氩等离子体与预辐照钨基Li-CPS结构相互作用研究
2023-04-29高英玮郭恒鑫刘建星荆文娜陈波陈建军王宏彬韦建军叶宗标芶富均
高英玮 郭恒鑫 刘建星 荆文娜 陈波 陈建军 王宏彬 韦建军 叶宗标 芶富均
本文利用四川大学直线等离子体发生装置(SCU-PSI)研究了不同入射能量的氦(He)等离子体对钨筛网的辐照行为以及氩(Ar)等离子体与预辐照液态锂(Li)钨基多孔筛网结构(CPS)的相互作用. 实验结果表明, 在不同入射能量的He等离子体辐照后, 钨筛网表面形貌出现明显的辐照损伤, 并且随着入射能量增加, 钨筛网初始平整的表面形貌逐渐变为纳米针孔结构, 最终转变为纳米绒毛结构. 用相同He等离子体参数辐照钨块材, 发现钨筛网产生辐照损伤的阈值显著低于钨块材. 利用Ar等离子体对预辐照的钨基Li-CPS结构进行辐照实验. 结果显示, 预辐照Li-CPS靶板Li液面非常不稳定, 在表面形成Li液滴并喷射到等离子体内部. 而且靶板表面温度异常升高, 比不存在辐照损伤的钨基Li-CPS结构高 400 ℃左右. 之后对Ar等离子体辐照后的预辐照Li-CPS结构的表面形貌进行SEM分析, 发现由于比表面积增加, 使得钨筛网表面绒毛结构被液态Li腐蚀.
等离子体; 辐照; 钨筛网; 预辐照Li-CPS
O53A2023.014002
收稿日期: 2022-08-05
基金项目: 国家自然科学基金(11875198); 国家自然科学基金青年科学基金(11905151); 四川省科技计划应用基础研究(2021YJ0510)
作者简介: 高英玮(1992-), 男, 四川成都人, 硕士研究生, 研究方向等离子体与液态金属相互作用.
通讯作者: 叶宗标. E-mail: zbye@scu.edu.cn
Study on the interaction between argon plasma and pre-irradiated tungsten Li-CPS structure
GAO Ying-Wei1, GUO Heng-Xin1, LIU Jian-Xing1, JING Wen-Na1, CHEN Bo1,
CHEN Jian-Jun1, WANG Hong-Bin1, WEI Jian-Jun2, YE Zong-Biao1, GOU Fu-Jun1
(1. Institute of Nuclear Science and Technology, Sichuan University, Chengdu 610064, China;
2. Institute of Atomic and Molecular Physics, Sichuan University, Chengdu 610064, China)
In this paper, the irradiation behavior of helium plasma with different incident energies on tungsten meshes and the interaction between argon plasma and pre-irradiated liquid lithium (Li) tungsten-based capillary porous structure (CPS) were investigated by using the linear plasma generator at Sichuan University (SCU-PSI). The experimental results show that the surface morphology of the tungsten meshes is obviously damaged under He plasma irradiation with different incident energies.As the incident energy of He plasma is increased, the formed patterns gradually change into nano-pinhole structure, and finally into nano-fuzz structure.
When tungsten block was irradiated with the same He plasma parameters, it was found that the threshold of irradiation damage of the tungsten mesh is significantly lower than that of the tungsten bulk. Irradiation experiments were performed on pre-irradiated tungsten-based Li-CPS using argon plasma. The results show that the Li surface of the pre-irradiated Li-CPS target plate is very unstable, forming Li droplets on the surface and ejecting into the plasma interior. Moreover, the surface temperature of the target plate is abnormally high, about 400 ℃ higher than that of the tungsten-based Li-CPS structure without irradiation damage. The SEM analysis of the surface morphology of the pre-irradiated Li-CPS structure after argon plasma irradiation later indicates that the increase of specific surface area of the fuzz structure accelerated the corrosion of the tungsten mesh surface in liquid Li.
Plasma; Irradiation; Tungsten mesh; Pre-irradiated Li-CPS
1 引 言
解决偏滤器材料问题是建设未来聚变示范电站(DEMO)反应堆的首要工程问题之一[1]. 液态金属锂(Li)具有原子序数低(Z=3)、芯部等离子体容忍度高(<20%)、耐高热负荷冲击(50 MW/m2)、降低离子再循环和提高芯部等离子体的约束性能等优点[2-4], 是较为理想的偏滤器候选材料之一. 目前液态Li已经在国际上的TJ-II仿星器[5]、T-11M[6]、FTU[7]和NSTX[8]以及国内的HT-7[9]和EAST[10]等托卡马克装置上进行了大量的实验测试, 表现出一定的技术优势和应用前景. 然而在聚变反应堆复杂的电磁环境中, 流动的液态Li受到电磁场力的阻碍(MHD效应), 液态Li表面的稳定被破坏, 导致液态Li溅入芯部等离子体[11]. 因此, 研究者提出了基于钨筛网的液态Li毛细多孔结构(Li-CPS)概念, 利用钨筛网的毛细作用力来抑制液态Li的飞溅行为[12,13]. 尽管作为约束材料的钨筛网, 在Li-CPS结构的设计中处于液态Li的包裹下, 不直接面对等离子体, 但是在边缘区域模(ELMs)等极端条件下, 由于液态Li大量蒸发, 钨筛网有破裂的可能[14]. 而且,液态Li与芯部等离子体反应生成的氘化Li等氢化物,以及芯部等离子体对第一壁的侵蚀而产生的产物碎片,会造成钨筛网堵塞[15], 导致Li补充不及时,从而使钨筛网直接面对等离子体. 目前, 已有一些对于氦(He)等离子体与钨块材的相互作用的研究. 研究结果发现, 在低于其损伤阈值的低能量高通量He等离子体辐照下, 钨块材表面出现了严重的辐照损伤, 包括微米级别的气泡以及纳米级别的孔洞和绒毛结构等[16-19]. 但是到目前为止, 未发现关于钨筛网与高通量He等离子体相互作用的研究. 裸露的钨筛网在He等离子体辐照下必然会产生辐照损伤, 且辐照损伤将对Li-CPS结构在聚变堆的应用产生不利影响. 因此有必要开展高通量He等离子体对钨筛网预辐照以及氩(Ar)等离子体对预辐照钨基Li-CPS结构辐照的相关实验. 这对在聚变堆实际工况下验证Li-CPS的可行性具有一定的参考意义和价值.
在稳态运行过程中, 偏滤器受到高通量(1022~ 1024 m-2·s-1)低能(<100 eV)的He等离子体辐照. 然而在聚变堆中进行材料验证实验, 时间长, 花费高. 因此四川大学先进核能实验室搭建了直线等离子体发生装置(SCU-PSI)[20]. SCU-PSI能够产生通量>1022 m-2·s-1, 能量<100 eV的He等离子体, 可以在很大程度上模拟聚变堆等离子体环境. 本文利用SCU-PSI产生的He等离子体分别对钨筛网和钨块材进行预辐照实验, 研究了不同入射能量的He等离子体对钨筛网产生的辐照损伤, 并与钨块材进行了对比. 最后, 利用高速相机、热电偶以及SEM研究了Ar等离子体与预辐照Li-CPS结构的相互作用.
2 实验参数及样品准备
实验所用的钨筛网和钨块材购自中国安平县宏运金属制品有限公司, 钨筛网目数为150目, 丝径为~60 μm, 孔径为~106 μm. 辐照实验在SCU-PSI中进行, 如图1所示. 通过偏压电源改变入射He离子能量, 不同入射能量的He等离子体辐照钨筛网和钨块材实验参数见表1. 预辐照Li-CPS结构由钼坩埚、钼盖(外径:55 mm;内径:25 mm)、液态Li以及He等离子体辐照后的钨筛网组成, 如图2所示. 纯Li(99.99%)购自中国赣锋锂业有限公司. 通过以下步骤制备预辐照Li-CPS结构. 在手套箱中, 将固体Li片添加到空心钼坩埚中, 用电热炉将钼坩埚加热到大约200 ℃, 使Li融化充满整个钼坩埚, 随后将辐照后的钨筛网安装在钼坩埚顶部, 最后用钼盖将钨筛网固定在钼坩埚表面. 等预辐照Li-CPS结构自然冷却至26 ℃左右, 将钨筛网从手套箱中取出并安装到直线装置中进行后续的Ar等离子体辐照实验. Ar等离子体辐照参数:Te为0.5 eV, ne为2×1019 m-3, 热负荷为8.23 kW·m-2, 等离子体束斑直径为26 mm. 利用SEM分析辐照前后钨筛网和钨块材的表面形貌. 热电偶测量预辐照Li-CPS结构靶板温度. 此外还利用高速相机观测Ar等离子体与预辐照Li-CPS结构相互作用时液态Li的喷发行为.
3 结果与讨论
3.1 高通量He等离子体预辐照钨筛网
钨筛网表面经高通量He等离子体预辐照后, 表面形貌发生了显著变化, 且变化明显地受入射能量影响. 图3为钨筛网被高通量He等离子体预辐照前后的SEM图像. 从图3a, 3f可以看出, 原始钨筛网表面形貌均匀, 呈现出由钨晶粒拉伸产生的沟槽. 这是由于钨筛网在制造过程中会在表面形成大量缺陷和孔隙. 当钨筛网被20 eV的He等离子体辐照后, 钨筛网表面形成大量孔洞, 在钨筛网孔隙处形成凹陷突起, 如图3b, 3g所示. 这可能是因为: 在He等离子体辐照作用下, He原子单质注入钨丝基底与其他He原子聚集形成了纳米尺度的He团簇[21]; 随着辐照继续, 间隙空位以及钨丝中的自间隙促进了He原子的扩散、成核和形成He泡[22]; 当纳米尺度的He团簇逐渐变成He泡堆积在钨丝表面时, He泡挤压钨丝表面引起突起; 最终He泡破裂, 在钨丝表面形成针孔[16]. 随着He离子能量增加, 钨丝表面形貌损伤由针孔结构变为绒毛结构, 如图3h, 3i所示.
为进一步研究钨筛网与钨块材的抗辐照能力, 对钨块材进行相同参数的He等离子体辐照. 如图4a, 4e所示, 钨块材在被20 eV离子能量辐照时, 钨块材表面没有产生绒毛结构. 当入射离子能量达到40 eV时钨块材表面观察到明显的形貌变化, 在样品表面形成纳米绒毛结构, 且随着入射能量的增加, 样品表面的孔隙增大绒毛变长. 与钨筛网对比, 钨块材产生针孔结构的离子能量阈值为40 eV, 而钨筛网产生针孔结构的离子能量阈值为20 eV, 远低于钨块材. 这可能是由于筛网结构相较于块材结构导热性差, 热量在钨筛网表面积累, 钨筛网更容易达到形成针孔结构所需的热量条件[23], 从而导致辐照能量阈值降低.
3.2 Ar等离子体与预辐照Li-CPS结构相互作用
图5为预辐照Li-CPS的Ar等离子体辐照过程的高速相机照片. 根据我们之前的研究[24]可知, 图片中的明亮区域是由液态Li蒸发形成的Li蒸气层. Ar等离子体作为热源从右侧射入, 液态Li受热蒸发, 在靶板表面形成一层明亮的Li蒸气层. 随着辐照继续, 由于等离子体的热效应, Li蒸气层亮度逐渐增加. 在等离子体发生的第124.94 s时, 靶板表面形成一个约10 mm左右大小的Li液滴, 如图5b所示. Li液滴不断膨胀, 膨胀到最大程度后, Li液滴破裂并从绒毛结构Li-CPS结构表面喷射到Ar等离子体中. 由于Ar原子在液态Li中溶解度较低, 在Ar等离子体的持续辐照下, Ar原子在液态Li中达到过饱和, 使得Ar原子成核并生长成气泡[25]. 气泡的生长速率取决于温度和正常溶解度, 而溶解度随温度的升高而增加[26]. 因此在Ar等离子体的热效应作用下, 液态Li中的气泡受热急速膨胀, 将液态Li从Li-CPS结构中挤压出来. 辐照进行到127.44 s时光柱消失, 由于绒毛结构堵塞毛细结构通道, 导致Li补充不及时, 没有Li蒸发形成Li蒸气. 0.06 s之后, 液态Li以液滴的形式从Li-CPS结构喷射到等离子体内部.
图6显示了在Ar等离子体辐照下, 预辐照Li-CPS结构不同时间点的靶板表面温度随时间的变化关系. 对于预辐照Li-CPS结构, 在辐照期间样品表面温度持续升高. 而当Li喷发(126.56 s)时, 由于绒毛结构的存在使钨丝热导率下降[27], 大量热量积累在钨筛网表层, 因此靶板表面温度并没有因产生Li蒸气而降低, 反而急剧增大到约1200 ℃左右后保持在1100 ℃左右, 比相同辐照参数下无绒毛结构的Li-CPS高大约400 ℃左右[24].
3.3 Ar等离子体作用下的预辐照Li-CPS结构表面形貌
利用SEM对Ar等离子体辐照前后的预辐照Li-CPS结构进行表面形貌分析, 结果见图7. 对比Ar等离子体辐照前后绒毛结构的形貌发现, 辐照后钨筛网突出的绒毛结构尖端位置被Li腐蚀溶解, 相较于辐照前变得更细, 绒毛的平均尺寸由辐照前的68 nm变为辐照后的59 nm, 而且表面孔洞变得更大更密集, 如图7c, 7g所示. 之前的研究表明钨在液态Li中溶解度不高, 而且Li不与钨反应, 因此液态Li不易对钨造成腐蚀. 但是预辐照Li-CPS结构上的绒毛结构与液态接触的比表面积增大, 这可能导致了液态Li对绒毛结构的腐蚀. 此外在Ar等离子体辐照下,等离子体携带的热负荷在靶板表面呈高斯分布[28], 高温驱动加速了钨原子向液态Li内部迁移, 导致腐蚀加剧.
4 结 论
本文利用SCU-PSI直线等离子体装置产生的He等离子体对钨筛网进行预辐照实验, 研究了在Ar等离子体辐照下, 预辐照Li-CPS结构的Li喷发行为、表面温度以及辐照后的形貌. 结果如下:(1) 在He等离子体对钨筛网进行预辐照实验中, 随着入射离子能量增加, 钨筛网表面由初始平整的表面形貌逐渐变为纳米针孔结构, 最终生长成纳米绒毛结构. 此外, 由于钨筛网相较于钨块材导热性差, 热量在钨筛网表面积累, 钨筛网更容易达到形成针孔结构所需的热量条件, 从而导致钨筛网产生针孔结构的辐照能量阈值比块材结构要低. (2) 预辐照Li-CPS结构在Ar等离子体辐照下, 靶板表面形成Li液滴并喷射到等离子体内部. 此外, 由于绒毛结构热导性差, 靶板表面积累大量热量, 导致表面温度大于相同辐照参数下没有辐照损伤的Li-CPS结构. (3) 预辐照Li-CPS结构在Ar等离子体辐照下, 靶板表面的绒毛结构由于与液态Li接触的比表面积增大, 液态Li对绒毛结构产生了一定的腐蚀. (4) 实验结果表明, 传统的Li-CPS结构在存在辐照损伤的条件下, 液态Li受到高热负荷的等离子体辐照后会向等离子体内部喷发, 污染芯部等离子体, 严重情况下可能会导致聚变反应“熄火”. 因此有必要开发新型的Li-CPS结构, 以便更有效地约束液态Li向等离子体溅射.
参考文献:
[1] Federici G, Biel W, Gilbert M R, et al. European DEMO design strategy and consequences for materials [J]. Nucl Fusion, 2017, 57: 092002.
[2] Apicella M L, Apruzzese G, Mazzitelli G, et al. Lithization of the FTU tokamak with a critical amount of lithium injection [J]. Phys Control Fusion, 2012, 54: 035001.
[3] Boyle D P, Majeski R, Schmitt J C, et al. Observation of flat electron temperature profiles in the lithium tokamak experiment [J]. Phys Rev Lett, 2017, 119: 015001.
[4] Ono M, Jaworski M A, Kaita R, et al. Recent progress in the NSTX/NSTX-U lithium programme and prospects for reactor-relevant liquid-lithium based divertor development [J]. Nucl Fusion, 2013, 53: 113030.
[5] Tabarés F L, Oyarzábal E, Tafalla D, et al. Generation and transport of atomic lithium during the exposure of liquid metals to hot plasmas in TJ-II [J]. Nucl Mater Energy, 2018, 17: 314.
[6] Mirnov S V, Azizov E A, Evtikhin V A, et al. Experiments with lithium limiter on T-11M tokamak and applications of the lithium capillary-pore system in future fusion reactor devices [J]. Phys Control Fusion, 2006, 48: 821.
[7] Apicella M L, Lazarev V, Lyublinski I, et al. Lithium capillary porous system behavior as PFM in FTU tokamak experiments [J]. J Nucl Mater, 2009, 386-388: 821.
[8] Jaworski M A, Abrams T, Allain J P, et al. Liquid lithium divertor characteristics and plasma-material interactions in NSTX high-performance plasmas [J]. Nucl Fusion, 2013, 53: 083032.
[9] Zuo G Z, Ren J, Hu J S, et al. Liquid lithium surface control and its effect on plasma performance in the HT-7 tokamak [J]. Fusion Eng Des, 2014, 89: 2845.
[10] Chen Z, Song Y, Yang Q, et al. Preliminary design and performance study of EAST liquid lithium limiter based on CPS [J]. Fusion Eng Des, 2014, 89: 2685.
[11] Whyte D G, Evans T E, Wong C P C, et al. Experimental observations of lithium as a plasma-facing surface in the DIII-D tokamak divertor [J]. Fusion Eng Des, 2004, 72: 133.
[12] Evtikhin V A, Vertkov A V, Lyublinski I E, et al. Research of lithium capillary-pore systems for fusion reactor plasma facing components [J]. J Nucl Mater, 2002, 307-311: 1664.
[13] Pistunovich V I, Vertkov A V, Evtikhin V A, et al. Research of the capillary structure heat removal efficiency under divertor conditions [J]. J Nucl Mater, 1996, 233-237: 650.
[14] Zuo G Z, Hu J S, Maingi R, et al. Upgraded flowing liquid lithium limiter for improving Li coverage uniformity and erosion resistance in EAST device [J]. Rev Sci Instrum, 2017, 88: 123506.
[15] Tabarés F L, Oyarzabal E, Martin-Rojo A B, et al. Reactor plasma facing component designs based on liquid metal concepts supported in porous systems [J]. Nucl Fusion, 2017, 57: 016029.
[16] Trinkaus H, Singh B N. Helium accumulation in metals during irradiation-where do we stand? [J]. J Nucl Mater, 2003, 323: 229.
[17] Evans J H. Formation of blisters in molybdenum bombarded with helium [J]. Nature, 1975, 256: 299.
[18] Hammond K D. Helium, hydrogen, and fuzz in plasma-facing materials [J]. Mater Res Express, 2017, 4: 104002.
[19] Ueda Y, Schmid K, Balden M, et al. Baseline high heat flux and plasma facing materials for fusion [J]. Nucl Fusion, 2017, 57: 092006.
[20] 高英玮, 王博, 郭恒鑫, 等. 高温及等离子体环境下液态锡与钨筛网的相容性研究[J]. 四川大学学报: 自然科学版, 2022, 59: 054001.
[21] Iwakiri H, Yasunaga K, Morishita K, et al. Microstructure evolution in tungsten during low-energy helium ion irradiation [J]. J Nucl Mater, 2000, 283-287: 1134.
[22] Yoshida N, Iwakiri H, Tokunaga K, et al. Impact of low energy helium irradiation on plasma facing metals [J]. J Nucl Mater, 2005, 337-339: 946.
[23] Kajita S, Yoshida N, Yoshihara R, et al. TEM observation of the growth process of helium nanobubbles on tungsten: Nanostructure formation mechanism [J]. J Nucl Mater, 2011, 418: 152.
[24] Gao Y, Ye Z, Liu J, et al. Interaction of an unwetted liquid Li-based capillary porous system with high-density plasma [J]. Plasma Sci Technol, 2022, 24: 115601.
[25] Shpilrain E E, Skovorodko S N, Mozgovoi A G. New data on the solubility of inert gases in liquid alkali metals at high temperature [J]. High Temp+, 2002, 40: 825.
[26] Ou W, Brochard F, Morgan T W. Bubble formation in liquid Sn under different plasma loading conditions leading to droplet ejection [J]. Nucl Fusion, 2021, 61: 066030.
[27] Kajita S, De Temmerman G, Morgan T, et al. Thermal response of nanostructured tungsten [J]. Nucl Fusion, 2014, 54: 033005.
[28] Ma X, Cao X, Han L, et al. Characterization of high flux magnetized helium plasma in SCU-PSI linear device [J]. Plasma Sci Technol, 2018, 20: 025104.