Плешивцев Н.В. Физические проблемы катодного распыления

Подождите немного. Документ загружается.

Продолжение табл. 2

Получение тонких пленск

Ионное травление сталей, сверхтвердых

сплавов, полупроводников, диэлектриков,

минералов, текстильных волокон и других

твердых вешеств

То же, что в п. 1

Металлофизика.

Ядерная физика.

Физика твердого тела

Препарирование образцов для электронно

микроскопических исследований

Получение ионов твердых и тугоплавких

материалов

6. Ионное фрезерование и сверление

Ионная шлифовка и полировка поверхностей

8. Повышение электрической прочности ускоря

ющих промежутков в электронных н ионных

приборах и установках

9. Активировка оксидного катода

10.

Измерение тока н распределения тока

в пучках ионов и атомов, в потоках плазмы

11.

Распыление металлов, поглошаюших газы

12.

Получение изотопных мишеней

13.

Исследование процессов, происходящих

в газовом разряде

1^,

Заострение авто электронных эмиттеров.

приготовление полупроводниковых усов

Радиационная физика.

Металлофизика.

Биофизика

Ускорители.

Массспектроскопия.

По пупроводнико вая

промышленность

Микроэ лектро ника.

Электроника.

Машиностроение

Оптическая промыш

ленность

Электровакуумная

промышленность,

Ускорители

Электровакуумная

промышленность

Ионные источники.

Плазменные источники

и ускоритель

Ионногеттерные

насосы. Электрораэ

рядные насосы

Ядерная физика

Газовый разряд

Физическая электро

ника. Металлофизика

Окончание табл. 2

15.

Определение кристаллографической

ориентации и типа криоталлической ре

шетки кристаллов

16.

Получение интенсивных потоков быст

рых атомов (10100 эВ) из монокри

сталлов с плотностью тока

1100 эк.в. мА/см

17.

Получение интерметаллических соединений

18.

Получение нитридов

19.

Получение окислов

20.

Получение гидридов

21.

Полунине карбидов

22.

Получение твердых растворов

23.

Получение напыленных участков с разре

шением до 10 А

Физика твердого тела.

М еталпофизнка

Катодное распыление.

Радиационная физика

Ниобийгерманиевый

сверхпроводник с ре

кордно высокой тем

пературой перехода

в сверхпроводящее

состояние 23 К

Машиностроение

Химические исспедо

То же

Катодное распыление

То же

Исследование возмож

ности создания памя

ти с большой емко

стью для ЗЕМ

Третий важный аспект исследования распыления свяэан с процес

сами, происходящими в околоземном и межпланетном пространстве.

Потоки космических лучей' и "солнечного ветра" на протяжении милли

ардов лет бомбардируют поверхность Луны, астероидов, планет с раз

реженной атмосферой, вызывая эрозию и распыление ах поверхности.

Распыление метеоритов играет существенную роль при их торможении

в атмосфере Земли. Солнечные батареи, окна, зеркала телескопов

и другие элементы искусственных спутников Земли, орбитальных науч

ных станций и межпланетных космических аппаратов также подверга

ются'распылению потоками космических атомных частиц.

Таким образом, распыление твердых веществ атомными быстрыми

частицами имеет важное практическое и познавательное значение в на

уке,

технике, технологии и в природе,

ПРОБЛЕМЫ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

2.1.

Удержание плазмы в токамаках

Для зажигания самоподдерживающейся стационарной термоядерной

реакции необходимо создать дейтериевотритиевую плазму с темпера

турой

ИОНОЕ.

100200 млн. К (1020 кэВ), плотностью

10 10 см" и удержать ее в этом состоянии 303 с С17] .

Для получения плазмы с термоядерными параметрами было предложено

и исследовано довольно много методов и экспериментальных установок.

Проблема нагрева плазмы до тзрмоядерных температур была реше

на при исследовании открытых магнитных ловушек типа "Огра" и ДСХ

при использовании инжекиии в них молекулярных ионоь водорода и пуч

ков быстрых атомов. В 1961 г. была получена плазма с температурой

до 100 кэВ, однако плотность ее была на 56 порядков меньше необ

ходимой. Ионные источники и инжекторы быстрых атомов, использовав

шиеся в этих установках, в дальнейшем были развиты для применения

в токамаках  тороидальных камерах в магнитных катушках.

Принципиальная схема термоядерного реакторатокама'.^ показана

на рис. 2. Плазма 1, состоящая из дейтерия, трития н электронов, соз

дается в тороидальной камере, в которой помешается первая стенка 2,

обращенная к. плазме. Тороидальный плазменный шнур имеет малый ра

диус О. и большой радиус К . Тороидальная камера снабжена дивер

торной камерой 3, где собираются примеси плазмы. В ней имеются

диафрагмы 4, ••. раничиваюшие размеры плазменного шнура. Плазменный

Рис.

2. Прзнципиальная схе

ма реакторато камака: 1 

плазма; 2  первая стенка;

3  дивертор; 4  диафрагма;

5  сердечник трансформато

ра; 6  первичная обмотка;

7  катушка продольного маг

нитного поля; 8  вакуумные

насосы; 9  инжекторы; 10 

ионные источники

шнур является вторичной обмоткой трансформатора 5, который имеет

первичную обмотку' 6, питаемую током 1^ .На камеру надеты маг

нитные катушки 7, создающие продольное (или тороидальное) магнит

ное поле Вд . Ток I , протекающий в плазме, повышает ее темпера

туру до «• I кэВ за счет джоулева нагрева и создает азимутальное

магнитное поле б,а . Вакуум в камере и диверторах получается с по

мощью вакуумных насосов 8. Нагрев плазмы до термоядерных темпе

ратур осуществляется с помощью пучков быстрых атомов дейтерия,

создаваемых инжекторами 9 и ионными источниками 10. На рис. 3

показана одна из крупнейших в мире установок Т10. На этой уста

новке в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова получена плаз

14 —з

ма с рекордным временем удержания 60 мс, плотностью 1*10 см

н температурой ионов 0,7 кэВ.

Проблема удержания плазмы в установках гипа'токамак* решается

путем последовательного увеличения поперечного сечения плазменного

№

•*л

я,5Й1

Рис.

3. Одно лэ крупнейших в мире термоядерных установок Т-Ю (СССР)

шкура. Эксперименты, проведенные на советских токамаках ТМ3,

Т3,

Т4 и Т10, показапи, что энергетическое время удержания

плазмы пропорционально площади поперечного сечения плазменного

шкура ( рис,4,а). Экспериментальные точки в исследованном диапазоне

'Ь,с

0,0$

П0

1 - -

0,1Й

1 - -

0,02

400

SCO

а', с

Рис.

4. а  зависимость энерге

тического времени жизни плазмы

*£~

от квадрата малого радиуса

CL плазменного тора; б  срав

экс

П нение экспер!гментапьных *Сг

и расчетных £g значений энерге

тического времени жизни плазмы:

V  ST ; •  ТМ3; Д 

Тя, Т4; rORMAK; +

MBcotm ; а  Т10; • 

риг

;

о  ТРИ.

[гэ]

^a,s.io

V"/,3l

1/2

ИЛИ bg 

ло

?Ы)

HIT/

можно аппроксимировать простым соотношением

(I)

где fiy,  магнитное поле тока; CL малый радиус тора, см; %^ 

энергетическое время удержания, С . Теория [^4] предсказывает по

добную зависимость

2 "•

(1а)

где с  скорость света; бС. средняя электропроводность плазмы

в поперечном сечении шнура:

Vc 

,, ТГ ' (2)

Здесь /?

 концентрация электронов в плазме; т

 масса электрона;

•О  "обобщенная" частота столкновений.

Линейная экстраполяция соотношения (1) показывает, что при ма

лом радиусе плазменного шнура, равном 2 м, энергетическое время

удержания достигнет 2 с. Имеются еше три соотношения для экстра

поляции параметра удержания плазмы, которые включают ток плазмы,

температуру плазмы, отношение большого радиуса плазменного шнура

к малому, запас устойчивости ["17J . Зги соотношения дают довольно

сильно отличающиеся значения параметров, при которых ожидается за

жигание термоядерной реакции, так как основаны на различных пред

положениях о механизме ухода частиц из плазмы.

2.2.

Основные параметры токамаков и ТЯЭС

Основные параметры плазмы, достигнутые в токамаках, а также

ожидаемые в проектируемых установках и токамакахреакторах, при

ведены в табл. 3, На установке ЛссаХоХ , где продольное магнит

ное поле составляет 12 Т, достигнут параметр удержания

0,2.10 см



с, который всего в 12 раз меньше реакторного.

Обший вид проектируемого демонстрационного термоядерного реак

торатокамака Т20 показан на рис. 5.

Следует отметить, что в магнитной ловушке открытого типа

2ХПВ в США уже получена плазма с термоядерными пераметрами:

14 —з

температурой ионов Э нэВ и концентрацией плазмы

1,5.20

см .

Но время ее удержания составляет 0,4 мс, что в 5000 раз меньше

необходимого.

Параметры плазмы, достигнутые

токамаках,

ожидаемые

проектируемых

реактарах-токамиках. Основные характеристики токамаков [l8-*25j

Установка

,Л4

-а

см .с

кэВ 10

см-

а-,

Во,

МА

Т-4

0,01

0,7 0,5

0,02

0,17

0,9

4,5

0,25

т-го

0,06

0,7

l.O

0,06

0,35

1,5

5,0

0,6

Т-15

0,3 5,0 1,0

0,3

0,7

2,4

3,5 1.4

Т-20

0,5 2.0

2,0

5,0

3,5 6,0

тяэс

3,4

1,25

1,9

4,5

12,6

5,0

TFR

0,0064

0,4

0,016

0,2

0,98

5,0

0,3

Mcatox

0,2

1,0-10

0,02

0,125

0,54

0,65

poutEet

0,45/1,5

1,4

2,6 5

TFTR

0,16-0,26

6-8,5

0,8

0,2

0,56

2,5

4,9

ТЕ PR

4,2

9,6

0,6-1 7-4,2

2,1

6,25

3,4 4,8

UWMAK-I

11,2

0,8. 14

5,0

13 3,8

Рис.5.

Обпшй вид проектируемого демонстрационного термоядерного

реакторагокамака Т20

2.3.

Потоки частиц на первую стенку

реакторатокамака

В настоящее время рассматриваются 20 концеппуальных проектов

термоядерных реакторов (ТЯР)

основанных на токамаке. В качестве

примера ниже представлены основные характеристики термоядерной

электростанции (ТЯЭС) с реактором типа"токамак'иМГДсистемой

преобразования энергии, разрабатываемой в Институте атомноЗ энер

гии им. И.В.Курчатова и Институте высоких температур АН CCCP[2l).

Тепловая мощность 4800 МВт

Электрическая мощность (нетто) 2410 МВт

Коэффициент полезного действия (нетто) 50%

Малый радиус плазмы О 4,5 м

Большой радиус плазмы R 12,6 м

Параметры системы зажигания реакции

инжекцней нейтралов:

 энергия гО

 эквивалентный ток

 время зажигания

Ввод топлива

Удельная энергетическая нагрузка

на первую стенку

Материал первой стенки

Индукция тороидального магнитного

поля на оси

Параметры рабочего никла:

 длительность фазы горения

 длительность паузы

Вывод золы, примесей и несгоревшего топлива

600 кэВ

200 экв. А

1215 с

Инжекция ДТшрапнели

1,9 МВт/м

Молибден

4000 с

50 с

а) Дивертор

б) Турбулентный

плазменный

бланкет

В табл. 4 приведены ожидаемые потоки частиц на первую стенку

проектируемых реакторовтокамаков. Предполагается, что дивертор со

берет примерно 90% частиц, поступающих иа границу плазмы. Средняя

энергия частиц, бомбардирующих стенку (23 кэВ), получена из потока

энергии частиц. В отношении средней энергии термализованных альфа

частиц (100 кэВ)сдепано произвольно^ предположение.

Распределения быстрых ионов и атомов водорода, измеренные на

установках 'Скептр', 'Альфа*, Т3 и ТМ3, хорошо аппроксимируют

ся экспоненциальной функцией £28j :

О)

Постоянная 1£ имеет величину одного порядка от 3.10 до 9.10 см/с.

Распределения по скоростям быстрых ионов н атомов водорода

в плазме вышеназванных экспериментальных установок показаны

на рис.6. На токамаках они измерены в диапазоне энергий0,11,5 кэВ.