автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Концептуальные разработки и исследования жидкометаллических систем для термоядерного реактора-токамака

Л»-- яи .

Ордена Ленина и ордена Октябрьской Революции Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова

На правах рукописи УДК 621.039.6

МУРАВЬЕВ Евгений Владиславович

КОНЦЕПТУАЛЬНЫЕ РАЗРАБОТКИ И ИССЛЕДОВАНИЯ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИХ СИСТЕМ ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА-ТОКАМАКА

05.14.03 — ядерные энергетические установки

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва—1991

Работа выполнена в ордена Ленина и ордена Октябрьской Революции Институте атомной энергии ик. И.Б.Курчатова

Официальные 'оппоненты:

доктор технических наук профессор Л.Г.Генин

доктор технических наук с.н.с. В.Л.Блинкин

доктор физико-математических наук профессор Э.Б.Щербинин

Ведущая организация НШША им. Д.В.Ефремова

Зашита состоится "¡51- @ У^-УУ) ' 1991 г. в часов на заседании специализированного совета по ядерной энергетике при 11АЭ им. И.В.Курчатова (О 34.С4.03) по адресу: 123182, г. Москва, пл. Курчатова

С диссертацией можно ознзкоккться в библиотеке ИАЭ им. И.В.Курчатова.

Отзывы на автореферат, заверенные печатью, просим направлять по адресу: 123132, Москва, пл. Курчатова

Автореферат разослан _1991 г.

Ученый секретарь специализированного совета

А.В.Иванушюш

'' ■ ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

-рт'Лк ,В. диссертации обобщены работы автора, выполненные в 1977-1990 ~ггГ' б области концептуальных разработок жидкометаллических систем термоядерного реактора-токамэка и экспериментальных исследований возникающих при этом принципиальных вопросов.

Актуальность проблемы

Создание термоядерного реактора (ТЯР) является одно!1 из общепризнанных важнейших задач научно-технического прогресса в области энергетики. Жидкие металлы (ЖМ), благодаря их хороши:! тег.лофизи-ческим свойствам, низкому давлению пэров и радиационной стойкости, представляются, гак и в реакторах деления, перспективными средами для термоядерных реакторов. Привлекают возможности достижения хороших нейтронно-фиэических характеристик бланкета, получения высокопотенциального тепла для системы преобразования энаргии при низком давлении, реализации высокоэффективных схем наиболее энер-гонэпряжешшх конпонентоз реактора, т.е. в конечном итоге - обеспечения привлекательных технико-экономических погазателеЯ при высоком уровне надежности и безопасности. Однако к обычным проблемам, возникающим при использовании ш (совместимость -с конструкционными материалами и окружающей средоЯ) в данном случае добавляется существенно новая - МГД проблема прокачки ЖМ в сильном магнитном поле и связанные с пеИ проблемы воздействия магнитного поля на процессы теплообмена, коррозии и т.п. Решение этих проблем в сочетании с прочими находится пока лит. в начальной стадии научно-исследовательских работ, что определяет острую необходимость и актуальность поиска новых решений, творческого подхода и притом системного, с охватом широкого круга взаимосвязанных вопросов. Совокупность работ, представляемых настоящей диссертацией, как раз и появилась в соответствии с указанной необходимостью.

Цели и задачи

Цель работы - исследовать возможности использования ЖМ в различных системах реактора-токамака и найти эффективные технические решения для этого использования или усовершенствовать существующие. Указанная общая цель разделяется на две составляющие: использование Ш в блапкете ТЯР и в системе контроля примесей плазмы и защиты первой стенки (на границе плазма-стенка).

Достижение этих целей связано с решением следующих задач.

1. Анализ условий работы и разработка требований к ЖМ системам и их компонентам.

2. Поиск новых технических решения и их принципиальное Теоретическое обоснование путем создания и исследования упрощенных математических моделей.

3. Разработка более детальных моделей для концептуального ра-счетно-теоретического исследования ЖМ систем, в том числе их влияния на характеристики реактора в целом (системный анализ), включая создание программ для расчетов на ЭВМ.

4. Разработка требований, расчетное обоснование и проведение принципиальных экспериментов по проверке концепций ЖМ систем ТЯР и к:: основных компонентов, в первую очередь на МГД стендах.

5. Реализация комплексных экспериментов на установках типа токамак.

Научная новизна и основные положения, выносимые на защиту

Автор выносит на защиту следующие результаты концептуальных разработок, обладающие научной новизной, т.о. содержащие новые принципиальные решения либо существенные усовершенствования известных, а также описывающие их модели как инструменты для исследования ожидаемых инженерных характеристик проектируемых систем.

Предложена концепция олаикета ТЯР с электроизолировапными стенками ЖМ тракта охлаждения, ориентированная на использование свинца или эвтектики свинец-висмут, которые принципиально совместимы с оксидными пленками на конструкционных сталях, что позволяет карательным образом решить проблему прокачки ЖМ в сильном магнитном поле; предложена концепция кассеты со стержневыми твэлами для урановой зорч гибридного олаикета, с полоидальным течением ЖМ в щелевых подканалах между рядами стержней, так что длинная сторона шели направлена вдоль магнитного поля, что позволяет существенно снизить МГД-сопротивление.

Предложена концепция трубчатого олаикета с ЖМ теплоносителем типа свинца/свинца-висыута и электроизолирующими покрытиями, в которой весь тракт охлаждения выполнен в виде наоора непрерывных трубок от входа до выхода из магнитного поля, что позволяет исключить МГД потери давления, связанные с неодпородностями течения, стыками, коллекторами и т.п., устранить необходимость экспериментов на сложных моделях и неопределенность расчетных характеристик натурных конструкций.

Разработаны требования к электроизолирующим покрытиям для бланкета с ЖМ теплоносителем типа свипца/свинца-висмута и показана возможность решения первоочередной задачи создания экспериментального модуля реактора типа ИТЭР/'ОТР при уровне электросопротисле-2

ния, измеренном на обычных антикоррозионных пленках, получаемых по существующей технологии.

Разработана модель трубчатого бланкета с ЖМ охлаждением для инженерного расчета его основных характеристик, реализованная о виде программы для ЭВМ и совместимая с программно-вычислительным комплексом для системного анализа реакторов-токамакоо.

Предложен способ профилирования трубопроводов ЖМ на участях неоднородного магнитного поля (например, вход-выход), теоретически обоснована возможность снижения потерь давления в этих условиях.

Для системы контроля примесей плазмы и защити первой стенки па основании анализа условий роботы в ТЯР предложено использовать наряду с традииионно рассматриваемым литием новую перспективную рабочую среду - галлий.

Предложена концепция ЖМ капельной диафрагмы и приемного устройства дивертора; теоретически и экспериментально на МГД моделях обосновано слабое взаимодействие капель с магнитным полем реактора; разработана расчетная модель и получены критериальные зависимости для инженерных расчетов теплоотвода при взаимодействии плаз-чы с потоком капель; в комплексном демонстрационной эксперименте с капельной диафрагмой на сплаве галлиЯ-шший-олово на токомаке Т—ЗМ тодтвервденл ее работоспособность и принципиальная совместимость татока ЖМ с плазмой токамака; созданы комплексная расчетная модель 1 программа для ЭВМ, позволяющие производить инженерный расчет и штимизашио параметров капельной системы энергоотвода от плазмы шя экспериментальных и энергетических реакторов-токамакоз.

Предложена концепция рельсовой КМ пленочной диафрагмы с тё'чё-1ием ЖМ на рабочей поверхности в квазипролольном магнитном поле; в кспериментах с НГД моделями продемонстрирована возможность полу-енин однородного высокоскоростного пленочного течения на рабочем чостке.

Развита известная ранее концепция пленочного ЖМ приемного ус-ройстса полоилалыюго диьертора в части получения высокоскорост-ого пленочного течения в ксозикомпланарном магнитном поле; на МГД эдеинх эксперимент ашю подтверждена возможность организации од-зролного высокоскоростного течения; предложена концепция пленоч-зю приемного устройства с интенсификацией тепломассообмена попэ-зк пленки путем создания устойчивых в магнитном поло турбулентных 1ХреИ, ориентированных вдоль поля.

Разработана обобщенная гидравлическая модель пленочных НГД ¡чений и условиях реактора-токамака и программа для ЭВМ, поэво-

з

ляюшая проводить инженерные гидравлические расчеты рабочих участков пленочных диафрагм и приемных устройств дивертора.

Личный вклад автора

Есе указанные выае новые принципиальные предложения сделаны лично автором. Некоторые предложения в развитие исходных концепций были внесены в соавторстве. При проведения экспериментов в смежных организациях автором определялись технические требования на стадии разработки технических задании и при его участии - программа исследования, анализ и интерпретация результатов.

Практическая полезность

Разработанные концепции бланкега с ЖМ оесгритневыи теплоносителем типа свинца/свипца-висмута дают основу для создания блопкета энергетического ТЯР с высокой надежностью и сравнительно небольшими воздействиями в пределах реакторного зала в аварийных ситуациях. Реализация трубчатой конструкции оланкета обеспечит еди!гто линию развития как гибридных, так и "чистых" его вариантов и существенно упростит их экспериментальную отработку.

Разработанные концепции ЖМ систем контроля принесен плазмы и защиты первой стенки открывают путь к созданию высокоэффективных и надежных устройств, относящихся к наиболее эиергонапрнжемиым компонентам термоядерного роактора-токамака. Использование высокоскоростных потоков Ш, взаимодействующих с плазмой токамака, позволит в комичном итоге обеспечить отвод значительных тепловых мощностей (-100 МВт) при плотностях теплового потока до 10-30 мвт/м2 и с пиковыми пагруз1шми до 100-300 1!3т/м2, с одновременной откачкой дейтерия, трития, гелия и различных примесей, включая продукты эрозии первой стенки. При этом полностью устраняются критические факторы, ограничивающие срок службы обычных приемных устройств, - термические и юрмошшшчиские напряжения и эрозия. В перспективе возможно также создание энергетического рь-акгора-гашмака с ОездиаерторноП конфигурацией - на базе системы ЖМ откачивающих диафрагм.

Использование всего комплекса предложенных концепции КМ систем в реакторе тикамаке обеспечивает в конечном итоге реальную основу для поььшения в целом его энергом.чпряленпости, уменьшения габарита и достления привлекательных технико-экономических показателей при высоком уровни надежности и безопасности.

Реализация [юзультагов работы

Концепция оланкею с ЖН ¡емлоноеиголем из основе свинца дала толчок к развиты ПИР но вопросам, сиязннным с созданием электрои-ч

золируюших пленок на стенках тракта ЖМ и прокачкой ЖМ в магнитном поле через характерные элементы блзнкета: ЛПИ, ФЭП, ГП11, Ш АЛ Латв.ССР, ЦНИИ Прометей; выполнены исследования электросопротивления оксидных пленок, получаемых по существующей технологии, и ряд принципиальных демонстрационных экспериментов с прокачкой ЖИ через элементы тракта с. изолирующими пленками, подтверждающих реальность такого направления. В проекте OTP была принята к разработке одна из двух экспериментальных энергетических секций бланкета с теплоносителем свинец-висмут, результаты этой совместной работы 1ШИЭФЛ им. Д.В.Ефремова, ИАЭ, НИКИЭТ, 1Ш0 ЦКТИ, ЦНИИ Прометей, ГПИ представлены в материалах эскизного и первого этапа технического проекта. В НШШ начата разработка экспериментального модуля трубчатого бланкета для испытаний на реакторе ПТЭР.

Предложенные концепции устройств со свободной поверхностью ЖМ используются в научно-исследовательской тематике по магнитной гидродинамике в ИФ АН Латв.ССР (движение и деформация капель в неоднородном магнитном поле), в ЛПИ, НПО ЦКТИ и ЭШ1Н (пленочные НГД-течения и их устойчивость); в НИИЭФА, ИАЭ, НПО Энергия, ИЭД АН УССР, Ш> АН Латв.ССР развернуты ОКР по созданию экспериментальных образцов ЖМ диафрагм для токамака Т-ЗМ, впервые в технологии УТС испытана капельная диафрагма, изготовлена рельсовая пленочная диафрагма; ведутся проектные работы по ЖМ диверторной системе для международного реактора ИТЭР.

Экономическая эффективность

Разработанные концепции ЖМ систем ориентированы на использование преимуществ новых для технологии УТС ЖМ - свища (свинца-висмута) и галлия, по которым СССР имеет уникальный опыт и технологическую базу, что ставит его в лидирующее положение по отношению к другим странам. Это имеет важное экономическое значение в широком международном сотрудничестве, которое развивается в области УТС.

Апробация

Материалы диссертации докладывались на 2-й, 3-й и 4-й Всесоюзных конференциях по Ш1ТЯР (1981, 34, 88 гг.), 10-м, 11-м, 12-м и 13-м Всесоюзных Рижских совещаниях по МГД (1981, 84 , 87 , 90 гг.), Советско-Американском совещании по технико-экономическим проблемам энергетических ТЯР (1979г.), Советско-Американском семинаре "Синтез-деление" (1985г.), Совещании МАГАТЭ по технологии ТЯР (Ялта, 1986г.), Советско-Американских совещаниях по проблемам жидкометал-

лических сланкетов (Ленинград, 1968г., Аргонн, 1Э89г.), по экономике и безопасности термоядерной энергетики (Москва, 1990), совещании экспертов ИТЭР по альтернативным концепциям дивертора (Гар-хинг, 199С), представлялись на совещании экспертов МАГАТЭ по инновационным концепциям для токамаков (Вена, 1986г.), на Международном симпозиуме по ядерной технологии ТЯР (Токио, 1988г.), а также неоднократно обсуждались на семинарах и совещаниях 0Ш1 ИАЭ, в НИИЭ$А, НШ1ЭТ, НПО Энергия, ДПИ, 1№ АН Латв.ССР, ФЭП, НПО ЦКТИ, использовались автором в лекциях по курсу "Теплофизические проблемы и проектирование ТЯР" в МЭИ.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и приложений. Обьем работы - текстовых страниц, 40 рисунков, список литературы из 246 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ 1. Состояние проблемы и направления разработок

В первой главе дается обзор истории развития и современного состояния разработок ЖМ систем для реакторов-токамаков. Исследования ведутся в двух направлениях - применительно к бланкету реактора, т.е. слою вещества, окружающего плазму и являющемуся необходимым звеном в цепи преобразования энергии термоядерных нейтронов, и устройствам со свободной поверхностью, контактирующей с плазмой, типа диафрагм (лимитеров) и приемных устройств дивертора.

■Среди всего многообразия материалов, пригодных для использования в бланкете, весьма высокий приоритет, как уже отмечалось во Введении, отдается жидким металлам. Наиболее отчетливо проблемы ЖМ бланкета вырисовывались при комплексных проработках в рамках концептуальных проектов термоядерных реакторов, которые начали появляться в семидесятых годах. Уже из этих первых работ видно, что прогресс в разработке достигался при сочетании поисков решения отдельных критических вопросов с выдвижением новых и усовершенствованием известных концепций бланкета в целом. При этом следует отметить, что одним из ключевых концептуальных аспектов был и остается выбор ЖМ как рабочей среды бланкета.

С самого начала первым естественным кандидатом среди ЖМ для использования в бланкете стал литий, который позволяет реализовать концепцию самоохлаждоемого бланкета Представляется, по крайней мере на первый взгляд, что конструкция такого бланкета может быть очень простой, поскольку в нем один и тот же ЖМ выступает одновре-6

менно в качестве замедлителя нейтронов, сридера трития и теплоносителя. Все же, несмотря па отмеченную универсальность, литий не является идеальным рабочим веществом бланкета. Главные недостатки самоохлаждаемого литиевого бланкета связаны с проблемами безопасности, которым в последние годи уделяется особое внимание. Во-первых, это пожарная и взрывоопасность, обусловленная наличием мощного энергетического контура щелочного металла, а во-вторых, радиационная опасность, связанная с аварийными выбросами трития, нарабатываемого в литии. Большой объем лития в контуре циркуляции с обеих точек зрения является отрицательным фактором.

Обобщая опыт многочисленных проектных проработок и ечализов, можно отметить наметившуюся тенденцию к использованию в составе бланкета наряду с литием другого металла - свинца (в основном в виде сплава с литием). К его достоинствам следует отнести совместимость с водой и воздухом, способность к размножению нейтронов и слабое их поглощение, выполнение им фу,мсции тяжелого компонента зашиты (эффективное неупругое рассеяние быстрых нейтронов), весьма низкую растворимость в нем трития и относительную недефицитность. Таким образом, литий и свинец, включая их сплавы, являются на сегодня основными рабочими средами ЖМ бланкета.

Обзор различных типов ЖМ блаикетов и схем их охлаждения, по-сазыввет, что к настоящему времени разработчиками предложен широ-сий спектр решений, направленных на получение хороших технико-исономических характеристик олаикета. Однако эта задача отнюдь не юлучила еще исчерпывающего решения, и дальнейшие поиски остаются, ктуальными, причем особое значение имеет комплексный, системный! одход, с охватом ширасого круга взаимосвязанных вопросов.

Разработка второго из вышеуказанных направлений использования М в ТЯР связана с проблемой взаимодействия плазмы со стенкой и олдержания нужного состава плазмы, которая включает целый ряд ложных вопросов: снижение потоков частиц и ослабление эрозии генки, отвод выделяющейся в плазме тепловой мощности, уменьшение этока примесей от стенки в плазму, удаление примесей и продукта грмоядерпой реакции - гелия из плазмы, защиту стенки от высоких тловых и электромагнитных нагрузок при срывах тока и т.д. Попыт-I разработки высокоэффективного и надежного 1сонтактного устройст-I (КУ), т.е. элемента, контактирующего с плазмой, привели к идее пользования X!!, который тем или иным способом должен образоьы-ть постоянно возобновляемую рабочую поверхность.

Разработка ЖМКУ проводилась в гораздо меньших масштабах по сравнении с раоотами по ХМ бланкету. Это можно объяснить, с одной стороны, недооценкой серьезности инженерных проблем, возникающих при создании КУ, работоспособных в реакторных условиях - значительно более жестких, чем освоенный диапазон условий в существующих физических установках. С другой стороны, уже предварительные, концептуальные разработки ЖМКУ для термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы показали необходимость исследований в сравнительно слабо изученной области МГД-течешШ со свободной поверхностью, то есть экспериментальная база здось была существенно беднее в сравнении с данными по МГД-течениям в каналах, необходимыми для проектирования ЖМ бланкете.

2. Жидкометаллический бланкет 2.1. Бланкет с электршзолировашшми стенками тракта

прокачки

Одним из важных инженерных решений проблемы прокачки ЖМ через бланкет в магнитом поле является использовании эликтроизоляции стенок. Поскольку однако жидкий литий - основной 1сандидат в ЖМ теплоносители олапкета - несовместим с оксидами, нитридами и другими подобными материалами, потенциально пригодными для создания электроизолирующих слоев на поверхности метоллических стенок конструкции бланкета, эта электроизолиния обычно представляется в виде отдельных вкладышей или слоистых стенок, где изолирующий слой защищен тонким слоем металла, совместимого с ЖМ. Такое же решение остается единственно приемлемым и для оланкетов, охлаждаемых эвтектикой свинец-литий, присутствие лития в которой обусловливает ту же несовместимость с электроизолирующими материалами. То есть фактически в данном случав речь идет не оо электроизолированных стенках, а лишь о стенках с пониженной относительной электропроводностью. В условиях бланкета реактора-токамака дчже тонкие проводящие стенки являются определяющим факто[Х1м для уровня потерь давления, и это положение остается справедливым для слоистых стенок с проводящим защитным слоем, а . переход от топких проводящих стенок к непроводящим мог оы дагь выигрыш в потерях давления до 2-х порядков.

Возможность такого перехода оыла указана автором в связи с предложением В.В.Орлова использовать альтернативный литию ЖМ теплоноситель свинец-висмут лиоо чистый свинец. Было обращено внимание на то, что известная совместимость свинца и свишю--висмута с оксидными пленками на поверхности стилей, которые играют роль ая-а

тикоррозиошшх барьеров, ножот быть использовала в условиях блан-кета термоядерного реактора как предпосылка для создания конструкции с электроизолированными стенками. Принципиальным обстоятельством при этом является наличие отработанной технологии Формирования и доФормнрования упомянутых оксидных пленок в контурах со свинцом-висмутом, основанной на непрерывном или периодическом вводе в контур кислорода и одновременной очистка от избыточной Фазы оксидов теплоносителя и других примесей. Наряду с этим следует отметить также и наличие опыта в обращении со свинцом-висмутом, содержащим Потенциально опасный продукт активации - г-'ог1°. Данная проблема существенно упрощается при использовании чистого свинца (за что надо "платить" повышением температуры плавления ЖМ со 125 до 327°С). В перспективе для дальнейшего снижения радиационной опасности может быть разработана технология непрерывного удаления полония из контура ЖМ теплоносителя.

Автором были сформулированы требования к электроизолирующим свойствам оксидных (или других) защитных .пленок. Для оценочных расчетов использовалась Формула для градиента давления при ламинарном течении ЖМ в целевом канале с поперечным магнитным шлем, модифицированная с учетом наличия на стенках канала электроизолирующей пленки (ЗИП):

1

Др "

(1)

а 6 6 1 - + р аЬ

V

где с=( ста) - относительная электропроводность стенок,

- удельная электропроводность и толщина стешси, д. ь - полуширины канала в направлении вдоль и поперек магнитного поля соответственно, - параметр сопротивления ЭИП (удельное электросопротивле-1С!е и толщина), поддающийся определению в эксперименте. Б результате проведенного анализа были определены следующие ■ребования к величине

- для обеспечения первоочередных задач создания эксперимен-альных секций или модулей с ЖМ охлаждением для реакторов типа |ТР^ТЭР необходимо обеспечить величину показателя электро-опротивления ЭИП рД в пределах 2»1(Га-2*1(Г3 Ом*м1|

- для успешного дальнейшего развития концепции бланкета с хлаждением свинцом-висмутом или свинцом требуется повышение уров-я рД до (1-5)-10"' 0м*мг;

- в перспективе желательно повышение показателя рд до 10"' Ои-и2 и более.

К настоящему времени в Физико-энергетическом и Горьковском политехническом институтах по заданию 11АЭ им. Ц.В.Курчатова . и ПИША им. Д.В.Ефремова выполнен ряд экспериментальных исследования ЗИП на сталях в среде свинца-ьисмута, которые показали, что:

1) наличие обычной антикоррозионной оксидной плешш на поверхности стали дает весьма существенный эффект в смысле резкого снижения сопротивления прокачке ЖМ в магнитном поле;

2) измеренные величины рд для обычных антикоррозионных пленок лежат в пределах 5-10~7-1,2«Ю~6 Ои«нг, т.е. упомянутая первоочередная задача создания экспериментального модуля бланкета с ЖМ охлаждением может • решаться на базе ухе существующей технологии;

3) имеющийся опыт получения стабильных антикоррозионных пленок на сталях может служить надежной ба:>ой для • дальнейшего развития концепции блашдата, охлаждаемого свинцом/свинцом-висмутом, с электроизолированпыми стенками тракта прокачки.

2.2. Урановая зона гибридного бланкета с щелевыми подканалами кассет стержневых твэлов

При ЖМ охлаждении гибридного бланкета ТЯР наиболее сложные проблемы возникают в случае так называемого "быстрого" бланкета при организации теплоотвода от твэлов, содержащих уран и имеющих значительную плотность энерговыделепия за счет реакции деления и-2 38 термоядерными нейтронами. Автором была предложена конструктивная схема урановой зоны гибридного блашсета, охлаждаемого свинцом-висмутом, аналогичная принятой для газоохлаждаемого блашсета OTP, - в виде 2-3-х рядов вертикальных цилиндрических каналов, располагающихся вблизи первой стенки н заполненных кассетами со стержневыми твэлами. Коллекторы г.одвода-отвода теплоносителя вынесены в верхнюю и нижнюю части бланкета. Между этими коллекторами располагаются также вертикальные трубки охлаждения первой стенки и литиевой зоны бланкета. Подвод ЖМ к тороидальным коллекторам и отвод от них осуществляется по . радиальным каналам, проходящим между катушками ОТП к каждой из 12 секций бланкета. По существу здесь использована наиболее естественная для токамака схема прокачки с по-лоидальным течением ЖМ в рабочем ооьемз бланкета.

В каналах урановой зоны автором было предложено использовать не традиционную упаковку стержней в треугольной решетке, а рядо-вр. В канале прямоугольного сечения стержневые - твэлы объединены в ю

кассету, где основное проходное сечение для ЗХМ образуют цели высотой 2Ь между рядами твэлов к шириной 2а, равной ширине канала-трубы. Такая геометрия отвечает известному в магнитной гидродинамике Факту, что при прочих равных условиях МГД-сопоотквление каналов снижается с увеличенном вытянутости поперечного сечения вдоль направления магнитного поля. Выражение для коэффициента потерь давления на участке длиной Ь при ламинарном течении ЖМ в однородном поперечном магнитном поло молит быть представлено в виде."

др. = i

С (а/Ь, На) + -(а/Ь, На)

(2)

где и - скорость КМ, в - индукция магнитного гюля, ^, с/ - вязкость и удельная электропроводность ЖМ, ^ и ^ - поправки, зависящие от Формы канала, отношения поперечных размеров и числа Гартмана.

Локальные потерн давления на участках неоднородного МГД-течения обычно полагают пропорциональными параметру МГД-взаимо-дейстния, а в размерном вида их можно представить так:

Др = 1 коиВгЬ, (3)

г 2

то есть эти потерн прямо пропорциональны ширине (или высоте) канала в направлении поперек магнитного Полл. Отсюда следует общий принцип: размер поперечного сечения тракта прокачки ЖМ, параллельный магнитному полю, желательно увеличивать, а другой размер, перпендикулярный полю, следует уменьшать. Однако этот принцип нужно применять в разумном сочетании с другими соображениями, как-то: обеспечением должной прочности конструкции, необходимостью профилирования расхода ЖМ в условиях неоднородного тепловыделения и неоднородного магнитного поля, минимизацией количества конструкционных материалов в объеме бяанкета к т.д.

3 рассматриваемой конструкции кассет и ЖМ течет по щелевым подканалам между рядами стержней твэлов, и в соответствии с указанным выше принципом для каждого подканала реализуется максималь-ю возможный размер погшречного сечения вдоль поля. ЖМ во "виади-1ах" между соседними стержнями в пределах одного ряда практически ¡е течет, что было продемонстрировано модельными численными расче-•ами, и течение в целом аналогично известному точению в прямоуго-1ыюм канале а компланарном поле, то есть в таком, которое па рал-:ельни длинной стороне сечения. Поперечный размер канала-трубы 2а [олжен выбираться на ос но во компромисса между желательным с ниже-:нем потерь давления, которые убывают с его увеличением, и нежела-епъниы ростом толщины стенки, которая возрастает пропорционально

а2 (недостаток прямоугольной трубы с плоскими стенками). Следует также принимать во внимание, что подканалы с большой "щелевиднос-тью", в которых а»ь, становятся особенно чувствительными к отклонению магнитного поля от длинной стороны щели, что продемонстрировано в самое последнее время в ряде расчетных и экспериментальных исследований. В реальных условиях бланкета упомянутые отклонения магнитного поля неизбежны. Дополнительные потери давления, связанные с радиальной (поперечной для щели) составляющей поля, могут быть сравнимы или превышать основные потери. Чтобы избежать неравномерного распределения расхода между каналами с разной относительной величиной радиальной составляющей поля (например, от О до 5%), требуются_ соответствующие компенсирующие устройства типа дроссельных решеток на входе в каналы. С учетом излоонного оптимальная щелевидность а/ь подканалов , в кассетах стержневых твэлов должна составлять, по-видимому, 10-15.

2.3. Трубчатый оланкет с ЖМ охлаждением

Изложенные выше соображения относительно чувствительности щелевых каналов охлаждения к иеоднородиостлм магнитного поля послужили основанием для развития первоначальной концепции в другом направлении - с ориентацией на разработку максимально простой и надежной конструкции бланкета, не ставя при этом на первый план требование минимизации потерь давления, но принимая в качестве основополагающего условия возможность создания ЭШ1.

Основной особенностью этой- концепции является выполнение тракта охлаждения бланкета в виде набора отдельных непрерывных трубок, проходящих через все участки в пределах пространства, ограниченного катушками тороидального поля. Простая геометрия тракта (отсутствие узких щелей, углов и т.п. элементов, способствующих образованию застойных зон) и максимальное отношение проходного сечения для ЖМ к смачиваемому периметру сводит к минимуму опасность забивания тракта продуктами коррозии, т.е. повышает надежность охлаждения. Очень важный моментом является ю, что каналы охлаждения в виде круглых труоок ничуьсилнелыш к локальным изменениям Направления магнитного поля, а непрерывность этих трубок исключает наличие распределительных коллекторов и иощзодя-пшх трубопроводов большого диаметра, с которыми связаны шолыше потери давления. Непрерывность охлалишюших 1руоок, ношш коюрих выведены за пределы сильного мамштною ноли, ди^г возможность использовать легко доступные для кощроля и шшроИки регулигори расхода на небольших группах труоок или даже нн отдельных фуоглх, 12

что позволяет повысить равномерность подогрева ЖМ и надежность охлаждения. Появляется возможность разделения блашсета на модули небольшого поперечного сечения, 1саждый из которых включает целиком несколько трубок охлаждения и может быть испытан на стенде в магнитном поле, причем с надежным предсказанием теплогидравлических характеристик в условиях реактора - вследствие отмеченной выгае низкой чувствительности трубок к локальным неоднородностям и изменениям направления магнитного поля. Наконец, данная концепция является универсальной в смысле возможности ее использования для любых зон блапкета, как "чистого", так и гибридного, а также для различных типов термоядерных реакторов.

В сочетании с трубчатой системой охлаждения была, в частности, рассмотрена концепция "заливной" урановой зоны гибридного бланкета, предлагавшаяся ранее в ШЖИЭТе для реактора с водяным охлаждением. В данном случае топливные каналы урановой зоны представляют собой вертикальные трубы, заполненные шариковыми твзламн диаметром -1 мм из нитрида урана в свинцовой заливке. Охлаждение каждого канала обеспечивается центральной трубкой, по которой прокачивается ЖМ теплоноситель. Эта концепция дает техническую основу для разработки полного (охватывающего всю плазменную камеру) гибридного блапкета энергетического реактора. Кроме того, использование "заливной" топливной композиции позволяет реализовать различные варианты топливных циклов, включающих взаимодействие гибридных термоядерных и обычных реакторов деления, в том числе с перегрузкой топлива, обогащенного делящимися изотопами в процессе облучения в бланкете гибридного реактора, в реакторы целения без химической переработки, но с изменением конфигурации и размеров топливных блоков в соответствии с требованиями конкретных реакторов - потребителей топлива.

Результаты конструкторских проработок и соответствующих неИт-юнно-физических и теплогидравлических расчетов, а такте ряда жсперимептоо, выполненных совместными усилиями НИКИЭТ, ИАЭ, ФОН, 4111 и ШШТИ, свидетельствуют о том, что при условии достижения высокого уровня характеристик электроизолирующих покрытий данная сонцегшия может послужить базой для создзния высоконадежного и >$Фективного бланкета энергетического реактора.

2.4. Высокотемпературный бланкет и система теплоотвода перспективной ТЯЭУ для производства водорода

В ряде работ автором исследовалась перспектива повышения Фиктивности преобразования энергии в будущих энергоустановках на

13

Сазе "чистого" ТЯР путем реализации принципиальной возможности нагрева теплоносителя до высоких температур в специальных зонах бланкета, не содержащих делящихся веществ и трития.

Получен: ое высокопотенциалыюе тепло может Сыть использовано для повышения эффективности различных энерготехиологических процессов, в частности, электролиза водяного пара с целью получения универсального энергоносителя - водорода. Повышение температуры электролиза позволит снизить долю электроэнергии, затрачиваемую на разложегие воды, и увеличить тем самым долю тепловой составляющей энергозатрат. Такое перераспределение энергозатрат повышает эффективность процесса и сникает стоимость получаемого водорода.

Рассматривалась энергоустановка па основе реектора-токамака, включающая высокотемпературный электролизер с системами отделения водорода от водяного пара и регенерации пароводяного контура, а также электрогеперирующую часть системы преобразования энергии, которая обеспечивает питание электролизера, в бланкете реактора конструктивно были выделены три зоны: высокотемпературная бестри-тиевая, служашая для прямого нагрева водяного пара, направляемого па электролиз, и две тритийвоспроизводяших зоны, содержащих жидкий литий. Первая из них располагалась сразу за первой стенкой, а вторая, периферийная, с графитовым отражателем, - позади высокотемпературной зоны. Кроме того, было предусмотрено применение жидкого лития в системе жидкометаллических диафрагм, заменяющей магнитный дивертор и позволяющей повысить эффективность использования . нейтронов в бланкете. Тепло, отводимое от жидкого лития, утилизировалось в системе получения электроэнергии.

Тепловая мощность реэктора-токамака была выбрана равной 10 ГВт при нейтронной нагрузке нэ первую стенку 5 МВт/м2. Для достижения высокой термодинамической эффективности установки необходимо, в частности, обеспечить теплоотвод от первой стенки и литиевых бридерних зон при высокой температуре н предотвратить при этом утечки трития. С этой целью в системе охлаждения первой стенки и литиевых зон бланкета было предусмотрено использование тепловых труо, что позволило отказаться от перекачивающего оборудования в •литиевом контуре.

Система теплоотвода от тритийсодержоших бридерных зон выполнена двухкоптурной. Первый контур включал тепловые трубы и излуча-тельный теплообменник. Испарительные участки тепловых труб представляли собой короткие радиальные каналы, пронизывающие каждую литиевую зону и открывающиеся в длинные пароотводяшие каналы м

(адиабатические участки), которые охватывали плазменную камеру. Пар лития поступал по ним в конденсаторные части, расположенные над реактором. Сконденсированный литий по специальным каналам самотеком возвращался к испарительным участкам. Конденсаторная часть системы теплоЕых труб представляла собой развитую поверхность в виде 19000 вертикальных цилиндрических излучателей диамат-ром 0,12 м и высотой 2,5 м. Каждый излучатель окружен каналом, охлаждаемым паром второго контура. Тепло шредается ¡с стенкам этого канала излучением через вакуумный зазор с постоянной откачкой трития и через охлаждаемую кварцевую стенку. Том самым полностью исключается проникновение трития в паровой контур турбин. Рабочая температура литиевых тепловых труб была выбрана на уровне 1300°С (давление 0,1 МПа), максимальная температура пара во втором контура - 800°С. В целом для электрогенерируювой части системы преобразования энергии с использованием жидкометаллического первого контура была показала возможность достк..сения к. п. д. свыше 2.5. Способ снижения МГД-потерь давления при прокачке ЖМ в неоднородном магнитном поле В реальных конструкциях бдашеета весьма важным Фактором являются потери давления, связанные с неоднородностью МГД-параметров вдоль точения и обусловленные продольными петлями электрического тока. Характерным примером в данном случае является вход или выход из магнитного поля. Автором была рассмотрена возможность управления штоком ЖМ в неоднородных условиях с целью снижения МГД потерь давления путем соответствующего "профилирования стенок капала. Предложенное решение отражено в авторском свидетельства на изобретение.

Расчетная модель течения оперирует с потоком в плоскости, перпендикулярной магнитному полю, которое изменяется вдоль оси х, Ё=В(х). Стенки канала, параллельные магнитному полю, образует диФФузор (кояФузор) с локальным углом раскрытия (схождения) Р. В направлении оси я (вдоль поля) параметры потока в приближении больших чисел Гартмана полагаются однородными. Распределение скорости между стенками по угловой координате в описывается следующим образом:

п.1

и(г,в) _ и (1-£>°) = ------ и (1-Й ), (4)

1П Ц ■ О

:-де г - расстояние от условного полюса, где соединяются стенки _ диФФузора;

- безразмерная угловая координата с началом отсчета на

15

оси х;

ит - максимальная скорость на оси;

ио - среднарасходная скорость;

п - показатель степени, зависящий от режима течения (как известно из обычной гидродинамики, при ламинарном течении п=2, при турбулентном п=7-10).

Задача решается в предположении, что распределение скорости на меняется вдоль оси х, т.е. что возмущающее воздействие электромагнитных сил несущественно. Это предположение будет справедливо, если удастся реализовать условия, при которых продольные электрические токи, обусловленные неоднородностью параметров вдоль потока, окажутся малы. Решая уравнения распределения электрического потенциала при известном закона изменения В(х), можно найги распределение продольной плотности тока в зависимости от угла раскрытия канала О и затем минимизировать полную величину продольного тока, управляя этим углом. В коночном итоге определение оптимального значения Ра сводится к отысканию корня уравнения:

с№

— = К(ОЛ.ГЗ) = о. (Ь)

д<р — Ь 11и0

где * - / [ 57 ) с», о = - -г'

относительная интенсивность измоне-

оах

и —-

ь ав

1шя, или параметр неоднородности скорости; х = „ — - относитель-

их

пая интенсивность изменения,- или параметр неоднородности магнитного ноля; ь = ь/ь - безразмерная криволинейная полуширила потока,

такая, что Ъ-гР и й-вь/^к; х = х/Ь - безразмерное расстояние вдош оси потока абсолютной длины Ь.

Особый интерес представляют некоторые частные случаи решения, в которых продольные токи полностью подавляются. Например, дои течения в однородном магнитном поло, т.е. при решение имеет

вид и при этом минимальное значение *т=0 для любых ч, т.е.

продольный градиент электрического потенциала и продольный то! могут быть полностью подавлены при любом профиле скорости. И: уравнения неразрывности при этом следует ао=0, т.е. поперечны] размер канала вдоль магнитного поля должен оставаться постоянным А поперочный размер в плоскости, перпендикулярной полю, согласи полученному решению и данному выше определению величины ° необходимо изменять по закону

1 сзъ 1 аио

ь ^ = ~ й^ • 1Ш1 иоь = сопв<:- <в)

о

Отсюда следует, что поперечная разность потенциалов д*>0=иовь остается постоянной вдоль потока, и соответственно, продольное электрическое поло не возникает.

При "антисимметричном" изменении скорости потока и магнитного поля, когда оптимально угол раскрытия кшшла Ро=0, и *т=0

также для любых п. При этом изменение магнитного поля вдоль потока в точности.компенсируется противоположным изменением скорости при постоянном размере Ь, и поперечная разность потенциалов также остается постоянной. Полуширина канала вдоль магнитного поля в этом случае должна изменяться по закону 1 ¿а 1 ав

а 5х = В Зх" 1МИ а/В = сопвЪ" (7)

Это решение совпадает с известным определением ведущих магнитных поверхностей.

В общем случае, при произвольных значениях о и \ продольные токи невозможно подавить полностью по всему сечению потока, однако их можно существенно снизить. Описанный подход дает возможность реализовать простой инженерный метод расчета МГД каналов на участках с неоднородными параметрами течения, позволяющий определять профили каналов, близкие к оптимальным, и минимизировать МГД потери давления.

3. ЖМ системы контроля примесей плазмы и защиты первой стенки

3.1. Тиш устройств и выбор рабочих сред Основное внимание в работах автора уделялось ЖМ ПДУ и диафрагмам, рабочие условия которых во многом сходны и определяются следующими ключевыми Факторами:

-высокая плотность и резко выраженная пикированность потоков тепла и частиц, вызывающих распыление рабочей поверхности; -радиационная нагрузка от потока быстрых нейтронов; -расположение ЖМ устройств в вакуумной камере токамака и недопустимость протечек легкоиоиряющегося дополнительного охладителя (помимо Ш);

-ударные тепловые и электромагнитные нагрузки при срывах. В соответствии с характером течения ЖМ на рабочем участке, различают три вида устройств со свободной поверхностью, контактирующей с плазмой: пленочные, струйные и капельные, которые перечи-

17

слеш здесь в порядке убывания интенсивности взаимодействия с магнитным полем. В пленочных устройствах тепловой поток от плазмы может либо отводиться сквозь ЖМ и подложку к дополнительному теплоносителю ("медленная" пленка), либо аккумулироваться самим ЖМ ("быстрая", или теплоашсумулирующэя ' пленка). Устройства с быстрыми пленками более перспективны в силу их меньшей чувствительности к разного рода возмущениям, полного устранения проблемы термических напряжений в конструкции, а также благодаря их работоспособности в условиях . упомянутых выше пикированных тепловых потоков. Быстро движущаяся пленка ЖМ позволяет "размазать" пиковые тепловые и корпускулярные нагрузки и затем отводить тепло во внешний контур при существенно Солее низких, чем пиковые, уровнях тепловых потоков и температурных напоров. Аналогичные преимущества достигаются и при использовании высокоскоростных струйных или капельных потоков.

В оценочных расчетах при определении параметров ЖМ приемных устройств удобно использовать модель прямоугольного теплового импульса с укороченной эффективной длительностью и с уровнем теплового потока, равным его пиковому значению. Рассмотрим эту модель на примере пленочного приемного устройства дивертора, где распределение теплового потока в плоскости, перпендикулярной сепаратрисе, подчиняется характерной экспоненциальной зависимости:

я = q|exp^-x/0 , (8)

где q>l - пиковое значение потока, х - расстояние от сепаратрисы, С - длина релаксации теплового потока.

95% тепловой нагрузки при таком распределении сосредоточено в полосе шириной Зс. которую можно считать тепловой толщиной дивер-торного слоя. То же самое количество тепла содержится в полосе шириной с с постоянным уровнем теплового потока, равным т.е. с может рассматриваться как эффективная тепловая толщина диверторно-го слоя, которая для движущегося поперек него потока ЖМ определит его эффективную длину нагрева. Связь между ними задается углом наклона ПДУ к сепаратрисе. Например, в полоидалыюм диверторе для пленки, стекающей по подложке, эффективная длина нагрева есть:

- С/а*п(0-«), (9)

где а - угол наклона рабочей поверхности ПДУ к горизонту, Э - такой же угол для сепаратрисы. Если считать, что прогрев осуществляется только за счет теплопроводности, а глубина прогрева на рабочем участке не превышает толщины пленки, то решение задачи легко получить в системе координат, движущейся вместе с пленкой. В такой системе это задача о 18 -

нестационарном нагреве полуограниченного пространства с граничными условиями второго рода: тепловой поток на поверхности пленки ч1(ъ)=чт11о1п(^-о.)=соп3ъ при о<ь^т( а длительность теплового импульса т =1^/4, где и - скорость пленки. Известное решение из теории теплопроводности дает нам связь между тепловым потоком и подогревом ЖМ на поверхности пленки в конце участка }(агрева:

«Г = \ У~п/т ДТ./^Г ■ ' (10)

где рс - объемная теплоемкость, - теплопроводность ЖМ. Если задать допустимую величину подогрева ДТ^, то комплекс лтМрсА зависящий только от свойств ЖМ, может служить показателем с равно-шм различных КМ по теплоаккумулнрующей способности. Литий, галлий и олово имеют наилучшие сочетания теплоадскумулирующей способности и низкой температуры плавления. При этом главное достоинство лития - его низкое зарядовое число, однако по теплоФизнческим показателям он существенно проигрывает и галлию, и олову. В свою очередь олово, будучи сравнимым с галлием по теплоаккумулнрующей способности, обладает значительно большим зарядовым числом, т.е. является более опасной примесью плазмы. Слабым пунктом галлия в сравнении с литием, помимо зарядового числа, является агрессивность по отноше-тда к конструкционным материалам, в связи с чем его температура в контуре, выполненном из нержавеющей стали, не должна, превышать 300-350°С, тогда как для лития эта температура могла бы достигать 550°С. Но это преимущество лития практически нельзя реализовать, поскольку его нагрев должен быть ограничен в вакуумной камере тем же уровнем 350°С из-за быстрого роста давления пара при более высоких температурах. Решающим преимуществом галлия в условиях экспериментального реактора типа ИТЭР/ОТР является безопасность его контакта с воздухом и водой, тогда как литий в этом отношении, по-видимому, просто неприемлем. С учетом изложенного галлий был рекомендован в качестве рабочего ЖМ для диверторных/лимитерных систем реакторов-токамаков.

3.2. Пленочные устройства Сильное МГД-взаимодействне является критическим Фактором для пленочных течений ЖМ в условиях ТЯР. Ключевым шагом в развитии исследований планочных МГД-течений применительно к этим условиям послужил ряд экспериментальных работ, в которых была, в частности, продемонстрирована возможность получения стабильных и однородных пленочных течения на моделях ЖМКУ реактора-токамака. Тем самым был обоснован важный в практическом отношении вывод о допустимости

описания данного класса МГД-течений с помощью простых квазиодномерных моделей. В одной из публикаций автора была представлена наиболее общая модель такого рода, в которой делалась попытка возможно более полно учесть всю совокупность Факторов, определяющих характер течения пленок в реакторе-токамаке.

В модели рассматривается стационарное течение проводящей несжимаемой жидкости с постоянными свойствами вдоль криволинейной подложки, совпадающей с криволинейной координатой 1. Магнитное поле задается постоянным в базовой декартовой системе координат: В(ВК ,Ву .В^ )=conat, а внешнее электрическое поле - в криволинейных координатах: E(Et,o,Ei)-const. Задача сводится к решению системы двух дифференциальных и двух алгебраических уравнений:

- уравнение для толщины пленки:

Fr 4 aino. (1-а'<5/2 )<5" +а"61/2 + t <5* + t f f, 6' = -2-:--; (12)

1 - I Fr~ 1 ooaa + Nib, К +Ь К, -ub b ] |й* t-Nb Ь,6*/2 [_ ^ I « z I n x J J n I '

- уравнение неразрывности: вб = i; (13)

- уравнение для азимутальной (боковой) скорости:

и' - ЫЬ^-аьДи^} j<5 aEib^- uignlb^); (14)

- условие безотрывиости течения:

j^Fr'coaa + N Jb^ + b^-ub^bJ j<5* + ^21 bn | El«i-Nb^bJ.5 + £»'¿0,

где (15)

, 3/Re ПРИ bn=0;

fl = | Jыb*».I>^2Eibl*lвlgn(bn)J<5, при b.*0;

S - ы[ь (b -K <5) (1-е' <5/2) + a' ( bfb 6)<5/2 - bba>'<5l/2|; N Inns I L s па j

th Ha_

» - 2Kilb |(*.' - a'* b,/b ); <P -

l 'n' l i l Г* П

На -th На

n r\

штрихами обозначены производные по безразмерной продольной координате ьк .Ь^.ь^ - направляющие косинусы вектора магнитного поля в криволинейных координатах, На - число Гаргмаиа, N - параметр МГД-взаимодействия. Кг - число Фруда, К - коэффициент электрической нагрузки, Е1 - "иошое" число Эйлера. Начальные условия при х=хо: 6 - " -

Угол наклона подложки а и распределение тепловой нагрузки от потока ионов передающего механический импульс на поверхность

плетей, считаются заданными функциями Изменение угла а может определяться также в зависимости от какого-либо условия, например, бозотрывности точения - с использованием (15) в виде равенства.

С помощью этой модели были исследованы основные особенности двух важнейших классов плепочных МГД-течепий, которые соответствуют конкретным схемам МГД-устройств. Это течения в квазипродольном поло, когда кроме основной - продольной, имеется небольшая нормальная составляющая индукции магнитного поля, и течения в ква-зикомпланарпом поле, когда основной является его азимутальная компонента, а продольная и нормальная компоненты малы, но отличны от нуля. Течение в квазипродольном поле реализуется в случае пленочной диафрагмы рельсового типа, имеющей сравнительно небольшую длину в направлении плазменного шнура (и тороидального поля) и достаточно большую ширину, порядса малого радиуса плазменного шнура. Течение в квазикомшюнарном поле имеет место для тороидальной диафрагмы или диверторпой пластины полоида-.ыюго дивертора. В обоих случаях продемонстрировано существенное влияние внешнего электрического поля, которое может служить мощным управляющим фактором и, в частности, обеспечить высокую скорость течения пленки в сильном магнитном поле. С учетом этих результатов были предложены параметры пленочны: ИДУ дли реактора ИНТОР.

3.3. Капельные устройства

Автором были предложены устройство, создающее систему капельных струй или пелену капель, движущихся с высокой скоростью, и способ термализииии частиц плазмы на этих каплях, защищенные авторскими свидетельствами. Такое устройство может быть реализовано в виде капельной диафрагмы на периферии плазменного шнура либо ■ в виде ИДУ в диверторпой камере. В хоце обоснования данной концепции изучались вопроси нагрева капельной завесы потоком плазмы, испарения и распыления ЖМ, стабильность движения и Формы капель при воздействии таких факторов, как неоднородное и нестационарное магнитное поле, "плазменный ветер", накопление электрического заряда, внутреннее вращении, соответствующие модели и результаты расчетов были представлены в ряде публикаций.

В качестве основного направления была примята ориентация па разработку систем с расположением формирователей капельного потока непосредственно в магнитном поле реактора. При этом снимается ряд конструктивных ограничений, связанных с необходимостью вывода вакуумных патрубков через оланкет и между катушками магнитной системы, а также практически устраняется проблема взаимодействия капель

21

с неоднородным магнитным полем. Здесь могут быть использованы принципы формирования капельного потока Ш с помощью электромагнитного воздействия с резонансными частотами, равными или кратными собственной частоте распада струй на капли, которые к настоящему времени нашли практическое применение в электромагнитных грапуля-торах, разработанных в Институте электродинамики АН УССР.

Электромагнитный формирователь струйно-юпельного потока (ФСКП) позволяет реализовать синхронное образование капель в соседних форсунках с определенным сдвигом по траектории. При отношении шага между форсушшми к их диаметру порядка 4-5 даже однослойная завеса сказывается практически непрозрачной для потока плазмы, который движется в диьерторе под малым углом к плоскости завесы. Расчеты, выполненные с использованием осредпенного по данным Бег-рамбекова и др. коэффициента распыления галлия at=0,14, а также известной связи между потоками тепла и частиц в диверторе ПТЭРа, показали, что в широком диапазоне температур (вплоть до температур 1200-1300 к) поток испарения галлия оказывается пренебрежимо малым по сравнению с потоком распыления. Таким образом, ограничение на подогрев галлия в дивергорной камере должно определяться не соображениями чрезмерного его испарения, а допустимыми температурами контакта с конструкционными материалами, которые существенно ниже указанных здесь значении.

В условиях термоядерного реактора можно ожидать появления внутренних движении в капле ЖН, которые будут способствовать интенсификации тепло- и массообмена между поверхностью и объемом капли. Вход в Italian форсунки из рабочего объема ФСКП представляет собой область неоднородного МРД течения, в которой меняются направление и скорость движения ЖМ. В таких условиях, как известно, всегда возникают специфические М-обраэные профили скорости с пикаг. ми у стенок капала, параллельных магнитному полю. Расчет на базе простои цилиндрической модели показывает, что при значительной М-ооразности скорость вращения может быть одного порядка величины со скоростью капли. Для типичных условий ИТОРа эффективная теплопроводность может быть примерно на два порядка больше ооычной. Следует ожидать, что благодаря данному эффекту максимальные температуры на поверхности капель оудут значительно ниже рассчитанных в приближении теплопроводности твердого тела.

3.4. Капельная система эпергоотвода для ливертора реактора типа ИТЭР/ОГР В 1988-90 гг. автором было проведено расчетное обоснование капельной ¡КМ диверторной системы для реактора ПТЭР. Система состоит из двух частей - верхней и нижней, каждая из которых, в свою очередь, включает набор модулей, число которых пропорционально числу катушек ОТП и соответствует ток или иначе числу секций бланке-та. Внутриреакторная часть модуля включает приемное устройство и тракты подвода-отсода ЖМ, впереакторпая часть содержит насос, теплообменник, регуляторы расхода,- блок извлечения трития, блок очистки, загрузочный бак и . пр. Основным конструкционным материалом контура ЖН является нержавеющая сталь аустенитпого юпасса, которая совместима с галлием до температур 300-350°С. В местах, где возможен контакт с более горячим ЖМ, предусмотрено использование защитных покрытия или слоистых стенок с вольфрамом, 'который стоек в галлии до 800°С. Каналы подвода-отвода ЖМ должны выполняться в виде труб с электроизолирующими вкладышами, керамическая изоляция которых может быть защищена от контакта с галлием металлическим слоем, толщина которого со стороны текущего ЖМ не должна превышать 0,1 мм. Этим обеспечивается снижение МГД потерь. давления и возможность самослива ЖМ через отводящие каналы под действием только силы тяжести. В случае невозможности организации самослива ЖМ, прежде всего, из области верхнего ливертора вниз, его отвод может быть осуществлен с использованием МГД-сцепления между подводящим каналом-генератором и отводящим канапон-насосом. Общие параметры ■ системы представлены в таблице 1. Система позволяет тшсш обеспечить работу реактора в форсированных режимах - с увеличением тепловой мощности, поступающей в дивертор, и пиковых тепловых нагрузок на приемные устройства. Для этого требуется соответствующее повышение напора насосов и расхода ЖМ. Описанная система может быть использована в сочетании с другими типами !Ш ПДУ - пленочными или струйными.

Таблица 1.

Обшие .параметры ЖМ диверториой системы

Рабочий ЖМ

Число диверторов

Полная отводимая мощность, МВт

Температура ЖМ на входе в дивертор, К

Средний подогрев ЖМ, К

Полный расход ЖМ, м3/с

Давление на входе в реактор, МПа:

-при откачке с НГД-сцепл,

-при самосливе

Объем заливки ЖМ в системе, м3

,з

350

200

Б-6

ва

2 156

3,0 1,6

0,382

4. Анализ эффективности ЖМ систем 4.1. Критерии оценки реактора и разработка моделей системного анализа

Использование предложенных концепций ЖМ систем и устройств может существенным образом повлиять на важнейшие характеристики термоядерного реактора. Так, переход на ЖМ охлзждение бланквта вместо газового или водяного, с одной стороны, непосредственно затрагивает его нейтропно-фмзические и теплофизические параметры, а с другой стороны, сказывается на характеристиках надежности и безопасности как самого бланкета, так и реактора в целом. Аналогичная ситуация возникает и при рассмотрении систем контроля примесей плазмы и защиты первой стенки. Например, применение ЖМ системы энергоотвода и откачки плазмы в диверторе может непосредственно повлиять на коэффициент технического использования реактора и в то же время способствовать повышению его энергонапряженности. Еще более глубокие изменения связаны с заменой магнитного дивертора системой ЖМ диафрагм, расположенных непосредственно в разрядной камере токамака,- в этом случае упрощаются оомотки полоидалышго поля и улучшается использование термоядерных нейтронов в бланкете. Таким образом, для адекватной оценки эффективности предлагаемых ЖМ систем (как, впрочем, и всяких других) необходимо использовать критерии, относящиеся к характеристикам реактора и энергоустановки в целом, и соответствующий инструмент для определения этих характеристик.

Конкретные критерии, по которым может проводиться сравнение вариантов энергоустановок, зависят от их типа и назначения, а так-

же от целей исследования. Для энергетического термоядерного реактора речь должна идти в первую очередь о приведенных затратах на единицу выраоатываемой энергии (например, электрической), дозовой нагрузке па персонал и коллективных дозах облучения населения. Наряду с этим могут рассматриваться и такие показатели, как потенциал биологической опасности радиоактивных материалов, образующихся при работе реактора, и потребление минеральных ресурсов.

Создание инструмента для определения значений указанных критериев связано с разаработкой аппарата системного анализа ТЯР подобно тому, как развивается, например, системный анализ реакторов деления, В последние годи автором совместно с Л.И.Иельдгоиовым был создан программно-вычислительный комплекс APT для системного анализа реакторов-токомаков, развитие которого продолжается в настоящее время. В состав этого комплекса входят несколько программ, разработанных автором но базе комплексных моделей, специально предназначенных для системных исследований, в том числе и ЖМ систем. Сюда относятся следующие программы:

-um - расчет трубчатого бланкета с ЖМ охлаждением, -droplet - расчет капельной системы энергоотвода для диверто-ра/лимитера токамака,

-ma:mti - расчет характеристик обслуживания и коэффициента технического использования энергоустановки на базе ТЯР,

-расчет экономических характеристик э перестановки с реакто-рои-юкамаком (составлена А.И.Кельдиановым на базе модели автора).

4.2. Модель и программа расчета трубчатого бланкета Данная модель бланкета относится к нульмерным, т.о. в ней не определяются поля нейтронных потоков, температур, механических напряжений и т.д., а находятся только максимальные значения этих характеристик и проверяются соответствующие ограничения.' Впрочем, фактическая размерность модели несколько выше, что обусловлено ее "гетерогенностью", которая позволяет учитывать распределение нейтронной nui рузки по четырем сторонам тороидальной плазменной камеры (внутренняя, внешняя, верх, низ) и различие композиций "внутреннего" и "внешнего" бланкета.

IIa основании базовых параметров с использованием данных 1сали-бровочных расчетов выполняется расчет первичного распределения мощностей и нагрузок' по сторонам оланкетв с учетом наличия дивер-торных пластин и/или лимитеров. Затем проводится последовательно расчет трех зон ' бланки iti: первой стенки, зоны деления (в случав гибридного олацкега) и зоны наработки трития, в конце определяются

25

общие, интегральные характеристики бланкета. В результате расчета получаются расходы теплоносителя по зонам бланкета и соответствующие мощности ла про!сачку, общая мощность реактора и зон бланкета, скорости течения, потери давления, характерные температуры, оптимизированная геометрия и состав, показатели наработки продуктов, сроки службы компонентов и бланкета в целом, количество материалов и заливка теплоносителя.

Программа расчета бланкета lmbi, реализующая описанную модель, написана на языке ПЛ-1 и отлажена в СВМ на базе ЕС-1055, гдо может быть использована вместе с другими программами комплекса APT.

4.3. Модель и программа расчета Ml системы эпергоотвода для диьертора/лимитера реактора-токомака

Данная модель предназначена для исследования характе; истнк диверторноИ системы реактора-токамака, описапноП выше, а также ЖМ лимитериоИ системы энергетического реактора с боздиверторной конфигурацией. По размерности она аналогична модели -бланкета lmbi, т.е. в основе своей - нульмерна, но при этом позволяет дифференцировать характеристики для внутренней/внешней стороны тора.

Модель позволяет определять и частично оптимизировать не только параметры собственно приемного устройства, контактирующего с плазмой (диверторная мишень или лимитер),1 но и всеИ внутриреак-торноИ части тракта ЖМ, которая расположена в магнитном поле и представляет сооой сложный МРД-тракт. В соответствии с этим модель включает три основных блока: расчет рабочих условий, расчет характеристик капельной завесы и расчет сжлеми подвода-отвода ЖН. Модель реализована в виде программы droplet, которая может использоваться как самостоятельно, ток и в составе комплекса APT. Программа написана на языке ПЛ-1 и отлажена в СВМ на оазе ЕХ'-ИХй.

4.4. Исследование характеристик энергетического реактора

Для исследования эффективности предложенных ХМ систем проведено расчетное исследование возможных параметров энергетического "чистого" реактора-токана|<а. Плазмофизические характеристики реактора были определены А.И.Мельдиановым на основе данных и скейлин-гов, принятых в проекте ИТОР. В качество основного варианта принят реактор с труочотым бланкетон, охлаждаемый свинцом висмутом, и капельной ЖМ системой эпергоотвода диверюра на галлии. К сожалению, на сегодня нет возможности провести адекватное сравнении реакюров с разными типами теплоносителей бланкета - в силу отсутс1Вин комплексных моделей, подобных представленной в диссертации модели lmbi

213

для ¡Ш бланкета. В части же дивертора основной вариант сопоставляется с "классическим" решением, ориентированным но использование сменных диверториых пластин с твердой рабочей поверхностью из тугоплавкого металла (вольфрам, молибден). Критерием' качества при сравнении служили приведенные затраты па электроэнергию, вырабатываемую термоядерной электростанцией па базе указанного реактора. Важной составной частью этих затрат являются амортизационные, ко-торке связаны с обеспечением замены оборудования, - они определялись непосредственно из расчета обслуживания станции с приведением к моменту ее пуска (коэффициент дисконтирования - 0,1).

Технико-экономические характеристики ТЯЭС были рассчитаны ка выделенном подмножестве реакторов, обладающих оптимальной конфигурацией, которая определялась в предварительном анализе плазмомаг-питных параметров, выполненном А.Н.Мельдиаповын. Из этою анализа следовало, что наибольшие значения термоядерной мощности и нейтронной нагрузки при любом фиксированном радиусе плазмы ио достигаются в окрестности аспектового отношения л«4. Это отношение и было использовано для выделения упомянутого подмножества реакторов.

Результаты расчетов для выбранного подмножества реакторов представлены в таблице 2 и на рис.1. Прежде всего они' демонстрируют возможность достижения высоких энергонапряженностей реактора: при принятых ограничениях может быть достигнута нейтронная нагрузка около 4,5 И8т/мг, причем этот предел обусловлен не самой системой теплоотвода, а снижением коэффициента воспроизводства трития (в связи с увеличением доли теплоносителя и уменьшением доли ■ бри-дера в объеме бланкета). Указанный предел не препятствует достижению оптимального уровня эпергопапрлхенности. Как видно из рис. 1,-оптимум нейтронной нагрузки, соответствующий минимуму стоимости электроэнергии г , лежит в области 4 МВт/и2 при размере реактора 6,4 м по большому радиусу плазмы - этот вариант был принят в качестве основного для дальнейших сравнений.

Зьпетпое повышение коэффициента технического использования (КТИ) станции и, как следствие, снижение стоимости электроэнергии могут быть достигнуты при повышении уровня надежности внереактор-ных, неядерных компонентов оборудования. Штриховые линии па рис. 1 иллюстрируют этот эффект при двукратном увеличении продолжительности рзоочих периодов указанных компонентов.

Роль внутриреакторных компонентов в определении КТИ станции может стать решающей, если их сроки службы окажутся очень короткими. Характерным примером в этом отношении являются "классические"

27

диверторные пластины с твердой рабочей поверхностью. В таблице 2 пля сравнения с основным показаны два варианта реактора с такими диверторными пластинами, у которых срои службы составляет 20% и 10% от срока службы первой стенки. Капитальные затраты в этом случае примерно на 3% ниже из-за отсутствия дорогого галлиевого контура в системе дивертора, однако стоимость электроэнергии тем не менее возрастает на 3,6% и 12% соответственно - из-за снижения КТИ станции.

Таблица 2.

Результаты расчетов вариантов энергетического реактора.

Вариант N 1 2 3 4 5 6 7

Большой радиус плазмы, м 6,6 6,0 6,4 6,8 6,4 6,4 6.4

Малый радиус 1.5 1,6 1,8 2,1 1,8 1.8 1.8

Магнитное поле на оси плазмы, Тл 6,5 7,1 7.1 6,5 7,1 7.1 7.1

Средняя нейтронная нагрузка, МВт/м2 2,2 3,3 4.1 4,3 4.1 4,1 4.1

Термоядерная мощность, МВТ 1500 2630 3850 5010 3850 3800 3850

Полная тепловая мощность, МВт 2200 3850 5650 7280 5650 5650 5650

Установи, электр. мощность, МВт 830 1540 2260 2910 2260 2260 2260

Потребляемая мощность, МВт 220 340 440 530 440 440 440

Электрич. мощность нетто, МВт 660 1200 1820 2380 1820 1820 1820

Коэф. воспроизв, трития 1,12 1,09 1,06 1,02 1,06 1,06 1,13

Прямые кап. затраты, Мруб 1390 1860 2400 2930 2334 2334 2260

Полные кап. затраты, Мруб 2085 2790 3600 4395 3500 3500 3390

Удельные кап. затраты, руб/кВт 2370 1810. 1590 1510 1550 1550 1500

КТИ, % 86 83 80 77 73 60 80

Годовые экспл. затраты, Мруб 201 249 363 508 331 248 363

Годовой доход от трития, Мруб 43 55 52 22 47 39 112

Приведенные годовые затраты, Мруб 408 529 743 1013 704 629 658

Расч. прив. затр. на эл.эн.,коп/квтч 8,2 6,1 5,8 6,3 6,1 6,6 5,2

Примечания к таблице: 1-4 - варианты с ЖМ охлаждением бланкета и ЖМ системой энергоотвода дивертора; 5,6 - варианты с твердыми ди-верторными пластинами; 7 - вариант с бездиверторной конфигурацией и ЖМ диафрагмой.

В таблице 2 приведены также параметры варианта с бездиверторной конфигурацией реактора. В этом случае существенно неясными остаются вопросы о степени загрязнения плазмы и об условиях теп-' лообмена между плазмой и ¡сапелыюй завесой ЖМ диафрагмы. Критическим фактором является величина теплового потока на отдельные капли, движущиеся вне плоскости завесы. Возможно, что этот поток не будет во много раз превышать средний благодаря рассеяние тепловой энергии частиц плазмы в парогазовом облаке, окружающем капли. В таком случае проблема теплоотвода здесь может быть решена столь же успешно, как и в диверторе, а параметры реактора при этом значительно улучшатся. Сравнение с основным вариантом таблицы 2 показывает, что в реакторе с бездиверторной конфигурацией капитальные затраты снижаются на 9,5% (благодаря уменьшению размеров вакуумной камеры и обмоток магнитной системы), коэффициент воспроизводства трития возрастает с 1,06 до 1,13, а стоимость электроэнергии снижается на 11,6Ж.

2в, Кои/квг-ч

кти> РиМ&т

80■ ШО

60■ 2000

70 3 ООО

5 %п1МЪт1нг

г

з

Рис. 1. Характеристики энергетического реактора с ЖМ системами охлаждения в зависимости от нейтронной нагрузки

Таким образом, судя по результатам выполненных расчетов экономических характеристик ТГОС, предложенные жидкометаллические системы энергоотвола для бланкета и дивертора представляются достаточно эффективными, способными обеспечить работу реактора при высоких уровнях эпергоншфнженности.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ. 0С1ЮВШЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ?АБОТЫ

1. Разработана концепция оланкета ТИР с ¡КМ теплоносителем на остове свинца с элект[юизоли[шанными стенками тракта охлаждения, позволяющая значительно упростить проблему прокачки КМ в сильном магнитном поле и реализовав оестритиевый контур ЖМ теплоносителя, совместимого с водой и воздухом. Предложен ряд решений, направленных на улучшение характеристик оланкета с ЖМ охлаждением, в том числе: кассета урановой зоны со стержневыми твэлами и щелевыми подканалами теплоносителя, обеспечивающими течение в компланарном магнитном поле с минимальными МРД потерями давления; универсальная концепция трубчатого оланкета без участков с неоднородным течением и коллекторов в магнитном поле, позволяющая коренным образом упростить экспериментальную отраоотку и повысить надежность расчета теплогидравлических характеристик оланкета; способ профилирования трубопроводов с. целью снижения МГД сопротивления на участках с неоднородным магнитным иолом.

2. Разработаны требования к электроизолирующим покрытиям для оланкета с тешшносигьлем на основе свинца и показана возможность решении ближайшей задачи - создания экспериментального модуля для реактора ИТЭР/ОТР при уровне электросопротивления, измеренном в экспериментах с обычными антикоррозионными оксидными пленками.

3. Разработан ряд концепций жм устройств для системы контроля примесей плазмы и зашиты первой стенки, в том числе: способ энер-гоотьода и откачки частиц плазмы с помощью потока капель ЖМ и его реализация кок в виде капельной диафрагмы, так и приемного дивер-торного устройства, пленочная диафрагма рельсового типа, пленочное ПДУ с повышенной скоростью течения ЖМ ъ квазикомпланарном магнитном поле. Для этих устройств предложен новый перспектившй ЖМ -галлий, В оооснование указанных концепций проведены теоретические исследования вопросов, касающихся характеристик пленочных и капельных МГД-течений, воздействия плазмы на потоки ЖМ со свсюодной поверхностью в условиях токамака, стабильность этих потоков. Проведены также экспериментальные исследования па МГД-моделях. Созданы программы для инженерных расчетов реакторных устройств. Осушес-зо

твлен первый в практике УТС демонстрационный эксперимент с ЖМ капельной диафрагмой на установке токамак, подтверждающий ее работоспособность и принципиальную совместимость ЖМ с плазмой токомака.

4. С помощью разработанных программ, включенных в состав вычислительного комплекса для системного анализа реакторов-токамаков, выполнено расчетное исследование энергетического реактора с ЖМ охлаждением. Показана возможность достижения высокой энергонапряженности "чистого" термоядерного реактора, являющейся необходимым условием его экономической привлекательности. Продемонстрирована выгодность использования ЖИ галлиевой системы энергоотвода в диверторе по сравнению с "1слассическими" диверторными пластинами. Определен значительный экономический эффект в случае возможности перехода к бездиверторной конфигурации реактора с использованием ЖМ диафрагмы.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

1. Муравьев Е.В. Об усовершенствовании диверторпой системы реактора-токамака//Отчет ИАЭ, имв. 40/3879, 1978.

2. Муравьев Е.В. Использование высокотемпературного термохимического цикла для производства водорода на базе термоядерного реактора//Доклад на Советско-Американском совещании по альтернативным напразлениям термоядерной энергетики. Москва, 1978.

3. Муравьев Е.В., Романов П.В. Энергоустановка для производства водорода па базе импульсного термоядерного реактора на РЭП// Доклад на Советско-Американском совещании по альтернативным • направлениям термоядерной энергетики. Москва, 1978.

4. Муравьев Е.В. Способ термализации и откачки частиц в потоке плазмы. A.c. N813509 с приоритетом от 17.06.1979.

5. Муравьев Е.В. Коллекторное устройство для термализации и откачки частиц плазмы. A.c. N776332 с приоритетом от 17.05.1979.

6. Липов М.Ю., Муравьев Е.В. К разработке высокоэффективных диверторных систем для энергетичес к их реакторов-токамаков// Доклад на Сов.-амер. совещании "Технико-экономические проблемы энергетических ТЯР", ИАЭ, П.. 1979.

7. Кслбасов Б.Н., Куркова Т.П., Муравьев Е.В. и др. Оценка стоимости, трудозатрат и план-график создания ИНТ0Ра//6 Советских материалах на 3-й сессию ИНТОР, фаза О, 1979.

8. Муравьев Е.В. Диафрагма разрядной камеры токамака для ограничения плазменного шнура. A.c. N971011 с приоритет.-.и от 18.07.1980.

9. Муравьев E.B. Контактные устройства диверторных и лимите рных систем ре8кторов-токамаков//Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 1980, вып.2(6), с.57-64.

10. Муравьев Б.В. О движении проводящих сферических частиц в неоднородном магнитном поле//Мапштная гидродинамика, 1980, N3, с.43-60.

11. Лилов М.Ю., Муравьев Е.В. К разработке высокоэффективных диверторных систем для энергетических реакторов-токамаков//Пре-принт ИАЭ-3290/8, 1980.

12. Муравьев Е.В., Тананаев A.B., Чехонадских A.n., Яковлев В.В.' Экспериментальное исследование МГД-течения со свободной поверхностью//В кн.: 10-е Рижское совещание по магнитной гидродинамике. Рига, 1981, с.76-76.

13. Гринберг Г.К., Каудэе Н.Э., Лиелаусис O.A., Муравьев Е.В. Траектория свободно падающих частиц в неоднородном магнитном поле. //Магнитная гидродинамика, 1962, N4, с.46-50.

14. Муравьев Е.В., Рупышев A.C. Высокотемпературный бланкет ТЯР для производства водорода//Отчет ИАЭ, инв. 40/5157, 1933.

15. . Колбасов Б.Н., Муравьев Е.В., Розанов В.И. Программа ИНТОР: стоимость-риск-полезность//ВАНТ, ТС, 1983, вып.2, с.3-11.

16. Муравьев Е.В., Орлов В.В., Хрипунов В.И. О возможности использования жидкометаллического теплоносителя в гибридном блан-кете OTP//OT40T ИАЭ, ИНВ. 40/5325, 1934.

17. Муравьев Е.В. Жидкометаллические контактные устройства для систем контроля примесей и защиты первой стенки// В Советских материалах на 10-« сессию ИНТОР, фаза 2, 1984.

18. Муравьев Е.В. МГД-течения со свободной поверхностью в термоядерных реакторах с магиитным удержанием плазмы//В кн.: 11-е Рижское совещание по магнитной гидродинамике. Саласпилс, 1984, т.1, с.107-110.

19; Тананаев A.B., Муравьев Е.В., Чудов A.B., Яковлев В.В. МГД-течение со свободной поверхностью по подложке жидкометалличес-кои диафрагмы. 1.Результаты эксперимента//В кн.:11-е Рижское совещание по магнитной гидродинамике. Саласпилс, 1984, т.1, с.111-114.

20. Муравьев Е.В., Яковлев В.В. МГД-течение со свободной поверхностью по подложке жидкометаллической диафрагмы. . 2.Расчетная модель течения//В кн.: 11-е Рижское совещание по магнитной гидродинамике. Саласпилс, 1984, т.1, с.115-118.

21. Муравьев Е.В. Жидкометаллические устройства для систем контроля примесей и зашиты первой стенки в термоядерных реакторах-32

ТОКЯМВКОК/7В кн.: Труды 3-й Всесоюзной конф. по ИПТЯР, Ленинград, июнь 1984. Т. 4, И., 1934, с.49-66.

22. Тананэев А.В., Муравьев Е.В., Яковлев В.В. Исследование пленочных МГД-течемиМ применительно к проблеме создания жидкоме-таллических диафрагм и коллекторных устройств дивертора термоядерного реакторэ-токзмака//В кн. ¡Доклады третьей Всес. конф. по ИПТЯР, Ленинград, конь 1984. ЛСАЭ, П., 1934, т.4, с.94-101.

23. Муравьев Е.В., Яковлев В.В. Жидаометаллическая диафрагма разрядной камеры термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы. А.с. м1246782 с приоритетом от 19.11.1984.

24. Муравьев Е.В. Приложение к техническому заданно на жидко-металлический блашсет OTP. Рабочий мзтериал ИАЭ, 1985.

25. Муравьев Е.В., Орлов В.В., Хрипунов В.п. Жидкометалли-ческое охлаждение гибридного реш<тора-токамака//ВЛНТ, ТСк 1985, вып. 4, с.24-29.

26. Бергатем В.А., Гехт Г.М., Муравьев Е.В., Нагорный М.М., Злькин АЛ!. Кассета с тепловиделякшми элементами. А.с. Н1309813 с приоритетом от 22.08.1985.27. Волощемко Т.Н., Григорьев О.В., Муравьев Е.В. и др. Термоядерная установка для получения водорода на основе реактора-то-ксмэка и высокотемпературного электролизера//ВАНТ, ТС, • вып.2,

1985, С.44--47.

28. Курбатов Д.К., Нельдианов А.П., Муравьев Е.В., Орлов В.В. Принципы математического моделирования энергетической станции с термоядерным реактором//Доклад на семинаре СЭИ СО АН СССР, Иркутск, 1985.

29. Муравьев Е.В. Трубопровод для прокачки проводящей жидкости в неоднородном поперечном магнитном поле. А.с. n 1394995 с приоритетом от 24.01.1986.

30. Vodyanyuk V.O., iColesnichenko A.F., Murav'ov E.V., Shapiro A.M. et al. Droplet contact device fop divertor//In: Tokanak Concept Innovations. IAEA, Vienna, 1086.

31. Karasev 0.G., Lavrent'ev I.V., Mazul' I.V., Murav'ov E.V. Development of conception of liquid raetal divertor targets//USSR contribution to 14 Session of IKTOR Workshop, Vienna, December

1986, p.4-9.

32. Aitov Т.К., Karasev B.C., Murav'ev E.V., Tananaev A.V. et al. Divertor plates with protection films//ln: Tokaoak Concept Innovations. IAEA, Vienna, 1986.

33. Муравьев Е.В., Шматеико В.А., Яковлев В.В. Экспериментальное исследование течения со свободной поверхностью на участ1се поворота в сильном магнитном поле//Магпитная гидродинамика, 1987, N1, с.103-106.

34. Карасев Б.Г., Лиелаусис O.A., Муравьев Е.В., Тананаев A.B. Жидкие металлы в термоядерных реакторах с магнитным удержа-нием//Препринт Института Физики АН Латв.ССР, ЛАФИ-104, Саласпипс, 1987.

35. Karaeev B.C., Lielausis O.A., Murav'ev E.V., Tananaev A.V. Liquid metals In fusion reactor with magnetic confinement// In: Fusion Reactor Design and Technology 1986. IAEA, Vienna, 19B7.

36. Mel'dianov A.I., Murav'ev E.V., Orlov V.V. System analysis of tokamak reactors//In: Fusion Reactor Design and Techno"ogy 1986. IAEA, Vienna, 1987.

37. Бернштам В.А., Козырев C.B., Муравьев Е.В. Жидкометалли-ческое контактное устройство. A.c. N1461270 с приоритетом от 1.4.1987.

38. Карасев Б.Г., Лаврентьев И.В., Муравьев Е.В. Пленочный жидкоматаллическнй дивертор//В кн.:12-е Рижское совещание по магнитной гидродинамике. Саласпилс, 1987, т.1, с.131-134.

39. Лаврентьев И.В., Муравьев Е.В. Жидкометаллические диьер-торпыо мишени с теплоаккумулируюшей плепкоИ//В Советских материалах на 15-ю сессию ИНТОР, фаза 2, 1987.

40. Альтовский И.В., Мирнов C.B., Муравьев Е.В. Программа экспериментов с жидкометаллическими устройствами на 0ТРе//Раздел отчета ИАЭ (Технический проект OTP, 1 этап), инв. 40/5787, 1987.

41. Мельдианов А.П., Муравьев Е.В. Программный комплекс APT для системного анализа термоядерных реакторов//В Советских материалах на 16-ю сессию ИНТОР, фази 2, 1987.

42. Демьяненко В.Н., Карасев Б.Г., Колеспиченко А.Ф., Лаврентьев И.В., Лиелаусис O.A., Муравьев Е.В., Тананаев A.B. Жидкий металл в магнитном поле реактора-токама1са//Магнитиая гидродинамика, 1988, N1. с.104-124.

43. Муравьев Е.В. Пленочные МГД-течения в условиях TílfV/Маг-нитная гидрюдинамика, 1988, Ni, с.125-138.

44. Демьяненко В.П., Колеспиченко А.Ф., Мирнов C.B., Муравьев Е.В. и др. Жидкометаллическая диафрагма токамака в виде капельной завесы//Докл. на 4-И Всес. конф. по Ш1П1Г, Ленинград, январь 19d8.

45. Колеспиченко А.Ф., Казачков И.В., Лысак Н.В., Муравьев Е.В. и др. «Юрмирование капельных потоков жидкою мётадла//Доклад 34

на Междунар. симп. по МГД жидких металлов, Рига, мой 1988.

46. Муравьев Е.В. Жидкометаллические приемные- устройства для реактора ИТЭР. Рабочий материал, май 1988.

47. мельдианоа А.П., Муравьев Е.В. Разработка программно-вычислительного комплекса для системного анализа термоядерных реокторов-токамзков//Отчет ИАЭ, инв. 40/5892, 1988.

48. Муравьев E.B., Топильский Л.Н., Хрипунов В.И. Обобщенная расчетная модель трубчатого бланкета с жидкометаллическим охлож-дением//0тчет ПАЭ, инв. 40/5850, 1988.

49. Муравьев Е.В. Обоснование требований к электроизолирующим покрытиям в бланкете с жидкометаллическим охлаждением//Отчет ИАЭ, ИНВ. 40/5384, 1988.

50. Муравьев Е.В. О снижении потерь давления при течении жидкого металла в неоднородном магнитном поле в бланкете термоядерного реактора//Доклзд на Советско-Американском совещании "Проблемы бланкетов ТЯР - исследования МГД-эффектов в жидкометаллических блаикетах", Ленинград, октябрь 1988.

51. Муравьев Е.В., Романов П.В., Хрипунов В.И., Стребков Ю.С., Осадчий Н.А., Орлов Ю.И., Мартынов П.П., Паповянц А.К., и др. Экспериментальная секция OTP с трубчатым жидкометаллическим трактом охлаждения//Отчет ИАЭ, инв. 40/5929, 1988.

52. Демьяненко В.Н., Колесниченко А.Ф., Мирнов С.В., Муравьев Е.В. и др. Жидкометаллическая диафрагма тишмака. Постановка задачи и первые результаты/физика плазмы, т.14, вып.5, 1988, с.628-632.

53. Муравьев Е.В. Предварительная опенка капельной системы энергоотвода для дивертора ИТЭР//Рабочий материал ИАЭ, февраль 1989.

54. Муравьев Е.В. К выбору альтернативного варианта приемного диверторкого устройства ИТЭРа//Раоочий материал ИАЭ, февраль 1989.

55. Karasev B.G., Lavrent'ev I.V., Kolesnichenko A.F., Liela-usta O.A., Murav'ev E.V., Dem'yanenko V.M., Tananaev A.V. Research and Development of Liquid Metal Systems for . a Tokamik Reactor //Fusion Engineering and Design 8 (1989) 283-288.

56. Liquid metal droplet heat removal system for ITER diver-tor. Compiled by Murav'ev E.V.//Working material to ITER June-October 1989 Session. ITER-IL-PC-8-9-S-10.

57. Overview of an experimental liquid metal tubular blanket section development for ITER/OTR type reactor. Compiled by Murav'ev E.V.//Report presented at the 1989 USSR/US Exchange Topical

35

Meeting on Comparison of Liquid Metal Blanket Approaches and Experiments (Argonne national Laboratory, USA), Nov. 1989.

58. Mel'dianov A.I., Murav'ev E.V., Pashkov A.Yu., Khripunov V.I. Parameter study of a power tokaroak reactor with liquid metal cooling systems.//Report presented at the 1939 USSR/US Exchange Topical Meeting on Comparison of Liquid Metal Blanket Approaches and Experiments (Argonne national Laboratory, USA), Nov. 1989.

59. Ковалев С.11., Муравьев E.B., Свиридов В.Г. Новые аспекты теплообмена при течении жидкого металла в . магнитном поле термоядерного реактора//ВАНТ ТС, 1990, вып.1, с.32-37.

60. Муравьев Е.В. Взаимодействие потока капель жидкого металла с плазмой в диверторе реактора-токамака//В кн.:13-е Рижское совещание по магнитной гидродинамике. Саласпилс, 1990, т.1, C.69-7Q.

61. Муравьев Е.В. МГД-сцепление в тракте подвода-отвода жидкого металла для диверторной системы реактора-токамака//В кн.:13-е Рижское совещание по магнитной гидродинамике. Саласпилс, 19Э0, Т.1, С.11-12.

62. Муравьев Е.В. Жидкометаллический альтернативный дивертор для реактора ИТЭР//ВАНТ ТС, 1990, вып.2, с.3-8.

63. Кириллов И.Р., Муравьев Е.В., Каширский А.В., Петров B.C. и др. Жидкометаллический 'дивертор//Материал для итогового отчета по эскизному проекту реактора ИТЭР, июнь 1990.

64. Кириллов И.Р., Муравьев. Е.В., Демьяненко В.Н. и др. Жид-кометаллическиИ альтернативный дивертор. Отчет по Ш10КР ИТЭР, Ленинград, сентябрь 19Ь0.

65. Безносов А.В., Громов Б.Ф., Ляхов И.Ю., Мартынов П.Н., Муравьев Е.В., Орлов Ю.И., Паповянц А.К., Серов В.Е. Экспериментальные исследования электроизолирующих покрытий для бланкета термоядерного реактора с теплоносителем на основе свинца//Тезисы докладов на 5-й Всес. конф. по ИПТЯР, Ленинград, 1990.

66. Муравьев Е.В., Хрипунов В.И. Новая концепция жидкометал-лического бланкета термоядерного реактора//Тезисы дошюдов на 5-й Всес. конф. по ИПТЯР, Ленинград, 19ЭО.

67. Муравьев Е.В. Анализ эффективности капельпых жадкометал-лических приемных устройств дивертора/лимитера в энергетическом реакторе-токамаке//Тезисы докладов па 5-й Всес. конф. по ИПТЯР, Ленинград, 19Э0.

68. Мельдианов А.П., Муравьев Е.В., Пашков А.Ю., Хрипунов В.И. Оценка эффективности использования жидких металлов в термоядерном реакторе-токамаке//Труды ЦКТИ им. И.И.Ползунова N264. Жид-зв

кие металлы в термоядерной энергетике. J1., 1990, с.20-27.

89. Муравьев Е.В., Романов П.В., Хрипунов В.И., Шпанский Ю.С., Безносов A.B., Лыков С.В, Каратушинэ И.В., Данилов И.В., Сидоров A.M., Стреоков ¡o.e., Виноградова Н.К. Бланкет энергетического резктора-токамака, охлаждаемый свиниом//Доклад нэ советско-Американском тематическом совещании: Анзлиз экономики, безопасности и воздействия термоядерной энергетики на окружающую среду и технический обзор проектов ИГЭР/АРИЭС. Москва, ИАЭ им. Й.В. Курчатова, октябрь 1990.

70. Муравьев Е.В., Романов П.В., Демьяненко В.Н., Кириллов И.Р. Анализ хидкокеталпическоя диверторной системы ИТЭР//Доклад на СоБетско-Америкзнскои тематическом совепзнии: Анализ экономики, безопасности и воздействия термоядерной энергетики на окружающую среду и технический обзор проектов ИТЭР/АРИЭС. Москва, ИАЭ им. И.В.Курчатова, октябрь 1990.

71. Безносов A.B., Лыков В.Е., Калмыков А.П., Серов В.Е., Макарова Е.Ю., Каратушинэ И.В., Муравьев Е.В., Виноградова Н.К. Отдельные аспекты стойкости материалов в свинце и расплавах нэ его основе системы охлаждения блзнкетз термоядерного реакторз//Локлал на Советско-Американском тематическом совещании: Анализ экономики, безопасности и воздействия термоядерной энергетики на окружавшую среду и технический обзор проектов ИТЭР/АРМЭС. Москва, 11АЭ им. И.В.Курчатова, октябрь 1990.

Технический редактор С.К. Свеялова Подписано в печать 16.07.91. Формат 60x34/16 Уч.-изд. л. 1,8. Тираж 100. Заказ 146

Отпечатано в ИАЭ