Status of design and experimental activity on module of lithium divertor for KTM tokamak

Lyublinski, I.E.; Vertkov, А.V.; Zharkov, M. Yu.; Семенов, В. В.; Мирнов, С. В.; Lazarev, V.B.; Tazhibayeva, I.; Shapovalov, G.V.; Kulsartov, T.; D’yachenko, Alexandr V.; Mazzitelli, G.; Agostini, P.

doi:10.1016/j.fusengdes.2013.05.103

Cited by 24 publications

(12 citation statements)

References 4 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…A similar phenomenon was observed when studying the compatibility of V-Ti alloys (with up to 20% Ti) with sodium [3][4][5][6][7][8][9]. These data agree with the results of measuring the microhardness profile in the specimens tested under the same conditions (Fig.…”

Section: Resultssupporting

confidence: 87%

“…6 No. 2 2015 be due to the fact that, unlike sodium, potassium is an active sink for the oxygen impurity with regard to met als from VA groups, tantalum, and niobium [3][4][5][6][7][8][9][10], the chemical analog of which (from the viewpoint of reactions with oxygen) is vanadium. Thus, it can be assumed that the Na-K eutectic will be less corrosive for the vanadium based alloy not only in terms of the solubility of this material but also from the viewpoint of the redistribution of the oxygen impurity from the liquid metal to solid metal.…”

Section: Resultsmentioning

confidence: 99%

“…Owing to a low solidification temperature of the sodium-potassium eutectic (22% Na-78% K; here inafter, wt %), it has previously been used and is still considered as a promising coolant for spacecraft nuclear power plants (SNPPs) [1,2]; because of its proven manufacturability, it can also be used in ther monuclear process plants [3,4]. Vanadium based alloys, in particular, the well known V-4Ti-4Cr alloy (VTKh 8), are attractive for use in both SNPPs and thermonuclear process plants because of their consid erable high temperature strength, a low induced radioactivity (a high resistance to activation), a fairly low specific density, and a potentially high resistance to the effect of liquid metal coolants [3].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

See 2 more Smart Citations

Corrosion resistance of V-4Ti-4Cr alloy in convection flow of eutectic Na-K alloy

Семенов¹,

Lyublinski

Красин

et al. 2015

Inorg. Mater. Appl. Res.

View full text Add to dashboard Cite

The corrosion resistance of V-Ti-Cr alloys in contact with a eutectic Na-K melt have been eval uated from experiments on the compatibility of V-4Ti-4Cr alloy specimens with a convection flow of the Na-K eutectic. In the test system made of the same vanadium based alloy, the maximum temperature was 650°C, the temperature drop was 150°C, and the duration of the tests was 500 h. The experiments have shown that, under the conditions of the tests carried out in the Na-K eutectic with an initial concentration of oxy gen of 0.04 wt %, the V-4Ti-4Cr alloy undergoes intense mass transfer. The solid metal absorbs the oxygen impurity from the liquid melt. The observed effects agree with the previously drawn conclusions on the effect of the oxygen impurity on the solubility of vanadium in the Na-K eutectic. Provided that the intensity of the source of the oxygen impurity in the corrosion system is limited, one might expect acceptable corrosion com patibility of the V-4Ti-4Cr alloy with the Na-K eutectic.

show abstract

Section: Resultssupporting

confidence: 87%

Section: Resultsmentioning

confidence: 99%

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

Corrosion resistance of V-4Ti-4Cr alloy in convection flow of eutectic Na-K alloy

Семенов¹,

Lyublinski

Красин

et al. 2015

Inorg. Mater. Appl. Res.

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…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

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

“…36, вып. 4 по созданию и испытанию макета литиевого дивертора (МЛД) на установке Казахстанский материало-ведческий токамак (КТМ) [6][7][8].…”

unclassified

The Investigation of Hydrogen Isotopes Interaction Parameters With Liquid Lithium and Lithium Capillary-Porous System Under Reactor Irradiation

Tazhibayeva¹,

Kulsartov²,

Gordienko³

et al. 2013

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

В работе рассмотрено влияние реакторного облучения на процессы взаимодействия водорода с жидким литием и литиевой капилляр-но-пористой системой (КПС). Эксперименты проводились методом газовой абсорбции с использованием специально сконструиро-ванного ампульного устройства. Приводятся результаты исследования взаимодействия водорода с жидким литием и литиевой КПС в условиях реакторного облучения, а именно температурные зависимости константы скорости взаимодействия водорода с жидким ли-тием при различных мощностях реактора, энергии активации процессов и предэкспоненты в аррениусовской зависимости. Зафикси-рован эффект увеличения поглощения водорода исследуемыми образцами под действием реакторного облучения. Эффект может быть объяснён увеличением подвижности водорода в жидком литии за счёт локальных перегревов по объёму лития, а также взаимодейст-вием ионов гелия и трития (образующихся в результате ядерной реакции 6 Li c нейтроном) с поверхностной гидридной плёнкой.Ключевые слова: термоядерный синтез, литий, литиевая КПС, абсорбционный метод, константа скорости растворения. In this paper, the influence of reactor irradiation on the processes of hydrogen interaction with liquid lithium and lithium capillary-porous system (CPS) is considered. The experiments were carried out by gas absorption method using a specially designed ampoule device. The results of studies of the hydrogen interaction with liquid lithium and lithium CPS under reactor irradiation conditions is described, namely: the temperature dependence of the hydrogen interaction rate constant with liquid lithium at different reactor power, the activation energy and pre-exponential factor in Arrhenius dependence. The effect of increasing of hydrogen absorption by the specimens under the influence of reactor irradiation is fixed. The effect can be explained by the acceleration of hydrogen diffusion in liquid lithium by the hot spots in the lithium volume, and the interaction between the ions of helium and tritium (produced in the nuclear reaction of 6 Li with neutron) with a surface hydride film. THE INVESTIGATION OF HYDROGEN ISOTOPES INTERACTION PARAMETERS WITH LIQUID LITHIUM AND LITHIUM CAPILLARY-POROUS SYSTEM UNDER REACTOR IRRADIATIONKey words: nuclear fusion, lithium, lithium CPS, absorption method, dissolution rate constant. ВВЕДЕНИЕПри создании установок управляемого термоядерного синтеза (УТС) проблема подбора конструк-ционных и функциональных материалов является определяющей. Одним из напряжённых узлов в тер-моядерных реакторах является дивертор, без которого пока не просматривается конструкция ни реакто-ра следующего поколения ДЕМО, ни будущих промышленных реакторов. Энергетические нагрузки на пластины дивертора на порядок и более (в случае срывов плазменного шнура) могут превышать нагруз-ки на первую стенку разрядной камеры [1].Проблемы деградации обращённых к плазме материалов и разрушения изделий на их основе, нако-пление трития и загрязнение плазмы могут быть преодолены путём использования жидких металлов с низким зарядовым числом. Наилучшим кандид...

show abstract

Status of design and experimental activity on module of lithium divertor for KTM tokamak

Cited by 24 publications

References 4 publications

Corrosion resistance of V-4Ti-4Cr alloy in convection flow of eutectic Na-K alloy

Corrosion resistance of V-4Ti-4Cr alloy in convection flow of eutectic Na-K alloy

ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ КОРРОЗИИ SiC-ПОКРЫТИЯ НА ГРАФИТЕ

The Investigation of Hydrogen Isotopes Interaction Parameters With Liquid Lithium and Lithium Capillary-Porous System Under Reactor Irradiation

Contact Info

Product

Resources

About