Влияние дефектов паяного соединения на работоспособность обращенных к плазме элементов центральной сборки дивертора токамака ИТЭР

Авторы

А. Rybikov ^1, ² , А. Eremkin ² , А. Komarov ² , V. Kuznetsov ² , А. Volodin ² , P. Piskarev ² , I. Bogdanov ² , V. Tanchuk ² , S. Grigoriev ² , M. Dorogov ¹ , N. Arkhipov ³

¹ Институт перспективных систем передачи данных, Университет ИТМО, Кронверкский пр., д. 49 лит. А, 197101, Санкт-Петербург, Россия

² АО «НИИЭФА», дорога на Металлострой, д. 3, пос. Металлострой, 196641, Санкт-Петербург, Россия

³ Учреждение «Проектный центр ИТЭР», ул. Расплетина, д. 11, стр. 2, 123182, Москва, Россия

10.17586/2687-0568-2025-7-3-184-197

Rev. Adv. Mater. Technol., 2025, vol. 7, no. 3, pp. 184–197

Аннотация

В работе представлены результаты численного моделирования и экспериментальные результаты тепловых процессов в макетах обращенных к плазме элементов (ОПЭ) центральной сборки дивертора ИТЭР. Дивертор критически важный компонент он подвергается экстремальным тепловым нагрузкам, что предъявляет высокие требования к надежности его ОПЭ. Исследование направлено на оценку влияния параметров (геометрия, размер, локализация) механических дефектов контактной зоны вольфрам медной облицовки с бронзовым теплоотводом при тепловых нагрузках qs = 1–6 МВт/м2 . Выполнено моделирование методом конечных элементов конфигураций ОПЭ с дефектами, различной формы и размеров. Результаты сопоставлены с экспериментальными данными тепловых испытаний. Установлено, что увеличение размера дефекта приводит к росту температуры облицовки: при максимальном дефекте (50% площади зоны соединения) локальная температура возрастает на 55%, средняя – на 40% (qs = 6 МВт/м2 ). Форма дефекта (прямоугольная/треугольная) оказывает незначительное влияние: отклонения не превышают 1,4% для максимума и 10% для средних значений. Продольная кастелляция (электроэрозионный рез) плиток в модели может вносить влияние в распределение температур. Максимальная температура на поверхности облицовки во всех вариантах не превысила 1200 °C. При нагрузках ≤ 4 МВт/м2 охлаждение остается конвективным, при более высоких нагрузках возникают локальные зоны кипения без перехода в кризис теплообмена. Сравнение результатов расчетных и экспериментальных данных выявило схожесть распределений температур.

Ключевые слова

центральная сборка дивертора; обращённый к плазме элемент; механический дефект пайки; тепловые испытания; кастелляция

Финансирование

Contract:17706413348240000190/55-24/01 of 20.06.2024 for R&D “Development of technology and pilot production of components for the Dome and First Wall panels and performance of thermal tests of divertor elements for the ITER reactor in 2024”

Ссылки

1. N. Litunovsky, E. Alekseenka, A. Makhankov, I. Mazal, Develogment of the armoring technique for ITER Divertor Dome, Fusiom Engineeringand Design, 2011, vol. 86. no. 9 11, pp. 1749 1752.
2. A.A. Rybikov, N.A. Kuznetsov, N. Litunavsky, A. Makhankov, Development and testing of the technology for coating plasma-facing components of the ITER divertor central assembly, in: Materials of Ill International Conference "Problems of Thermonuclear Energy and Plasma Technology", Izdatelskiy Dom MEI, Moscow, 2023, pp. 93 94 (in Russian).
3. V. Tanchuk, S. Grigoriev, A. Makdankov, K. Senik, N. Yablokov, M. Belenky, M. Blinov, M. Lebedev, B. Fokin, Experimental and numerical evaluation of IR thermogra- pay method for Final Accoptance Tests of the ITER divertor dome, Fusion Engineering and Design, 2014, vol, 89, no. 7-8, pp. 925 931.
4. R. Tivey, T.Ando, A. Antipenkov, V. Barabash, S. Chiocs chio, G. Federici, C. Ibbott, R. Jakeman, G. Janeschitz, R. Ralfrny, M. Aliba, I. Mazul, H. Pacher, M. Ulrickson, G. Vieider, ITER divertor, design issues and research and developmient, Fusion Engineering and Design, 1999. vol 46, no. 2 4, pp. 207-220 .
5. E. Visea, E. Escourbiac, S. Liber, A. Mancini, G. Mazzone, M. Merols, A. Pizzuto, Testing of high heat flux components manufactured by ENEA for ITER divertor, Fusion Engineering and Design, 2009, vol. 84, no. 2-6, pp. 309-313 .
6. 3. Schlosser, E. Escourbiae, M. Merola, S. Fosaquet, P Bayetti, J. Cordier, A. Cirosiman, M. Missirlian, R. Tivey, M. Rödig, Technologies for ITER divertor vertical target plasma facing companents, Nuclear Fusion, 2005, vol. 45, по. 6, pp. 512-518 .
7. S.N. Maziey, T. Gurieva,A. Lapin A. Makkunkos, V. Min gorodsky, S. Natochev; O. Nomokonova, L. Vlasov, A. Ignatov, Laser welding of plasma facing units for ITER divertor Dome manufacturing, 2011 IEEE/NPSS 24th Symposium on Fiction Enginearing, Chicago, IL, USA, 2011, pp. 1-5.
18. T. Hini, V. Barabash, E.Escourbiac, A. Fedasox, L. Ferrand, S. Gicquel, T. Jokinen, V. Komanov, A. Martin, M. Merola, Design and Integration of ITER Divertoe Components, Advances in Science and Techmology, 2010, vol. 73, pp. 1-10.
9. J. Davis, V. Barabash, L. Plächl, K. Slattery, Assessment of tungsten for usc in the ITER plasma facing components, Journal ofNuclear Materials, 1998, vol. 258-263 . pp. 308-312 .
10. T. Hirai, F. Escourbiac, V. Barabash, A. Durocher, A. Fedosov, L. Ferrand, T. Jokinen, V. Komarov, M. Merola, S. Carpentier-Chouchana, N. Archipov, V. Kuznetcov, A. Volodin, S. Suzuki, K. Ezato, Y. Seki, B. Riccardi, M. Bednurek, P. Gavila, Status of technology R&D for the ITER tungsten divertor monoblock, Journal of Nucleur Materials, 2015, vol. 463. pp. 1248 1251.
1. T. Hirai, K. Ezatu, P. Majerus, ITER Relevant High Hent Flux Testing on Plasma Facing Surfaces, Materials Trunsactions, 2005, vol. 46, mo. 3, pp. 412-424 .
12. M. Missirlian, M. Richou, B. Riccardi, P. Gavila, T. Laurer, S. Constans, The hent removal capability ofactively cooled plasma-facing components for the ITER diverior, Physica Scripta, 2011, val. 2011, no. T145, art. no. 014080.
13. N. Litumovvsky, E. Alekscenko, V. Kuznetsov, D. Lyanze berg, A. Maklankov, R. Rulev, Repair of manufacturing defects in the armor of plasma facing units of the ITER Divertor Dome, Fission Engineering and Design, 2013, vol. 88, no. 9-10, pp. 1739-1743.
14.P. Piskarev, R. Rulev, LV. Mazual, A.V. Krasilnikav, A.A. Pisarev, B. Kuteev, M.S. Kolesnik, V.V. Dushik, S. Bobrov, N.V. Mantak, A.A. Rybikov, T.N. Bulkatin, Coatings on a First Wall Plasma-Facing Surface: Analysis and High Hent Flux Testing on the Thefey-M E-Beam Facility, Physic of Atomic Nuclei, 2024, vol. 87 (sappl. 1), pp. SI18-S128.
15.A. Gervash, R. Giniyatulin, T. Guryeva, D. Glozunov, V. Kuznetsav, I. Mazul, F. Ogursky, P. Piskarev, V. Safronov, R. Eaton, R. Raffray, O.N. Sevryukov, The development of technology of Be CuCrZrjoining using induction brazing, Fusion Engincering and Design, 2019, vol. 146. Pp. 2292 2296.
16.RYa. Piskanev, L.V. Mazul, L.E. Zakharov, G.M. Tarasyuk, M.S. Kolesnik, R.V. Rales, A.Yu. Opursky, A.A. Gervash, V.V. Ruzanov, Yu.M. Gasparyan, A.A. Pisarev, Fabrication and thermal tests of SS Cu bimetal plate for use in the concept of flowing liquid lithium layer in tokamak limiters and divertors, Fusion Engineering and Design, 2022, vol. 184, art. no. 113313.
17. A.A. Rybikov, N.A. Kuznetsov, N.V. Litmovsky, A.N. Makhankov, P.Yu. Piskarev, A.V. Eremkin, L.P. Bogdanov, V.E. Kuznecov, A.V. Volodin, N.I. Arkhipov, Determination of maximum permissible defect during brazing of tungsten-copper armour tiles for ITER divertor dome plasma-facing units, Problems of Atomic Science and Technology, Series Thermonuclear Fusion, 2025, vol. 2, in press.
18. N.V. Litunovsky, A.N. Makhankov, Device for fexing and presxing parts during high-temperature vacuum brazing in rexistance farnaces, RU patent no. RU202604U1, 2021 (im Russimm).
19. A. Eremkin, A. Volodin, A. Kokoulin, A. Komarov, V. Kuznetsov, A. Malysbev, N. Stepanov, Test facility for experimental investigation of ITER divertor components behavior under high heat fluxes, Problems of Atomie Science and Technology, Series Thermonuclear Fusion, 2020, vol. 43, no. 4, pp. 5 14 (in Russian),
20. H. Shim, J. Kim, M. Chcon, S. Pak, A comparison study on the derivation of in-structure FRS during seismic events for application oFITER upper port 18, Fusion Engineering and Design, 2023, vol. 191, art. na. 113771
21. G. Aiello, M. Gagliandi, A. Meier, G. Saibene, T. Scherer. S. Schreck, P. Spach, D. Straiss, A. Vaccaro, ITER Torus Diamiond Window Unit: FEM analyses and impact on the design, JEEE Tranvactions on Plasma Science. 2019. vol. 47, no. 7, pp. 3289-3297.
22. C. Vidal, R. Luis, B. Percira, R.B. Ferreira, B. Gonçalves, S.B. Korsholm, A. Lopes, E.B. Klinkby, E. Nanbol, M. Jessen, M. Salewski, J.J. Rasmussen, B. Lauritzen, A. Larsen, Thermo-structural analyses of the sn-vessel components of the ITER collective Thontson scattering systern, Fusion Engineering and Design, 2019, vol. 140, pp. 123-132 .
23. D.M. Bachurina, P.V. Morokhov, R.S. Rasskazov, O.N. Sevryukov, B.A. Kalin, Effect of beryllium on the morphology of initial ingots and the structural phase state of fast-quenched STEMET 1108 brazing alloy ribbons, Tavetnye Metally, 2022, na. 10. pp. 66-71 (in Russian).
24. B.A. Kalin, A.N. Suchkov, V. Fedotov, O.N. Scvryukov, A.A. fvannikov, A.A. Gervash, Birazing of Be with Cu- CtZr-bronze using copper based filler metal STEMET, Nuclear Materials and Energy, 2016, vol. 9, pp. 388-303

Том 7, № 3

Страницы 184-197

Файлы

текст статьи

аннотация

XML файл

История

Поступила в редакцию: 09 Сентября 2025

Принята: 29 Сентября 2025

Доступна онлайн: 30 Сентября 2025

© 2025 ITMO University.
This is an open access article under the terms
of the CC BY-NC 4.0 license.
Metadata is available under the terms of the CC BY 4.0 license