Диссертация (1137074), страница 22
Текст из файла (страница 22)
Обнаружены эффекты мультипликативности коллекторов и влиянияначальной температуры на распределение лития, выражающиеся в уменьшениихарактерной длины спада потоков с =3,5 см до =2,5 см при введениигоризонтального лимитера в дополнение к вертикальному и до =2,2 см припонижении температуры вертикального лимитера с 230°С до 60°С. Данные178эффекты позволяют изменять распределение лития в SOL токамака, изменяячисло работающих лимитеров и их температуру. Показана принципиальнаявозможность создания замкнутой литиевой циркуляционной петли на основе«бадминтонной» модели. Установлено, что оптимальное смещение коллектораотносительно эмиттера составляет 3 – 4 см.4. Выработанаоптимальнаясхемазащитыкомпонентовтокамакастационарного действия от воздействия плазмы: в роли эмиттера —вертикальный лимитер, в роли коллектора — продольный (распределениелития двухэкспоненциальное с 1=1,5 см, 2 = 3,7 см).
Уменьшениехарактерной длины спада потоков до 1=1 см, планируется осуществить спомощьювводадополнительныхколлекторов(используяэффектмультипликативности).5. Решение технологических вопросов эвакуации лития, осаждённого настенках разрядной камеры, продемонстрировано в опытах с криогенноймишенью.Показаныэффективность,технологичностьэтогометодаиопределён характер влияния внешних факторов.
Максимальная скорость сборалития составила 4,4 мг/ч в случае тлеющего разряда на азоте, что позволяетосуществить процесс очистки в течение 4 часов (обычный метод очистки безкриогенной мишени занимает 1 месяц).6. При исследовании коррозионной стойкости ванадия и сплавов на егооснове (V – 1,86 Ga, V – 3,4 Ga – 0,62 Si и V – 4,8 Ti – 4,82 Cr) в жидком литииустановлено, что превалирующим механизмом коррозионного процессаявляется диффузия кислорода из приповерхностных слоёв 10…100 мкм.Скорость убыли массы исследованных образцов, испытанных при 600°С втечение 400 ч, лежит в пределах от 6 до 16 мг/(м2∙ч), что свидетельствует онезначительном растворении материалов.
Предварительное облучение ионамиаргона не повлияло на коррозионную стойкость образцов.При исследовании коррозионной стойкости сплава V–4Ti–4Cr в натрийкалиевом расплаве эвтектического состава установлено, что механизм коррозии179связан с миграцией примесных атомов кислорода из жидкого расплава в сплав споследующим образованием оксидов ванадия и титана.
При этом наблюдаетсянелинейныйростскоростирастворениясплавасV-4Ti–4Crростомтемпературы; в частности, при увеличении температуры от 600С до 650Сскорость растворения сплава увеличивается в 2,5 раза (от 40 мг/(м2∙ч) до 100мг/(м2∙ч)). Для снижения коррозионной активности рекомендовано проводитьих очистку от неметаллических примесей, в частности от кислорода (например,геттерированием), с использованием оптимального температурного режима.Результаты, полученные при коррозионных испытаниях, позволяютрекомендоватькиспользованиюванадиевыесплавывбудущихвнутрикамерных элементах термоядерных реакторов на основе лития с натрийкалиевым расплавом эвтектического состава в качестве теплоносителя.По результатам диссертационного исследования получена справка овнедрении от АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», в соответствие с которойразработанные устройства установлены на токамак Т-11М и успешноиспытаны,арезультатыпроведённыхиспытанийподтвердилипринципиальную возможность достижения стационарных режимов токамакареактора с внутрикамерными элементами на основе литиевых капиллярнопористых систем.180Список использованной литературы1.
ITER Overview / Y. Shimomura [et al.] // www.iaea.org: International AtomicEnergy Agency. URL: http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/csp_008c/fec1998/pdf/ov4_1.pdf (дата обращения: 10.09.2013).2. Rebut P.-H. ITER: the first experimental fusion reactor // Fusion Engineering andDesign.
1995. V. 27. P. 3-16.3. Experimental modeling of plasma–graphite surface interaction in ITER / Yu. V.Martynenko [et al.] // J. Nucl. Mater. 1998. V. 258-263. P. 1120-1126.4. Тамм И.Е. Теория магнитного термоядерного реактора // Физика плазмы ипроблема управляемых термоядерных реакций.
Т. 1 / Под ред. М.А.Леонтовича. М.: Наука, 1958. С.3.5. Сахаров А.Д. Теория магнитного термоядерного реактора // Физика плазмыи проблема управляемых термоядерных реакций. Т. 1. / Под ред. М.А.Леонтовича. М.: Наука, 1958. С.21.6. Sokolov Yu. A. Overview of the Russian DEMO plant study// Fusion Engineeringand Design.
1995. V. 29. P. 18-27.7. Ulrickson M.A. A review of plasma facing materials, past, present and future //ICFRM-8: Program and collected abstracts. Sendai. Japan. 1997. P. 128.8. Akiba M., Madarame H. Effects of plasma disruption on structural and plasmafacing materials // J. Nucl. Mater. 1994. V. 212-215. P. 90-95.9.
Erosion lifetime of ITER divertor plates / Pacher H.D. [et al.] // J. Nucl. Mater.1997. V. 241-243. P. 255-259.10. Thermal shock behavior of various first-wall materials under simulation load testsby laser beam irradiation / A. Benz [et al.] // J. Nucl. Mater. 1994. V. 212-215. P.1318-1322.11. Material damage to beryllium, carbon, and tungsten under severe thermal shocks /J.
Linke [et al.] // J. Nucl. Mater. 1998. V. 258-263. P. 634-639.12. Liquid metal in fusion reactors with magnetic confinement/ V.G. Karasev [et al.]// IAEA-TC-392.3/51. 1987. P. 239-272.18113. Research and development of the liquid metal systems for a tokamak reactor /B.G. Karasev [et al.] // Fusion Engineering and Design. 1989. V. 8.
P. 283-288.14. Kirillov I.R., Muraviev E.V. Review of liquid metal divertor concepts forTokamak reactor // Fusion Technology.1997. P. 251-254.15. Muraviev E. Liquid-metal-cooled divertor for ARIES // Fusion Engineering andDesign. 1995. V. 29. P. 98-104.16. Мирнов С.В., Евтихин В.А.
Применение Ga и Li как материала лимитеров втокамаках Т-3М и Т-11М // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 2005. Вып. 4. С.3-18.17. Experimental and calculated basis of the lithium capillary system as divertormaterial / N.V. Antonov [et. al.] // J. Nucl. Mater. 1997. V. 241-243. P. 1190-1196.18.
Design, calculation and experimental studies for liquid metal system mainparameters in support of the liquid lithium fusion reactor / V.A. Evtikhin [et al.] //www.iaea.org:InternationalAtomicEnergyAgency.URL:http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/csp_001c/pdf/ftp_27.pdf (дата обращения:16.10.2013).19.
Физико-химические основы использования лития в жидкометаллическихсистемах термоядерного реактора / И.Е. Люблинский [и др.] // ВАНТ. Сер.Термоядерный синтез. 2007. Вып. 4. С. 13-44.20. Reaserch of the capillary structures heat removal efficiency under divertorcondition / V.A. Evtikhin [et al.] // J. Nucl. Mater.1996. V. 233-237. P. 650-654.21. Разработка жидкометаллического дивертора ТЯР с капиллярно-пористойсистемой / В.А.Евтихин [и др.] // Перспективные материалы. 1997. №1.
С. 5359.22. Development and experimental study of lithium divertor with free liquid surfacebased on capillary structure / V.A. Evtikhin [et al.] // Proc. Of the First InternationalWorkshop on Liquid Metal Blanket Experimental Activities. Paris. 1997. P. 77.23. Features of dynamics and structure of the shielding layer at the interaction ofplasma flow with target / V.G.
Belan [et al.] // J. Nucl. Mater. 1996. V. 233-237. P.763-766.18224. Облучениелитиевойкапиллярно-пористойструктурыстационарнымэлектронным пучком большой мощности в магнитном поле / Н.В. Антонов [идр.] // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 1997. Вып.
1-2. С. 34-42.25. Experimental validation of the liquid lithium divertor concept / N.V. Antonov [etal.] // Fusion Technology. 1997. P. 243-246.26. Lazarev V. B. [et al.] // Proc. of the 26th EPS Conf. on Contr. Fusion & PlasmaPhysics, 1999. V.23J. P. 845.27. Behavior of high temperature liquid surfaces in contact with plasma / R.P.Doerner [et al.] // J. Nucl. Mater. V. 313-316.
2003. P. 383-387.28. Measurements of erosion mechanisms from solid and liquid materials in PISCESB / R.P. Doerner [et al.] // J. Nucl. Mater. V. 290-293. 2001. P. 166-172.29. Plasmainteractionwithliquidlithium:Measurementsof retention anderosion / M.J. Baldwin [et al.] // Fusion Engineering and Design. V. 61-62. 2002. P.231-236.30. Experimental Study on Tokamak Plasma Interaction with Lithium Capillary-PoreSystems / V.A.
Evtikhin [et al.] // www.iaea.org: International Atomic EnergyAgency.URL:http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/csp_008c/pdf/exp4_21.pdf (дата обращения: 16.10.2013).31. Wall conditioning with impurity pellet injection on TFTR / J.A. Snipes [et al.] //J. Nucl. Mater. V. 196-198. 1992. P. 686-691.32. Разработка концепции демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО/Ю.А. Соколов [и др.]// ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 1997. Вып. 1, 2.
С. 313.33. First experiments with lithium limiter on FTU / M.L. Apicella [et al.]// J. Nucl.Mater. V. 363–365. 2007. P. 1346–1351.34. Calculation and experimental investigation of fusion reactor divertor plate andfirst wall protection by capillary-pore systems with lithium / V.A. Evtikhin [et al.] //J. Nucl. Mater. V. 271-272. 1999. P. 396-400.35. Effects of wall boron coating on FTU plasma operations / M.L. Apicella [et al.] //J. Nucl. Mater. V.
313-316. 2003. P. 269-273.18336. Experiments with lithium limiter on T-11M tokamak and applications of thelithium capillary-pore system in future fusion reactor devices / S.V. Mirnov [et al.] //Plasma Phys. Control. Fusion. V. 48. 2006. P. 821.37. Fast ion Effects during Test Blanket Module Simulation Experiments in DIII-D /G.J. Kramer [et al.] // APS 52nd Annual Meeting DPP. Madison. USA, 2010. 55. №15. XO4, 4. P. 375.38. Mirnov S. Plasma-wall interactions and plasma behavior in fusion devices withliquid lithium plasma facing components // J. Nucl. Mater. 2009. V.
390-391. P. 876885.39. Li collection experiments on T-11M and T-10 in framework of Li closed loopconcept / S.V. Mirnov [et al.] // Fusion Engineering and Design. V. 87. Issue 10.2012. P. 1747-1754.40. Li experiments on T-11M and T-10 in support of steady state tokamak conceptwith Li closed loop circulation / Mirnov S.V.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
