Prototype tokamak fusion reactor based on SiC/SiC composite material focusing on easy maintenance

Nishio, S.; Ueda, Shuzo; Kurihara, Ryoichi; Kuroda, T.; Miura, H.; Sako, K.; Takase, Haruhiko; Seki, Yasushi; Adachi, Jun‐ichi; Yamazaki, Shunpei; Hashimoto, T.; Mori, Seiji; Shinya, K.; Murakami, Yoshiki; Senda, I.; Okano, Kunihiko; Asaoka, Yoshiyuki; Yoshida, Tomoaki

doi:10.1016/s0920-3796(00)00167-8

Cited by 19 publications

(10 citation statements)

References 4 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…In particular, two self-cooled lithium Á/lead (SCLL) blanket designs, ARIES-AT [1] and TAURO [2], and one helium-cooled be/ceramic (HCBC) design, DREAM [3], will be considered.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Progress in blanket designs using SiCf/SiC composites

Giancarli

Golfier

Nishio

et al. 2002

Fusion Engineering and Design

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

“…In particular, two self-cooled lithium Á/lead (SCLL) blanket designs, ARIES-AT [1] and TAURO [2], and one helium-cooled be/ceramic (HCBC) design, DREAM [3], will be considered.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Progress in blanket designs using SiCf/SiC composites

Giancarli

Golfier

Nishio

et al. 2002

Fusion Engineering and Design

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

“…Электрич. мощ-ность (нетто), МВт Конструкционный материал Бридер Теплоноситель США ARIES-RS [7] 2167 1000 V-4Cr-4Ti Li Li ARIES-IV [8] 1000 [12] 5000 2550 SiC, композит He (10 MPa) CREST [13] 2970 1163 Ферритная сталь Li 2 ZrO 3 Вода DREAM [14] 1500 SiC/SiC He Данные, собранные в табл. 1, показывают, что только три проекта, разрабатываемые в США, Европе и России (ARIAS-RS, Модель-1, ДЕМО-С), из 15 представленных предполагают использовать в качестве конструкционных материалов бланкета ванадиевые сплавы.…”

Section: материальные ресурсы необходимые для широкомасштабной термоunclassified

Socio-Economic Aspects of the Use of Structural Materals Critical for Development of Fusion Power Engineering. Vanadium Alloys

Subbotin¹,

Kurbatov²,

Golubchikov³

2009

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Перспективы создания крупномасштабной термоядерной энергетики в значительной мере зависят от выбора конструкционных материалов. Показано, что одним из наиболее привлекательных конструкционных материалов для термоядерных реакторов явля-ется сплав V-Cr-Ti, основным компонентом которого является ванадий. Ванадиевые сплавы системы ванадий-хром-титан, содержащие 4-6% хрома и 4-10% титана, обладают рядом привлекательных характеристик. По сравнению с мартенситными и ферритно-мартенситными нержавеющими сталями обладают лучшей термостойкостью и большей механической прочностью, хорошей стойкостью в жидком литии при температуре 600-700 ºС. Интерес к ванадиевым сплавам обусловлен их относительно лучшими активационными характеристиками: низким уровнем наведенной активности, остаточного энерговыделения, существен-но меньшей мощностью контактной дозы, высокой технологичностью при промышленной обработке. Сделаны оценки возможно-го сценария внедрения термоядерной энергетики в мировой энергетический рынок и выполнено сравнение различных вариантов термоядерных реакторов типа ДЕМО, являющихся прототипами термоядерных энергетических реакторов. Исходя из оценки воз-можных объемов производства термоядерной энергии, получены оценки потребности и возможности производства ванадиевых сплавов в необходимых количествах.Ключевые слова: термоядерная энергетика, ванадиевые сплавы, мартенситные стали, реакторы ДЕМО. SOCIO-ECONOMIC ASPECTS OF THE USE OF STRUCTURAL MATERALS CRITICAL FOR DEVELOPMENT OF FUSION POWER ENGINEERING. VANADIUM ALLOYS. M.L. SUBBOTIN, D.K. KURBATOV, L.G. GOLUBCHIKOV.The prospects of the large scale fusion power engineering, to a great extent, depend on the choice of structural materials for critical zones of fusion reactor such as vacuum vessel, first wall, blanket and magnets. One of the most appropriate structural materials for manufacturing of fusion power reactors is V-Cr-Ti alloy, where vanadium is the basic component. V-Cr-Ti alloys containing 4-6% Cr and 4-10% Ti have some attractive characteristics. They have better thermal stability and higher mechanical strength than martensitic and ferriticmartencitic stainless steels. Futhermore they are compatible with liquid lithium at 600-700 ºС. The interest to V-Cr-Ti alloys is conditioned also by their low level of induced radioactivity, low level of residual heat, very low contact radiological dose rates and high manufacturability at processing. Evaluations of a probable scenario for introduction of fusion energy into the world energy market were performed, and different types of DEMO fusion reactors, which are the prototypes of the future power reactors, were compared. Based on estimates of possible fusion power engineering capacity, required vanadium resources were assessed and possibility to produce necessary amount of vanadium alloys was evaluated.Key words: fusion energy, vanadium alloys, martencitic steels, reactors type of DEMO. ВВЕДЕНИЕПерспективы создания крупномасштабной термоядерной энергетики в значительной мере зависят от выбора конструкционных материалов. П...

show abstract

“…Удельная активность 14 C, образующегося в Ве, V-сплавах и стали, определяется, главным образом, содержанием азота (N). В воде, бетоне и керамиче-ских материалах для воспроизводства трития она определяется изотопом 17 O. В углеродно-волокнистом и SiC-композитах заметный вклад даёт изотоп 13 C. На рис. 7 показаны поперечные сечения ос-новных нейтронных реакций, приводящих к обра-зованию Энергия нейтрона, эВ Рис.…”

unclassified

“…В проектах ТЭУ второго поколения (серии ARIES [9,16], PPCS-D [8] и DREAM [17]) в бланкетах применяются материалы, требующие большего времени на их разработку и испытания, но позволяющие улучшить характеристики ТЭУ по безопасности, экологии и экономике, в частности, композиты SiC f /SiC и эвтектика Li-Pb.…”

unclassified

“…При анализе накопления 14 C в таких бланкетах мы рассмотрели бланкеты, в которых эвтектика Li 17 Pb 83 занимает 85% объёма, а композит SiC f /SiC -15%. Предположения о количестве примесей N, O и C в эвтектике в этом анализе отличались от соответствующих предположений в проекте ARIES.…”

unclassified

See 1 more Smart Citation

Some Technological Problems of Fusion Materials Management

Kolbasov¹,

El-Guebaly²,

Khripunov³

et al. 2013

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

В рамках программы Международного энергетического агентства по экологии, безопасности и экономике термоядерных энергетических установок (ТЭУ) проведено международное исследование обращения с радиоактивными материалами термо-ядерных реакторов с целью определения требований к этим материалам на завершающей стадии обращения с ними. Стратегия обращения с материалами, активированными в ТЭУ, предусматривает три возможных пути: вывод очень низкоактивных мате-риалов из-под контроля надзорных органов (КНО) с передачей их на рынок товаров промышленного назначения (клиренс), возвращение материалов в производственный цикл в рамках ядерной промышленности (рециклинг) и захоронение в геологиче-ских или приповерхностных могильниках в зависимости от уровня радиоактивности. В настоящее время усиливаются между-народные попытки избежать захоронения радиоактивных материалов, в частности, отработавших свой срок службы в ТЭУ, в геологических формациях. Компоненты, обращённые к плазме (дивертор и бланкет), обычно сильно радиоактивны и не могут быть выведены из-под КНО. Так как вывод из-под КНО крупногабаритных компонентов (таких, как биологическая защита, корпус криостата, вакуумный корпус, некоторые элементы магнита) весьма желателен, мы определили источники радиоизото-пов, препятствующих этому выводу, и исследовали влияние уменьшения примесей. В другом исследовании было оценено на-копление радиоактивности при повторном использовании дивертора, изготовленного из сплава W-La 2 O 3. Влияние примесей на обращение с активированными материалами иллюстрируется на примерах образования 14 С и активации примесей в бетоне био-логической защиты. Мы думаем, что анализ сценариев обращения с активированными материалами, представленный в данной статье на примере замены бланкета и дивертора, также представляет интерес.Ключевые слова: термоядерная энергетическая установка, возврат радиоактивных материалов в производство, вывод малора-диоактивных материалов из-под контроля надзорных органов, захоронение радиоактивных материалов, углерод-14. Within the framework of the International Energy Agency Program on Environmental, Safety and Economic Aspects of Fusion Power, an international collaborative study on management of fusion radioactive materials has been carried out to examine the back-end of the materials cycle. The strategy for handling fusion activated materials calls for three potential schemes: clearance, recycling and disposal. There is a growing international effort to avoid geologic disposal, for fusion in particular. Plasma facing components (divertor and blanket) usually contain high radioactivity and are not clearable. As clearance of sizeable components (such as biological shield, cryostat vessel, vacuum vessel, and some constituents of magnets) is highly desirable, we identified the source of radioisotopes that hinder the clearance of these components and investigated the impact of impurity control. Another study assessed radioactivity build up under repeated use of the divertor made of W-La 2 O 3 alloy. Effect of impurities on activated ...

show abstract

Prototype tokamak fusion reactor based on SiC/SiC composite material focusing on easy maintenance

Cited by 19 publications

References 4 publications

Progress in blanket designs using SiCf/SiC composites

Progress in blanket designs using SiCf/SiC composites

Socio-Economic Aspects of the Use of Structural Materals Critical for Development of Fusion Power Engineering. Vanadium Alloys

Some Technological Problems of Fusion Materials Management

Contact Info

Product

Resources

About