Material science activities for fusion reactors in Kazakhstan

Tazhibayeva, I.; Kenzhin, E.A.; Shestakov, V.; Chikhray, Y.; Kulsartov, T.; Azizov, É. A.; Filatov, O.; Чернов, В. М.

doi:10.1016/j.jnucmat.2008.12.050

Cited by 15 publications

(10 citation statements)

References 7 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Температура измеряется защи щенной штатной термопарой (тип S, 87 % Pt/13 % Rh-Pt, максимальная погрешность ±1,5°C), расположенной, как показано на рис. 1 (2) Б) реакция молекулы воды с CO:…”

Section: экспериментальная установкаunclassified

“…Тематика материаловедческих исследований в области ядерных и термоядерных установок явля ется традиционной для казахстанской науки [1]. На установках Института Атомной Энергии (ИАЭ), Института Ядерной Физики (ИЯФ) и Ин ститута экспериментальной и теоретической физи ки было исследовано множество конструкционных и функциональных материалов для будущих ядер ных и термоядерных реакторов [2][3][4][5][6][7][8][9][10][11].…”

unclassified

See 1 more Smart Citation

ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ КОРРОЗИИ SiC-ПОКРЫТИЯ НА ГРАФИТЕ

Askerbekov¹,

Чихрай²,

Понкратов³

et al. 2019

IZVESTIYA

View full text Add to dashboard Cite

Актуальность исследования обусловлена перспективой создания казахстанского высокотемпературного газоохлаждаемого реактора, в котором будет применен новый набор реакторных графитов и пиролитических углеродных покрытий элементов топлива. На топливных элементах реактора будут использованы покрытия из карбида кремния (SiC) поверх графитой или пироуглеродной оcновы. Цель: определить скорость и особенности протекания высокотемпературной коррозии реакторного графита с SiC-покрытием в диапазоне температур от 750 до 1400 °С при начальном давлении паров воды в камере 100 Па. Объект: изотропный мелкозернистый графит марки IG-110 с защитным SiC-покрытием толщиной 200 мк. Методы: десорбция продуктов коррозии с поверхности и объема образца в присутствии паров воды при различных исследуемых температурах, масс-спектрометрическая регистрация состава газов в рабочей камере, микроструктурные исследования, Рамановская спектроскопия, энерго-дисперсная рентгеновская спектроскопия. Результаты. Установлено, что реакция SiC-покрытия с водяным паром при давлении 100 Па и выше происходит с образованием защитного слоя аморфного диоксида кремния SiO2 (пассивное окисление SiC). Коррозия SiC в парах воды при температурах 1100–1400 С происходит на порядок интенсивнее, чем при 750–900 °С. Разработана модель для аналитического описания результатов экспериментов и рассчитаны значения скорости реакции водяного пара с покрытием SiC при температурах 1400, 1300, 1200, 1100 и 1000 С. Анализ изменения микроструктуры образцов после коррозионного эксперимента свидетельствует об образовании на поверхности карбида кремния защитного слоя SiO2, характерного для механизма пассивного окисления SiC.. Результаты исследования позволяют заключить, что реакторный графит с SiC-покрытием обладает лучшими антикоррозионными свойствами по сравнению с чистым графитом, а SiC может быть применен для химической защиты графитовых и углеродных слоев топлива высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.

show abstract

Section: экспериментальная установкаunclassified

unclassified

ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ КОРРОЗИИ SiC-ПОКРЫТИЯ НА ГРАФИТЕ

Askerbekov¹,

Чихрай²,

Понкратов³

et al. 2019

IZVESTIYA

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…The lithium divertor module of KTM tokamak [14] consists of invessel lithium unit and external system for it thermal stabilization. One of 24 graphite sectors of KTM divertor (Fig.…”

Section: The Lithium Divertor Module Of Ktm Tokamakmentioning

confidence: 99%

“…Development, creation and experimental research of models of lithium divertor for KTM will allow to solve existing problems and to fulfill the basic approaches to designing of lithium divertor and in-vessel elements of new fusion reactor generation (type of the DEMO), to investigate of lithium influence plasma physics aspects, to develop technology of work with lithium in tokamak conditions [14]. It work is realised in framework of ISTC project # K-1561.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Module of lithium divertor for KTM tokamak

Lyublinski¹,

Vertkov²,

Evtikhin³

et al. 2012

Fusion Engineering and Design

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

“…К этим мате-риалам относятся ферритно-мартенситные стали, ванадиевые сплавы и композиты типа SiC f /SiC [1,2].…”

Section: Introductionunclassified

EFFECT OF Ar+, C+, N+ IONS IRRADIATION ON THE SURFACE PROPERTIES OF V—Ga ALLOYS

Danelyan¹,

Korshunov²,

Mansurova³

et al. 2009

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Исследованы сплавы ванадия V-5Ga-6Cr и V-5Ga-0,05Cе, облучённые ионами Ar + , C + и N + с энергией 20 кэВ. Эф-фект облучения ионами Ar + и N + состоит в упрочнении поверхностных слоёв образцов, толщина которых превышает зна-чение проективного пробега этих ионов (16,4 и 32,8 нм соответственно) в ванадии более, чем на два порядка величины. Экспериментально определённая глубина проникновения ионов аргона не превышает 70 нм. Облуч ённая ионами Ar + сто-рона образца имеет преимущественную ориентацию кристаллитов по плоскостям (200) и (211), тогда как необлучённый образец -по плоскости (110). Параметр решётки облучённого образца не изменяется по сравнению с параметром исход-ного образца. Обсуждаются возможные механизмы формирования глубоких модифицированных слоёв в процессе ионной бомбардировки. ВВЕДЕНИЕВ настоящее время установлено, что материалы с низкой наведенной радиационной активностью являются наиболее перспективными материалами для будущих термоядерных реакторов. К этим мате-риалам относятся ферритно-мартенситные стали, ванадиевые сплавы и композиты типа SiC f /SiC [1,2].Однако для ряда концептуальных проектов этих реакторов, базирующихся на комплексном ис-пользовании Li в качестве теплоносителя и для воспроизводства трития (например, для реактора DEMO), основным конструкционным материалом считаются ванадиевые сплавы. И хотя среди них сплав V-4Ti-5Cr представляет наибольший интерес, рассматриваются также другие композиции ванадиевых сплавов, в частности, сплавы системы V-Ga [3,4].Наряду с разработкой и исследованиями новых материалов для термоядерной энергетики актуаль-ной является также проблема их обработки ионными пучками и плазмой с целью модификации поверх-ностных и объёмных свойств. Так, проницаемость трития через образцы Ti толщиной ~1 мм, облучён-ные ионами азота, уменьшилась в 7 раз по сравнению с проницаемостью необлучённых образцов [5], а имплантация ионов N + , C + и В + в титановый сплав ВТ-18У позволила увеличить предел усталости на 33% и циклической долговечности в ~20 раз [6]. В связи с этим в данной работе проведены исследования влияния облучения ионами Ar + , N + и C + на свойства сплавов ванадия системы V-Ga. МЕТОДИКА ЭКСПЕРИМЕНТАДля выплавки сплавов использовали алютермический ванадий марки ВНМ-1, электролитический Cr, йодидный Ti, высокочистые Ga, иттрий (Y) и цирконий (Zr). Сплавы выплавлялись в дуговой печи с нерасходуемым электродом в атмосфере химически чистого аргона. Состав и механические свойства исходных образцов приведены в табл. 1.

show abstract

Material science activities for fusion reactors in Kazakhstan

Cited by 15 publications

References 7 publications

ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ КОРРОЗИИ SiC-ПОКРЫТИЯ НА ГРАФИТЕ

ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ КОРРОЗИИ SiC-ПОКРЫТИЯ НА ГРАФИТЕ

Module of lithium divertor for KTM tokamak

EFFECT OF Ar+, C+, N+ IONS IRRADIATION ON THE SURFACE PROPERTIES OF V—Ga ALLOYS

Contact Info

Product

Resources

About