтерия при выдержке в чистом кислороде и азоте не приводит к заметному выходу дейтерия. Для удаления изотопов водорода из лития может быть рекомендована процедура выдержки в парах воды . Для проведения исследования накопления дейтерия в литиевых пленках, соосажденных в условиях токамака Т-11М, спроектирован новый термодесорбционный стенд, который будет присоединен непосредственно к токамаку. Литиевые пленки будут осаждаться на криогенную мишень, которая может вводиться в камеру токамака и затем нагреваться до 1000 К в отдельной камере для анализа десорбции захваченных газов с помощью квадрупольного масс-спектрометра. Для качественного описания экранирования лития при плазменном воздействии была создана аналитическая модель для случая стационарного экранирования, имеющего место при работе с жидкими металлами. Учтено диффузионное расплывание экранирующего слоя в поперечном направлении, оценены характерных времен задачи. Оценки показали, что в условиях продолжительного экранирования (время существования экранирующего слоя много больше характерного времени поперечного переноса в пристеночной плазме) должна развиваться тепловая неустойчивость, приводящая к колебаниям плотности экранирующего слоя и нагрузки на поверхность. Проведены совместные исследования с Университетом Иллинойса (США) по определению смачиваемости поверхности различных материалов жидким литием. Была измерена смачиваемость нитрида, оксида, карбоната лития жидким литием при температурах поверхности от 240 до 340 С. На основе полученных данных были рассчитаны поверхностные натяжения оксида, нитрида и карбоната лития в измеренном диапазоне температур. Показано, что смачиваемость литиевых соединений лучше, чем на поверхности основных конструкционных материалов - сталь, вольфрам. Таким образом, образование пленок из литиевых соединений на поверхности конструкционных материалов не приведет к уменьшению смачиваемости. На заседании международного оргкомитета конференции подтверждено решение о проведение следующей 5й конференции по применению лития в термоядерных установках в сентябре 2017 года в Москве. Название конференции изменено на «Применение жидких металлов в термоядерных установках» в силу расширения тематики конференции. 11-15 июля 2016 года в НИЯУ МИФИ будет организована международная летняя школа «Физические основы взаимодействия плазмы с поверхностью».

Аннотация результатов, полученных в 2016 году
Использование жидкого лития в качестве обращенного к плазме материала в термоядерных установках представляется одним из перспективных решений. На многих установках уже продемонстрировано положительное действие лития на плазму. В последнее время активно рассматривается использование и других жидких металлов. 25-27 сентября 2017 году в рамках реализации проекта в Москве будет организована 5-я международная конференция «Применение жидких металлов в термоядерных установках» (ISLA-2017). Подробная информация на сайте конференции – isla2017.mephi.ru 11-15 июля 2016 года проведена международная летняя школа «Физические основы взаимодействия плазмы с поверхностью». В рамках школы выступали ведущие зарубежные (США, Бельгия, Финляндия, Франция, Германия, Япония) и российские специалисты в области взаимодействия плазмы с поверхностью твердых тел и жидких металлов. (http://plasma.mephi.ru/ru/SS2016En.html) В ходе выполнения работ 2016 года по проекту были проведены экспериментальные и теоретические исследования по взаимодействию лития с плазмой в лабораторных условиях и в условиях токамака Т11-М. Результаты работы будут представлены на конференции ISLA-2017. Проведены эксперименты по изучению низкотемпературной десорбции (при комнатной температуре) дейтерия из литиевых пленок при взаимодействии с атмосферными газами. Выявлено, что выход дейтерия происходит в результате химической реакции в пленке. Показано, что наиболее активно эта реакция происходит с парами воды. При давлении 1е-2 мбар за 3 часа происходит полная трасформация пленки в LiOH, при этом выходит большая часть захваченного дейтерия. Выход оставшейся части дейтерия из пленки происходит при меньших температурах (до 550 К) по сравнению с выходом из исходной пленки. Значительного взаимодействия с азотом и кислородом при таких давлениях не наблюдается. Проведены испытания стенда для проведения термодесорбционных исследований на токамаке Т11-М, позволяющего анализировать захват изотопов водорода в осажденных литиевых пленках. Проведены тестовые эксперименты по термодесорбции литиевых пленок, собранных в ходе рабочих импульсов токамака на мишень при разных температурах мишени в ходе разряда на водороде. Аналитически показано, что одномерное приближение не позволяет детально описать воспроизвести экспериментально наблюдаемые как на линейных установках, так и на лимитерных токамаках, осцилляции температуры мишени под действием экстремальных тепловых нагрузок. Такое описание возможно только при введении искусственных задержек между испарением лития и откликом на него параметров плазмы вблизи мишени. Для детального анализа эффекта экранировки был разработан модуль расчета эволюции температуры поверхности лимитера/диверторных пластин под действием экстремальных тепловых нагрузок для двухмерного кода SOLPS4.3. Модуль позволяет отслеживать глубину плавления и количество испаренного материала. Вместе с включением в блок атомной физики SOLPS4.3 аппроксимаций для неупругих процессов с участием нейтралов и ионов лития, данные модернизации позволяют провести детальное изучение эффекта экранирования поверхности литиевого дивертора испаренными нейтралами и образовавшейся вторичной литиевой плазмой. Код SOLPS4.3 модифицирован также для расчета транспорта водородной плазмы с примесью лития на периферии токамака (в диверторной и лимитерной конфигурации). В используемую кодом модель были включены атомарные процессы с участием нейтралов и ионов лития. Это позволит определить пути преимущественной миграции лития (определить оптимальное местоположение коллекторов), а так же оценить влияние напуска лития или наличия литиевого лимитера на равновесие в пристеночной области. Модифицирован код DIFTRAP, позволяющий проводить моделирование термодесорбции водорода с учетом образования/разложения гидрида в одномерной геометрии, для чего была добавлена возможность решения уравнения диффузии для растворенного водорода с одной подвижной границей. Выполнено предварительное моделирование экспериментальных результатов по разложению тонкой литиевой пленки, насыщенной дейтерием. Экспериментальные результаты хорошо описываются разработанной моделью.

Аннотация результатов, полученных в 2017 году
Применение жидкого лития как материала, обращенного к плазме и способного принимать большие тепловые нагрузки со стороны плазмы, вызывает возрастающий интерес в термоядерном сообществе. Анализу работ в этом направлении посвящены отдельные международные конференции. Последняя пятая конференция «Применение жидких металлов в термоядерных установках» (ISLA-2017, http://www.isla2017.mephi.ru/) была организована НИЯУ МИФИ 25-27 сентября 2017 г. в Москве при поддержке гранта РНФ. В конференции принимали участие ученые из 14 стран. Проведение конференции столь высокого уровня в Москве позволило выступить на ней большому числу молодых ученых из России. По завершении конференции все участники отмечали высокий уровень её организации. Конференция позволила укрепить существующие связи с исследователями из других стран, а также установить новые деловые контакты. При поддержке РНФ 19-20 августа 2017 г. НИЯУ МИФИ провел также Международную школу по взаимодействию ионов с поверхностью (сайт школы — http://plasma.mephi.ru/ru/ISI2017School). В рамках школы выступали ведущие зарубежные ученые из Германии, Бельгии, Финляндии, Франции, Сербии, Дании, Южной Африки и российские специалисты в области взаимодействия ионов с поверхностью. Всего в работе школы участвовало 65 человек из России и зарубежных стран. В рамках проекта РНФ выполнен большой цикл работ по изучению различных эффектов, связанных с использованием лития в термоядерных установках. В том числе выполнены следующие работы 1. Выполнено исследование осаждения лития и накопления дейтерия в литиевых пленках в условиях токамака Т11-М и в лабораторных условиях. Для этого на токамаке Т-11М установлена коллекторная мишень, которая предназначена для сбора лития в тени лимитера. Количество водорода, захваченного в ходе разрядов, определялось с помощью термодесорбционной спектроскопии (ТДС). Показано, что при низких температурах коллектора (вплоть до 300 К) содержание водорода в литиевой пленке на коллекторе практически не зависело от температуры осаждения и составляло порядка 10-20 ат.%, а при повышении температуры мишени до температуры плавления лития (450 К) содержания водорода в пленке уменьшалось почти на порядок величины. Вместе с тем, количество лития, которое собиралось коллектором было неизменным до температур коллектора ~450 К, но при увеличении температуры до 650 К оно снижалось примерно в 4 раза. Таким образом, найдена область температур, в котором осаждение лития на мишень происходит эффективно, но захвата водорода практически не происходит. Были проведены также эксперименты на лабораторной установке, в которой литий осаждался на коллектор распылением в магнетронном разряде в среде дейтерия. Результаты лабораторных экспериментов качественно совпадают с измерениями в токамаке Т-11М, хотя наблюдались и некоторые различия, которые можно объяснить разницей в скорости осаждения пленок, давлении водорода, потоках и энергии ионов на коллектор и неоднородностью температуры по поверхности коллектора в токамаке. Проведена оптическая диагостика пространственного распределения лития в пристеночной плазме токамака, которые показали, что при добавлении второго лимитера потоки лития в теневой области уменьшаются в 3-4 раза, а радиальное распределение лития в пристеночной плазме становится более «крутым» Из проведенных экспериментов был сделан вывод, что путем увеличения площади коллекторов можно увеличить процент сбора лития на коллекторе и существенно уменьшить нежелательно накопление лития на стенках токамака. Этот вывод был экспериментально подтвержден в конфигурации с двумя лимитерами. 2. Выполнено исследование изотопного обмена дейтерия и водорода в литиевых пленках. Литиевые плёнки наносились на молибденовые подложки путём распыления литиевого катода в магнетронном разряде с дейтерием в качестве рабочего газа. Содержание изотопов водорода в литиевых плёнках определялось при помощи термодесорбционной спектроскопии. Суммарное содержание всех изотопов водорода в полученных литиевых плёнках непосредственно после осаждения составляло ~25 ат. %., из них на дейтерий приходилось ~15-18 ат. %, а на водород 1e-7 ат. %,. При выдержке свеженапыленной пленки с водородом и дейтерием в водороде при комнатной температуре при атмосферном давлении и в протоке водорода при комнатной температуре и 373 К не было обнаружено никаких изменений в изотопном составе десорбирующихся в ТДС газах. Концентрации изотопов водорода оставались практически неизменными. После выдержки пленки в вакууме при давлении ~ 1e-4 Па и при температуре 473 К в течение двух суток количество водорода и дейтерия в пленке также не уменьшилось, а соотношение содержания изотопов в пленке не изменилось. Однако, после выдержки в протоке водорода при температуре 473 К наблюдался выраженный эффект изотопного обмена: содержание атомов дейтерия уменьшилось до ~7 ат. %, а содержание водорода увеличилось до ~14 ат. %. Таким образом, установлено, что в литий-дейтериевых плёнках возможен изотопный обмен, протекающий при температурах порядка 473 К. 3. Моделирование экспериментов по накоплению изотопов водорода в литии. На предыдущем этапе работ была разработана модель накопления и выполнены предварительные расчеты, которые показали некоторое расхождение с экспериментальными результатами. На настоящем этапе работ в модель были внесены уточнения, связанные с учетом возможного различия в размерах выделений твердой гидридной фазы в жидком литии. Варьируя параметрами распределения, удалось получить хорошее совпадение расчетов и эксперимента. 4. Моделирование циркуляции лития в плазме токамака. Перенос лития в плазме токамака был исследован при помощи кода SOLPS4.3 для геометрии токамака Т-15 в двухнулевой магнитной конфигурации с выраженной асимметрией для двух предельных случаев. В первом считалось, что инжектированный литий не сильно меняет свойства первой стенки. В этом случае возможно достижение высоких плотностей пристеночной плазмы и даже переход в режим детачмента. Второй предельный случай соответствует интенсивной литизации первой стенки. Расчеты показали, что как при высокой, так и при низкой, плотности диверторной плазмы наиболее эффективное проникновение лития в пристеночную плазму происходит при расположение эмиттера лития в экваториальной плоскости токамака со стороны слабого магнитного поля. В то же время, при расположении источника лития в диверторной области литий практически не покидает диверторную область. Для определения областей преимущественного осаждения лития было проведено сравнения потока лития на поверхность первой стенки с обратным потоком распыленного лития. Было показано, что в рассматриваемой конфигурации литий преимущественно осаждается на верхней внешней диверторной пластине и на дальнем краю внешней нижней пластины. Полученные результаты важны для выбора мест расположения коллекторов лития в токамаке. 5. Моделирование экспериментов по экранированию литиевой стенки вторичной плазмой в условиях токамака. В коде SOLPS 4.3 было произведено моделирование транспорта лития в условиях токамака Т-15. В результате были получены распределение лития, электронной плотности, температуры в пристеночной плазме, потоки тепла, включая излучение и частиц, приходящих на элементы дивертора. Была также разработана собственная модель и код для расчета переноса излучения примеси в плазме с фиксированными параметрами. В разработанной модели перенос излучения описывается дифференциальными уравнениями переноса, в отличие от кода EIRENE, где перенос считается методом Монте-Карло. Такой подход имеет несколько преимуществ, по сравнению с методом Монте-Карло. Учитывались все возможные переходы между возбужденными уровнями, тогда как в коде EIRENE принимаются во внимание только переходы, включающие основной уровень, соответствующие серии Лаймана для водорода. Также учитывалось влияние на форму профиля линии эффекта Штарка, который игнорируется в EIRENE. Соответствующий численный код был апробирован для переноса излучения дейтериевой плазмы в геометрии токамака DIII-D. Основные результаты следующие: а) существенное влияние фотовозбуждения на перенос излучения вблизи диверторной пластины; б) асимметрия в переносе излучения, когда полный поток излучения от диверторной пластины больше, чем поток на пластину за счет особенностей расположения источников излучения и поглощения в плазме; в) учет поглощения излучения приводит к заметному, на несколько порядков, изменению коэффициентов переноса в плазме, в частности, к росту скорости ионизации, вызванной увеличением количества возбужденных атомов из-за фотовозбуждения; г) роль изменения ширины линии с плотностью и температурой в асимметрии переноса не существенна. Вычисления, проведенные с помощью SOLPS4.3 показали, что в условиях среднеразмерного токамака Т-15, даже при высокой (более 20%) концентрации лития в пристеночном слое плазмы излучением лития из области дивертора можно пренебречь. Этот результат качественно совпадает со спектроскопическими наблюдениями на токамаках EAST и FTU. Расчеты показывают, что даже при концентрации лития 25%, плотность лития в излучающем слое не превышает 1019 м-3 и он остается прозрачным для излучения. 6. Оценка накопления изотопов водорода в термоядерных установках при использовании лития. Накопление изотопов водорода в термоядерных установках является одним из критических моментов при работе с радиоактивным тритием. Так в ИТЭР количество трития в установке не может превышать 700 грамм по требованиям техники безопасности. В ходе выполнения работ по проекту были получены данные о зависимости концентрации изотопов водорода в литиевых слоях в зависимости от температуры. Также были оценено количество потоков лития на стенки. В сравнительно небольших токамаках (Т-10, Т-11М, FTU) инжекция лития проводится на уровне 3е20 –1е21 атомов/сек. На токамаке EAST исследовались режимы в широком диапазоне параметров с максимальным потоком до 5e22 Li/сек. Взяв из наших эксперментов концентрацию трития на уровне T/Li = 20 ат. %, можно получить максимально возможное накопление трития на уровне 0,05 грамм/с. То есть, всего за 20000 секунд работы содержание трития в установке может превысить санитарный предел. Это говорит о том, что проектирование установки требует серьезной проработки в вопросе сбора лития и минимизации накопления изотопов водорода. Согласно проведенным нами исследованиям, выполненным на токамаке Т-11М, поток лития на стенки при использовании системы коллекторов составит не более нескольких процентов, а наши расчеты транспорта, проведенные в рамках данного проекта показывают сильную локализацию осаждения лития, что вероятно, позволит уменьшить поток частиц на стенки до приемлемого санитарного уровня.