| Название |
Расчет допустимого теплового потока для композита вольфрам – сталь (WSS) энергонапряженного элемента термоядерного реактора |
| Информация об авторе |
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
Н. С. Попов, инженер, эл. почта: NSpopov@mephi.ru
А. Н. Сучков, и.о. заместителя заведующего кафедрой, канд. техн. наук, доцент, эл. почта: ansuchkov@mephi.ru
В. О. Кириллова, инженер, эл. почта: vok11012002@gmail.com
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия1 ; АО «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля» (АО «НИКИЭТ»), Москва, Россия2
М. Ю. Жарков, инженер1,2, эл. почта: mg-dist@yandex.ru |
| Реферат |
Метод конечных элементов позволяет рассчитать теплопроводность композитного материала и предсказать его поведение при больших тепловых нагрузках. В данном исследовании композит с вольфрамовой капиллярной структурой и стальной матрицей (WSS) смоделирован в программе ANSYS. Композит WSS изготовлен путем литья расплава аустенитной стали AISI 316LN в вольфрамовую капиллярную структуру. Анализ микроструктуры показал, что содержание вольфрама в композите варьируется в диапазоне 20–30 % (об.). Варианты конструкции композита с содержанием до 78 % (об.) W моделировали в стационарном режиме теплового потока для расчета теплопроводности и в переходном режиме для моделирования тепловой нагрузки 15 МВт/м2 в течение 100 с плазменного импульса. Распределение температур в модели со свойствами, близкой к реальному композиту, показывает, что теплопроводность в диапазоне 48–69 Вт/мК при температуре 100 °C позволяет выдерживать тепловой поток до 10 МВт/м2. Более высокие тепловые потоки неизбежно приводят к перегреву вольфрамовой пластины мишени и закипанию воды в каналах охлаждения
Авторы выражают благодарность А. А. Баженову за помощь в исследованиях микроструктуры и А. В. Верткову за улучшение методологии экспериментов.
Исследование выполнено за счет гранта Российского научного фонда № 24-23-00111, https://rscf.ru/project/24-23-00111/. |
| Библиографический список |
1. Rindt P. et al. Power handling limit of liquid lithium divertor targets. Nucl. Fusion. 2018. Vol. 58. No. 10. 104002.
2. Rulev R. V. Heat flux tests of the divertor vertical target when simulating separatrix sweeping. VANT. 2024. Vol. 47. No. 3. pp. 68–78.
3. Andruczyk D. et al. Overview of lithium injection and flowing liquid lithium results from the US – China collaboration on EAST. Physica Scripta. 2020. Vol. T171. 014067.
4. Pisarev А. А. et al. Flowing liquid lithium as a plasma facing material. Problems of Atomic Science and Technology. Ser. Thermonuclear Fusion. 2024. Vol. 47. No. 15. pp. 15–28.
5. Piskarev P. Yu. et al. Fabrication and thermal tests of SS/Cu bimetal plate for the use in the concept of flowing liquid lithium layer in tokamak limiters and divertors. Fusion Engineering and Design. 2022. Vol. 184. 113313.
6. Zuo G. Z. et al. First results of lithium experiments on EAST and HT-7. Journal of Nuclear Materials. 2011. Vol. 415. No. 1. pp. S1062–S1066.
7. Evtikhin V. A. et al. Lithium divertor concept and results of supporting experiments. Plasma Phys. Control. Fusion. 2002. Vol. 44. No. 6. pp. 955–977.
8. Vertkov A. V. et al. Comparative analysis of lithium first wall concepts for tokamak with reactor technologies. Plasma Phys. Rep. 2021. Vol. 47. No. 12. pp. 1245–1260.
9. Evtikhin V. A. et al. Research of lithium capillary-pore systems for fusion reactor plasma facing components. Journal of Nuclear Materials. 2002. Vol. 307–311. pp. 1664–1669.
10. Hu J. S. et al. Recent progress in the development of liquid metal plasma facing components for magnetic fusion devices. Nuclear Materials and Energy. 2024. Vol. 41. 101776.
11. Rindt P. et al. Conceptual design of a liquid-metal divertor for the European DEMO. Fusion Engineering and Design. 2021. Vol. 173. 112812.
12. Yuan C. et al. The design of 3D-printing liquid lithium divertor target plate and its interaction with high-density plasma. Plasma Science and Technology. 2024. Vol. 26. 85602.
13. Lyublinski I. E. et al. Selection of materials for tokamak plasma facing elements based on a liquid tin capillary pore system. J. Phys.: Conf. Ser. 2016. Vol. 748. 012014.
14. De Luca R. et al. Pre-conceptual design of a PFC equipped with a W lattice armour for first wall limiters in the EU-DEMO fusion reactor. Fusion Engineering and Design. 2023. Vol. 191. 113742.
15. Riesch J. et al. Progress in the development of industrial scale tungsten fibre-reinforced composite materials. Nuclear Materials and Energy. 2024. Vol. 38. 101591.
16. Lau A. et al. Combining chemical vapor deposition and spark plasma sintering for the production of tungsten fiber-reinforced tungsten (Hybrid – Wf/W). Adv. Eng. Mater. 2024. 2301929.
17. Piskarev P. Yu. et al. Coatings on a first wall plasma-facing surface: analysis and high heat flux testing on the «Tsefey-M» e-beam facility. VANT. 2024. Vol. 47. No. 1. pp. 111–121.
18. Dushik V. V. et al. The formation of tungsten and tungsten carbides by CVD synthesis and the proposed mechanism of chemical transformations and crystallization processes. Materials Letters. 2018. Vol. 228. pp. 164–167.
19. Chernyshikhin S. V. et al. Mechanical and thermal properties of Gyroid-based W Cu composites produced via laser powder bed fusion assisted by infiltration. International Journal of Refractory Metals and Hard Materials. 2024. Vol. 122. 106699.
20. Meng X. C. et al. Corrosion characteristics of copper in static liquid lithium under high vacuum. Journal of Nuclear Materials. 2019. Vol. 513. pp. 282–292.
21. Popov N. et al. Corrosion of reduced activation ferritic-martensitic steel – Tungsten brazed joints in liquid lithium. Fusion Engineering and Design. 2023. Vol. 196. 114004.
22. Kirillova V. O. et al. Brazing SMART tungsten alloys to RAFM steels by titanium-zirconiumberyllium brazing alloy. Fusion Engineering and Design. 2024. Vol. 201. 114297.
23. Bachurina D. et al. Self-passivating smart tungsten alloys for DEMO: a progress in joining and upscale for a first wall mockup. Tungsten. 2021. Vol. 3. No. 1. pp. 101–115.
24. Matějíček J. et al. Overview of processing technologies for tungsten-steel composites and FGMs for fusion applications. Nukleonika. 2015. Vol. 60. No. 2. pp. 267–273.
25. Robin I.K. et al. Evaluation of tungsten—steel solid-state bonding: options and the role of CALPHAD to screen diffusion bonding interlayers. Metals. 2023. Vol. 13. No. 8. 1438.
26. Popov N. et al. Interaction of iron melt with tungsten and WFe composite structure evolution. NUCET. 2024. Vol. 10. No. 3. pp. 189–198.
27. Kumar P. Studies of wire-matrix interaction in some tungsten wire reinforced stainless steels. Canterbury : University of Canterbury, 2013. 181 p.
28. Arai T. et al. Multi-layer coatings for preventing diffusion of nickel into tungsten fiber. Tetsu-to-Hagane. 1989. Vol. 75. No. 9. pp. 1493–1500.
29. Rindt P. et al. Using 3D-printed tungsten to optimize liquid metal divertor targets for flow and thermal stresses. Nucl. Fusion. 2019. Vol. 59. No. 5. 054001.
30. Apicella M. L. et al. Preliminary analysis on a liquid lithium limiter in capillary porous system (CPS) configuration in view of a “litization” experiment on FTU tokamak. Fusion Engineering and Design. 2005. Vol. 75-79. pp. 351–355.
31. Mavrin A. A., Pshenov A. A. Tolerable stationary heat loads to liquid lithium divertor targets. Plasma. 2022. Vol. 5. No. 4. pp. 482–498.
32. Mazul I. V. et al. Plasma-facing components of the TRT tokamak. Plasma Phys. Rep. 2021. Vol. 47. No. 12. pp. 1220–1237.
33. Nayak R., Tarkes D. P., Satapathy A. A computational and experimental investigation on thermal conductivity of particle reinforced epoxy composites. Computational Materials Science. 2010. Vol. 48. No. 3. pp. 576–581.
34. Chen Z. et al. Preliminary design and performance study of EAST liquid lithium limiter based on CPS. Fusion Engineering and Design. 2014. Vol. 89. No. 11. pp. 2685–2690.
35. Unni A. K., Muthukumaran V. Modeling of heat transfer, fluid flow, and weld pool dynamics during keyhole laser welding of 316 LN stainless steel using hybrid conical-cylindrical heat source. Int. J. Adv. Manuf. Technol. 2022. Vol. 122. No. 9-10. pp. 3623–3645.
36. Kim C. S. Thermophysical properties of stainless steels. Argonne National Lab., Ill. (USA), 1975. 25 p.
37. Unni A. K., Muthukumaran V. Numerical simulation of the influence of oxygen content on the weld pool depth during activated TIG welding. Int. J. Adv. Manuf. Technol. 2021. Vol. 112. No. 1-2. pp. 467–489.
38. Tolias P. Analytical expressions for thermophysical properties of solid and liquid tungsten re levant for fusion applications. Nuclear Materials and Energy. 2017. Vol. 13. pp. 42–57.
39. Li M., Werner E., You J.-H. Fracture mechanical analysis of tungsten armor failure of a watercooled divertor target. Fusion Engineering and Design. 2014. Vol. 89. No. 11. pp. 2716–2725.
40. Mazul I., Giniyatulin R., Kavin A., Litunovskii N. et al. Plasma-facing components of the TRT Tokamak. Plasma Physics Reports. 2021. Vol. 47. pp. 1220-1237. DOI: 10.1134/S1063780X21110210 |
