Hi-Tech новости 25 Августа 2012 года
Данная новость была прочитана 4567 раз

1. Бериллиево-вольфрамовые стенки международного термоядерного реактора ITER успешно прошли испытания. 2. О работах CompMechLab® НИУ СПбГПУ по расчетному сопровождению процесса проектирования вольфрамовых стенок дивертора термоядерного реактора JET

 

     Логотип Iter     Логотип проекта Joint European Torus (JET)

Инженеры успешно испытали бериллиево-вольфрамовые стенки для международного термоядерного реактора ITER на экспериментальной установке JET. Сообщение об этом было опубликовано на конференции по физике плазмы, его содержание кратко суммирует ScienceNow.

Реактор ITER будет иметь высоту 29 метров и диаметр 28 метровВакуумная камера термоядерного реактора JET

ITER - проект международного экспериментального термоядерного реактора, - в его строительстве участвуют государства Евросоюза, Россия, США, Китай, Япония и другие страны. Задача ITER заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Реактор ITER будет иметь высоту 29 метров и диаметр 28 метров. Проектирование термоядерного реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства - исследовательский центр Кадараш (Cadarache) на юге Франции, в 60 км от Марселя.

Реактор ITER должен продемонстрировать возможность термоядерного синтеза как способа производства энергии. Все установки, в которых до сих пор проводились эксперименты по синтезу, затрачивали на свою работу больше энергии, чем вырабатывали сами. 

Первоначально название "ITER" было образовано как сокращение International Thermonuclear Experimental Reactor, но в настоящее время оно официально не считается аббревиатурой, а связывается с латинским словом iter - путь.

Испытания проходили на расположенной в Великобритании экспериментальной установке Joint European Torus (JET, the Joint European Torus; дословный перевод - Общий европейский тор) - европейская тороидальная камера; крупнейший в мире действующий экспериментальный термоядерный реактор для удержания физической плазмы магнитным полем. Основная задача JET - открыть в будущем способ проведения управляемой термоядерной реакции. Установка JET была создана для получения научной информации, поэтому ее размеры гораздо меньше планируемых размеров ITER. Тем не менее, условия, с которыми сталкиваются стенки в реакторе, позволяют «в деле» испытать разработанные инженерами ITER технологии.

Термоядерным синтезом называют слияние ядер водорода с образованием гелия и выходом большого количества энергии. Внутренние стенки реактора во время этого процесса сталкиваются с огромными температурами. Они также подвергаются очень мощному нейтронному облучению, которое делает материалы стенок радиоактивными и приводит к их быстрому разрушению. Кроме того, плазма внутри реактора способна захватывать частицы обкладки, что может привести к ее «отравлению», а тритий из плазмы может сам накапливаться в стенках, что приводит к трудностям в контролировании реакции.

Решить эти взаимно противоречивые задачи инженеры смогли, создав стенки из комбинации двух материалов - бериллия и вольфрама. Безопасный для плазмы бериллий использовался как основной материал стенок, а те места, которые сталкивались с самой высокой температурой (предназначенные для удаления продукта реакции - гелия), были выложены вольфрамом.

Испытания новых стенок, по словам ученых, прошли удачно. Они разрушались гораздо медленнее, чем ранее использовавшиеся на JET стенки из углерода. Кроме того, в них накапливалось в десять раз меньше трития - это должно положительно сказываться и на управляемости реакции, и на необходимости замены материалов.

Публикация подготовлена сотрудниками CompMechLab® по материалам сайта Lenta.ru.

Комментарий FEA.ru

 

Логотип CompMechLab     Логотип Julich Forschunscentrum

Замена материалов элементов стенок токамака JET на выбранные для ITER зачастую оказывается невозможной без перепроектирования соответствующих элементов конструкции. В частности, прямая замена графитовой облицовки токамака JET на вольфрамовую (один из материалов, выбранных для первой стенки дивертора ITER) невозможна по ряду причин. Основная из них заключается в том, что вольфрам обладает гораздо большей электропроводностью, чем графит, и, следовательно, под действием переменного внешнего магнитного поля в вольфрамовой облицовке будут возникать значительно бóльшие вихревые токи. Большие вихревые токи при наличии мощного внешнего магнитного поля, очевидно, приведут к огромным пондеромоторным нагрузкам на конструкцию, что является неприемлемым.

Сотрудники CompMechLab® в 2005 – 2008 годах в рамках совместной деятельности с Forschungscentrum Jülich, Институт физики плазмы (Institut für Plasmaphysik), осуществляли расчетное сопровождение процесса проектирования модифицированного модуля W-LBSRP для реактора JET, выполняя нестационарные электромагнитные, тепловые и прочностные расчеты для нескольких вариантов конструкции блока. Основной целью многовариантных исследований являлся поиск новых технологических решений для проекта ITER.

Предпосылкой для проведения исследования послужила необходимость применения в дивертере ITER вольфрамовой облицовки вместо графитовой, применяемой в Токамаке JET. Прямая замена графитовой облицовки на вольфрамовую невозможна по ряду причин. Основная из них заключается в том, что вольфрам обладает гораздо большей электропроводностью, чем графит, и, следовательно, под действием переменного внешнего магнитного поля в вольфрамовой облицовке будут возникать значительно бóльшие вихревые токи. Большие вихревые токи при наличии мощного внешнего магнитного поля, очевидно, приведут к огромным пондеромоторным нагрузкам на конструкцию, что является неприемлемым.

Для решения выше перечисленных проблем конструкторами Forschungszentrum Jülich был предложен новый вариант дизайна блока W-LBSRP (появившийся в названии блока символ «W» подчеркивает основную особенность нового блока – вольфрамовую облицовку). Характерной особенностью нового блока W-LBSRP является облицовка, «нарезанная» из множества вольфрамовых ячеек.

Ниже представлены рисунки из Отчетов и Публикаций сотрудников CompMechLab®  НИУ СПбГПУ:

Вакуумная камера термоядерного реактора JET; блоки W-LBSRP
Вакуумная камера токамака JET

 CompMechLab. 3-D КЭ модель блока W-LBSRP дивертора термоядерного реактора JETCompMechLab. 3-D КЭ-модель клиновидного держателя облицовки блока W-LBSRP дивертора термоядерного реактора JET
3-D конечно-элементные (КЭ) модели блока W-LBSRP дивертора (слева) и
клиновидного держателя облицовки блока дивертора (справа) термоядерного реактора JET

CompMechLab. 3-D КЭ-модель основания блока W-LBSRP дивертора термоядерного реактора JET CompMechLab. 3-D КЭ-модель крепежной плиты блока W-LBSRP дивертора термоядерного реактора JET
3-D КЭ-модели основания блока W-LBSRP (слева) и крепежной плиты блока дивертора (справа) термоядерного реактора JET 

CompMechLab. Модуль вектора перемещения для 1-го варианта нагружения клиновидного держателя термоядерного реактора JETCompMechLab. Модуль вектора перемещения для 2-го варианта нагружения клиновидного держателя термоядерного реактора JET

Модуль вектора перемещения в клиновидном держателе облицовки для двух вариантов нагружения

CompMechLab. Распределение плотности вихревых токов в крепежной плите термоядерного реактора JET CompMechLab. Распределение плотности вихревых токов в держателе облицовки и крепежной плите термоядерного реактора JET

Распределение плотности вихревых токов в крепежной плите (слева) и 
в держателе облицовки и крепежной плите (справа) термоядерного реактора JET

CompMechLab/ Фрагмент вольфрамовой облицовки дивертора термоядерного реактора JET, установленной на держатель

Фрагмент вольфрамовой облицовки дивертора термоядерного реактора JET, установленной на держатель


Публикации сотрудников CompMechLab® по данной теме:

1. Borovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3-D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB-SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // Fusion Engineering and Design. 82 (2007). 1871 - 1877.
Эта статья в январе-марте 2009 года вошла в рейтинг Top25 Hottest Articles (Energy > Fusion Engineering and Design)

2. Hirai T., Bondarchuk E., Borovkov A.I., Koppitz Th., Linke J., Mertens Ph., Neubauer O., Panin A., Philipps V., Pintsuk G., Sadakov S., Steinbrech R.W., Schweer B., Uytdenhouwen I., Vaen R., Samm U., Sievering R. Development and testing of a bulk tungsten tile for the JET divertor // Physics Scripta. 2007. T128. 144 - 149.
3. Borovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3-D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB-SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // Proc. 24th Symposium on Fusion Technology. Poland. Warsaw. 2006. Preprint EFDA-JET-CP(06)04-04. 2006. 11p.
4. Borovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3-D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB-SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // 24th Symposium on Fusion Technology. Book of Abstract (P2-F-31 abstract). Poland. Warsaw. 2006. p. 200.
5. Hirai T., Bondarchuk E., Borovkov A.I. et al. Development and Testing of a Bulk Tungsten Tile for the JET Divertor // Proc. 11th Int. Workshop on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications. Germany. 2006.
6. Borovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3-D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB-SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // Preprint of Paper for publication in Proceedings of the SOFT Conference, 2006, Warsaw, Poland. 15 p.

Ссылки по теме: