[发明专利]辐照水冷样品台

说明书

本发明公开了一种辐照水冷样品台，包括样品台主体，所述样品台主体的顶部设有样品放置台，所述样品台主体的底部设有样品托底座，所述样品台主体的外部设有样品保护套；所述样品台主体的下部设有进水口、出水口，所述进水口位于出水口的上方；所述样品台主体的内部设有固定环；所述出水口端与偏压接线连接。利用本发明可实现大功率辐照条件下，温度对等离子体材料表面处理的损伤特性行为进行研究。为ITER偏滤器水冷试验提供实验依据。

技术领域

本发明涉及在核聚变托克马克技术领域中，能够模拟磁约束核聚变反应过程对第一壁及水冷偏滤器材料，在高温、强粒子轰击条件下的损伤效应进行模拟的一种可行性实验装置。

背景技术

随着传统化石燃料的枯竭及日益严重的环境问题，使得发展新型能源迫在眉睫。上世纪出现的核聚变为解决能源问题带来了一次革新，就目前来说，聚变能的发展已经势不可挡。为了更好的实现技术共享，包含中国在内的俄、美、法等7个成员国共同承担研发费用，并在国际上正式开展“国际热核聚变实验堆计划”即ITER计划。在聚变环境下，作为直接面向等离子体的第一壁材料及用于排除He灰等杂质的偏滤器材料，将受到来自聚变反应物(氘、氚)和产物(氦、中子)的辐照。所产生的杂质容易在强电磁场环境下输运至等离子体芯部，从而造成聚变堆的熄灭。因此，展开面向等离子体材料和聚变环境下等离子体相互作用研究具有重要的科学意义和应用价值。在本发明中，利用自主设计的高功率射频离子源产生高密度等离子体，从而模拟面向等离子材料所处的辐照环境，利用水冷样品托能够将面向等离子体材料表面温度降至1000K以下，从而系统的研究了钨及其合金材料在He⁺或H⁺/D⁺辐照条件下的损伤行为，为ITER计划提供有效的理论及实验数据支撑。

对于核聚变而言，其稳定运行的关键是在于寻找到能够承受强电磁场、高能粒子轰击及高温条件下能够稳定运行的包裹聚变堆的材料。因此，针对目前已有的如铍、钼、钨或碳等关键的聚变堆外包材料，对于其特有的辐照损伤机理研究就显得尤为重要。众所周知，为保证聚变堆的稳定运行，对于堆芯包裹的第一壁材料及偏滤器靶板材料，均采用在钨或铍背靶板焊接铜管并通入冷却水的形式，使其表面温度降低，从而使得面向等离子体材料能够在高温、强粒子轰击条件下能够稳定运行。因此，本设计根据聚变堆实际运行过程中的相关参数，通过自主发明的辐照水冷样品台将放置于等离子体环境中的被测样品温度降低至1000K以下。基于此，本发明自行设计辐照水冷样品台实验装置，其主要目的为了模拟在聚变堆实际运行过程中，在低能大流强的环境下水冷材料本身的性能及结构所产生的变化。迄今为止该装置的设计尚未见报道。

发明内容

本发明的目的是提供一种可用于测试大功率低温辐照条件下样品性能的水冷样品台，能够模拟核聚变堆托克马克运行环境下，面向等离子体材料的辐照损伤行为研究。

为实现上述发明目的，本发明所采用的技术方案是：

一种辐照水冷样品台装置，包括样品台主体，所述样品台主体的顶部设有样品放置台，所述样品台主体的底部设有样品托底座，所述样品台主体的外部设有样品保护套；

所述的样品台主体的下部设有进水口、出水口，所述进水口位于出水口的上方；所述样品台主体的内部设有固定环；

所述出水口端与偏压接线连接。

进一步的，所述进水口的一端连接进水管，另一端与进水接口连接。

进一步的，所述的进水口通过固定环固定于样品台主体同轴中心位置处，并且所述进水口的出水端(顶端)与样品放置台距离为10mm。

进一步的，所述的出水口的一端连接出水管，另一端与出水接口连接。

进一步的，所述的样品台主体的内部设有用于固定进水口的出口端的固定环。

进一步的，所述固定环将进水管固定于样品台主体的中心位置处。