Исследование работоспособности панели первой стенки реактора ИТЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Свириденко Максим Николаевич

• Свириденко Максим Николаевич
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Свириденко Максим Николаевич

Введение

Глава 1 Обзор современного состояния вопроса

1.1 Конструктивные особенности реактора ИТЭР

1.2. Конструкция панели первой стенки

1.3 Динамические нагрузки, действующие на панель первой стенки

1.4 Выводы к главе

Глава 2 Методика исследования

2.1 Основные нагрузки при работе ИТЭР

2.2 Моделирование процесса теплообмена

2.3 Моделирование напряженно-деформированного состояния

2.4 Моделирование контактного взаимодействия

2.5 Расчетные модели и граничные условия

2.6 Описание конструкционных материалов

2.7 Критерии оценки прочности для внутрикамерных компонентов ИТЭР

2.8 Выводы к главе

Глава 3 Результаты расчетного и экспериментального моделирования взаимодействия элементов системы крепления ППС

3.1 Описание конструкции элементов системы крепления ППС

3.2 Экспериментальное исследование

3.3 Результаты численного моделирования статического контактного взаимодействия

3.4 Результаты численного моделирования ударного контактного взаимодействия

3.5 Выводы к главе

Глава 4 Результаты расчетного моделирования панели первой стенки в режиме Inductive I

4.1 Расчет нестационарных полей температур

4.2 Расчет напряженно-деформированного состояния

4.3 Расчет напряженно-деформированного состояния методом субмоделирования

4.4 Выводы к главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список сокращений

Список использованной литературы

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование работоспособности панели первой стенки реактора ИТЭР»

Актуальность темы исследования

В настоящее время, во Франции, ведется строительство международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР. В сооружении, изготовлении и поставках основного оборудования для данного реактора участвуют Европейский союз, Российская Федерация, Китай, Республика Корея, Индия, Япония и США [1].

Основное и принципиальное отличие термоядерного реактора от ядерных реакторов на базе реакции деления (PWR, BWR, РБМК, ВВЭР и др.) заключается в получении энергии за счет реакции синтеза легких ядер, а не деления тяжелых, что приводит к отсутствию долгоживущих радиоактивных отходов и позволяет получить увеличение мощности термоядерной реакции [2, 3].

В качестве основного варианта удержания плазмы в ИТЭР выбрано магнитное удержание. Одними из наиболее важных компонентов, размещенных в вакуумном корпусе ИТЭР, являются модули бланкета (МБ), включающие первую стенку (ПС) и защитный блок (ЗБ), установленные на внутренней стенке вакуумной камеры и образующие 18 рядов в полоидальном направлении (Рисунок 1) [4].

Рисунок 1 - Модули бланкета ИТЭР

По результатам пересмотра проекта ИТЭР в 2007 году [5] принято решение использовать полоидальные пояса панелей первых стенок для ограничения плазмы вместо портовых лимитеров, что потребовало разработки новой конструкции ПС, обеспечивающей работоспособность при плотности теплового потока из плазмы до 4,7 МВт/м2 и возможность дистанционного обслуживания и замены с использованием робототехнического оборудования без замены всего МБ. Общий вид панели ПС до изменения [6] и после изменения [4] представлен на Рисунке 2.

В силу конструктивных особенностей вакуумной камеры конструкция панели ПС имеет основное исполнение (тип А) и несколько дополнительных вариантов конструкции (тип NE, тип NC и т.д.), отличающихся наличием дополнительных технологических проходок и пазов [7].

а

б

а - до изменим; б - после изменения Рисунок 2 - Общий вид ПС

Применение новой конструкции ПС приводит к необходимости разработки унифицированной системы крепления (СК) с учетом требований системы

дистанционного обслуживания, что является актуальной инженерной и научной задачей в условиях отсутствия работающих установок класса ИТЭР, при этом необходимо учитывать тот факт, что кроме комбинации циклических тепловых и электромагнитных нагрузок конструкционные материалы как панели первой стенки, так и защитного модуля подвергаются действию интенсивного нейтронного облучения, а также воздействию водородной среды, поэтому предсказать поведение первой стенки на текущий момент невозможно без испытаний ее материалов и конструктивных элементов.

Основные параметры нагружения и критерии, определяющие работоспособность компонентов ПС и рассмотренные в данной работе, обобщены в Таблице 1.

Разработанная с участием автора конструкция системы крепления ПС включает контактные электроизоляционные накладки (КЭИН) с покрытиями различного функционального назначения, в том числе электроизоляционное покрытие (ЭИП) и уменьшающее трение покрытие (УТП), и сборку стакана с центральным болтом, и требует проведения расчетно-экспериментального исследования работоспособности элементов системы крепления, являющегося важным этапом разработки конструкции поставочных изделий, находящихся в зоне ответственности российских предприятий. Учитывая тот факт, что существующие теоретическая и экспериментальная базы данных не позволяют в полном объеме обосновать работоспособность компонентов ИТЭР, то задача расчетно-экспериментального исследования работоспособности панели ПС в условиях нагружения ИТЭР относится к числу актуальных практических и научных задач.

Вопросы по замене защитного покрытия обращенных к плазме элементов панели первой стенки, поднятые в 2023 организацией ИТЭР, в данной работе не рассматриваются, т.к. данное изменение не оказывает существенного влияние на конструкцию системы крепления панели первой стенки к защитному блоку, рассматриваемую в данной работе.

Таблица 1 - Основные параметры нагружения и критерии, определяющие работоспособность компонентов ПС

Параметр Значение

Основные параметры нагружения

Мощность нейтронного потока на ПС, МВт/м2 0,78

Плотность теплового потока на ПС, МВт/м2 0,35 - 4,7

Повреждающая доза в элементах ПС, сна, не более 10

Температура теплоносителя на входе/ выходе ПС, °С 70 / 100

Расчетное давление теплоносителя, МПа 5

Осевое усилие в системе крепления ПС, кН 200 - 700

Нагрузка на КЭИН для событий II кат./ III кат., кН 600 / 900

Критерии оценки работоспособности

Максимальная температура компонентов из стали марки 316L(N)-IG, °С, не более 450

Максимальная температура компонентов из никель-алюминиевой бронзы, °С, не более 400

Максимальная температура компонентов из стали марки 1.4980 (Grade 660), °С, не более 700

Максимальная температура компонентов из сплава Inconel 718, °С, не более 427

Количество циклов нагружения элементов ПС и сборки стакана, не менее 15000*

Коэффициент запаса по статической прочности 1,5

Количество циклов нагружения при циклических испытаниях КЭИН 8000**

Количество циклов нагружения при ударных испытаниях КЭИН 500**

*-отсутствие разрушения элементов сборки стакана **-отсутствие разрушение ЭИП и электрического контакта через ЭИП

Цели и задачи работы

Целью настоящей работы является расчетно-экспериментальное исследование работоспособности новой конструкции панели первой стенки с элементами системы крепления, включающее определение предельных усилий, подтверждение стойкости электроизоляционного покрытия при циклическом нагружении, характерном для ИТЭР, и расчетное моделирование несущей конструкции первой стенки, включая систему крепления, с целью увеличения усталостного ресурса.

Научная новизна

Впервые получены экспериментальные данные по испытаниям компонентов системы крепления панели первой стенки с электроизоляционным и уменьшающим трение покрытиями под действием циклических статических и ударных нагрузок с максимальным усилием до 1,1 МН. Определены шероховатость контактных поверхностей и диаметры пятен контакта, осевые деформации компонентов и предельные усилия. На основании полученных данных сделаны следующие выводы:

1 Предложена методология экспериментального исследования элементов системы крепления панели первой стенки с покрытиями различного функционального назначения в условиях работы ИТЭР, позволившая как подтвердить работоспособность рассмотренных компонентов системы крепления, так и получить новые данные о предельных нагрузках и усталостном ресурсе.

2 Впервые обнаружены эффекты выглаживания контактной сферической поверхности накладки с уменьшением ее шероховатости при циклическом ударном нагружении силой (400-1100) кН в течение 500 циклов, что позволяет рассмотреть возможность отказа от уменьшающего трение покрытия и упростить процесс изготовления элементов крепления.

3 Осевая деформация накладки системы крепления панели первой стенки в диапазоне изменения осевого усилия (400-1100) кН увеличивается при возрастании силы по линейному закону, при этом предел текучести материала существенно влияет на величину осевой деформации.

4 Определены предельные характеристики элементов панели первой стенки, включая систему крепления, позволяющие обеспечить требуемое усилие в резьбовом соединении с одновременным ограничением прогиба несущей конструкции панели первой стенки. Предложены пути модернизации конструкции панели первой стенки с целью увеличения усталостного ресурса конструкции в рассмотренных условиях работы (Таблица 1).

Практическая ценность

Полученные опытные данные по деформациям, предельным усилиям и усталостному ресурсу элементов панели первой стенки будут использованы в конструкциях элементов модулей бланкета ИТЭР, особенно в части системы механического крепления, и при разработке как систем крепления, так и самих внутрикамерных компонентов для будущих термоядерных реакторов.

По результатам исследования предложено отказаться от шлифовки электроизоляционного покрытия на боковой поверхности сложной формы накладки и рассмотреть возможность отказа от нанесения уменьшающего трение покрытия на контактную сферическую поверхность, что позволит существенно упростить и удешевить процесс изготовления накладки системы крепления первой стенки.

На защиту выносятся:

1 результаты экспериментального исследования, подтверждающие работоспособность контактных накладок с электроизоляционным и уменьшающим трение покрытиями в условиях циклического статического (сила (500-1700) кН, число циклов 8000-15500) и ударного нагружений (сила (400-1100) кН, число циклов 500);

2 результаты вариантного численного исследования конструкции контактных накладок с электроизоляционным и уменьшающим трение покрытиями в условиях циклического ударного нагружения (сила (400-1100) кН, число циклов 500);

3 результаты экспериментального исследования сборки стакана системы крепления панели первой стенки в условиях циклического статического нагружения (сила (850-1200) кН, число циклов 15000);

4 результаты численного моделирования поведения панели первой стенки при действии нагрузок, характерных для индуктивного режима работы ИТЭР.

Степень достоверности полученных результатов

Достоверность полученных результатов обеспечена проведением экспериментов с применением поверенных средств измерений, обеспечивающих необходимую точность для оценки работоспособности элементов панели первой стенки; применением методов математической статистики для обработки результатов экспериментов и сопоставлением их с литературными данными; экспериментальными данными, подтверждающими правильность выдвинутых гипотез.

Личный вклад автора работы заключается в разработке конструкции панели первой стенки с элементами системы крепления, расчете нестационарных полей температур и напряженно-деформированного состояния элементов модуля бланкета, непосредственном участии в подготовке и выполнении экспериментов, обработке и анализе полученных экспериментальных данных, формулировании основных выводов и рекомендаций по результатам работы.

Апробация

Результаты исследований докладывались и обсуждались на IV и V Международных научно-технических конференциях «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», г. Москва, 2016 г., 2018 г.; 30-м симпозиуме по термоядерным технологиям (SOFT-30), г. Джардини Наксос, Сицилия, Италия, 2018 г.; конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», г. Москва, 2017 г., 2019 г.

Публикации

По результатам работы опубликованы 8 статей, в том числе 4 статьи [95, 98, 99, 106] в рецензируемых научных изданиях, входящих в перечень ВАК (Вопросы атомной науки и техники. Серия Термоядерный синтез), и 4 статьи

[79, 105, 111, 112] в журналах, включенных в международную базу данных Scopus (Fusion Engineering and Design, Атомная энергия). Структура и объем диссертации

Диссертация объемом 184 страницы состоит из введения, четырех глав, заключения и библиографии, включает 130 рисунков, 17 таблиц и список литературы из 118 наименований.

Глава 1 Обзор современного состояния вопроса 1.1 Конструктивные особенности реактора ИТЭР

Реактор ИТЭР представляет собой уникальный комплекс на основе токамака с однонулевым полоидальным дивертором. Катушкам тороидального поля предана D-образная геометрическая форма, при этом поперечное сечение плазменного шнура вытянуто по вертикали. Габаритные размеры токамака составляют 29 метров в диаметре и 30 метров в высоту. Большой радиус составляет 6,2 метра, малый радиус равен 2 метра. Термоядерная мощность реактора ИТЭР, согласно проекту, принята равной 500 МВт, а коэффициент умножения мощности (отношение термоядерной мощности к мощности нагрева) предполагается больше 10 [3].

На стадии дейтерий-тритиевого эксперимента предполагаются несколько режимов работы: Индукционный (термоядерная мощность 500 МВт, коэффициент умножения мощности 10, разрядный ток 15 МА, длительность рабочего импульса 300-500 с), и Безындукционный режим (коэффициент умножения мощности 5, длительность рабочего импульса 3000 с) [8].

В состав реактора входят электромагнитный и вакуумно-тритиевый комплексы, системы дополнительного нагрева плазмы, опорно-силовые механические структуры и другие обеспечивающие системы.

Электромагнитная система состоит из катушек тороидального и полоидального магнитных полей, центрального соленоида и 18-ти корректирующих катушек. Электромагнитная система механически соединена с вакуумным корпусом в жесткую структуру, при этом обмотки охлаждаются жидким гелием при давлении 0,6 МПа. Во всех обмотках применены однотипные сверхпроводящие кабели в трубчатой оболочке. В катушках с максимальной индукцией 6 Тл используется сплав ниобий-титан, одновременно в катушках с большей индукцией - интерметаллид ниобий-олово. Материал и форма трубчатой оболочки выбирается в зависимости от назначения проводника: квадратное

сечение для центрального соленоида и круглое сечение для тороидальных и корректирующих катушек [1].

Вакуумная камера конструктивно является тороидом D-образного поперечного сечения, состоящим из двух коаксиальных оболочек, соединенных ребрами жесткости. Камера собирается из 18-ти секторов, выполненных из нержавеющей стали марки 316L(N)-IG [9, 10]. Для размещения систем нагрева и диагностики в вакуумной камере предусмотрены 18 портов, три порта будут использованы для испытания экспериментальных модулей бланкета [11], основной функцией которых является демонстрация возможности наработки и выделения трития. Охлаждение вакуумной камеры осуществляется водой под давлением 4 МПа [12]. Сборка вакуумной камеры будет проходить на площадке ИТЭР одновременно с установкой магнитной системы, тепловой защиты и сборкой корпуса криостата, для чего сконструирована специальная оснастка [13].

Внутри вакуумной камеры расположены система бланкета и однонулевой дивертор, которые являются основными компонентами, обращенными к плазме. Эти системы предопределяют контур плазменного образования и выполняют функцию защиты систем реактора от корпускулярных и лучистых потоков, идущих из плазмы. В силу близости к плазме потоки частиц и тепла, воспринимаемые дивертором, экстремальны и достигают наибольших значений в зоне лимитерных поясов и диверторных мишеней [14].

Дивертор, расположенный нижней части вакуумной камеры, является также теплонапряженным внутрикамерным компонентом. В состав дивертора входят внешняя и внутренняя вертикальные мишени, центральная сборка дивертора или купол. На компоненты дивертора, обращенные к плазме, действуют постоянные тепловые потоки с плотностью не более 10 МВт/м2, при этом в процессе нештатной ситуации значение плотности теплового потока может вырасти до 20 МВт/м2 в течении нескольких секунд. По аналогии с первой стенкой компоненты дивертора, обращенные к плазме, представляют собой триметаллическую структуру, однако в качестве покрытия используется вольфрам, более устойчивый к интенсивному тепловому воздействию, чем бериллий [8, 12, 14,15].

Система бланкета состоит из 440 модулей, закрывающих порядка 600 м2 внутренней поверхности вакуумной камеры (ВК). Каждый модуль бланкета включает в себя два основных компонента: обращенную к плазме панель первой стенки и защитный блок (Рисунок 3). Охлаждающая вода подводиться к модулям бланкета магистральными трубопроводами, закрепленными на вакуумном корпусе, сзади или сбоку защитного блока, и предназначена для снятия 736 МВт тепловой энергии из системы бланкета. Теплоноситель направлен в первую очередь через первую стенку и затем в защитный блок [12].

1 - ЗБ; 2 - панель ПС; 3 - НКПС; 4 - КЭИН; 5 - компоненты обращенные к плазме;

6 - патрубки панели ПС; 7 - пазы под патрубки в ЗБ; 8 - пазы ЗБ

Рисунок 3 - Модуль бланкета ИТЭР

Плотность теплового потока на поверхности панели первой стенки варьируется в зависимости полоидального расположения на стенке вакуумной камеры, что требует использования двух типов панели ПС [5]:

- панели с нормальным тепловым потоком, разработаны для восприятия максимальной плотности теплового потока 2 МВт/м2. Количество панелей данного типа 218 шт.

- панели с увеличенной плотностью теплового потока, разработаны для восприятия плотности теплового потока не более 4,7 МВт/м2 и расположены на внешней, внутренней поверхностях и под потолочным сводом вакуумной камеры. Количество панелей данного типа 222 шт.

При этом необходимо отметить, что выполнено профилирование поверхности панели первой стенки. Данное решение принято после пересмотра проекта в 2007 года, когда порт-лимитеры [16, 17], выполнявшие функцию ограничения плазмы при зажигании и гашении, были заменены лимитерными поясами.

Монтаж / демонтаж панелей первых стенок выполняется со стороны плазмы с помощью оборудования для сборки и удаленного обслуживания [18], что налагает дополнительные требования к системам крепления панелей первых стенок.

1.2.1 Конструкция панели первой стенки существующих установок

Токамак Т-15 МД

Согласно [19, 20], первая стенка присутствует в виде защитного покрытия, выполненного в виде пластин из графита FP479 толщиной 20 мм с оправой из стали 12Х18Н10Т (Рисунок 4), с помощью которой пластина крепится к рёбрам вакуумной камеры. Крепление защитного покрытия механическое, позволяющее выполнить его замену при эксплуатации или ремонте. Элементы защитного покрытия образуют сплошную поверхность на внутреннем цилиндре и витках пассивной стабилизации. На наружном обводе камеры элементы защитного покрытия устанавливаются между экваториальными патрубками и на перемычке устройства пассивной стабилизации.

1.2. Конструкция панели первой стенки

Рисунок 4 - Общий вид Т-15МД

Защитное покрытие в верхней части ВК, которое обеспечивает восприятие тепловой нагрузки при работе с двухнулевой магнитной конфигурацией, состоит из 16-ти элементов первой стенки, имеющих водяное охлаждение. Элемент первой стенки представляет собой подложку из стали 12Х18Н10Т, к которой крепятся элементы защитного покрытия из графита FP479 толщиной до 25 мм. Подложка из стали 12Х18Н10Т имеет на внутренней стороне систему каналов прямоугольного сечения, через которые прокачивается охлаждающая вода. Обеспечение водой каждого из элементов первой стенки осуществляется через два патрубка в потолке ВК.

Т-15МД предполагается использовать как стенд, на котором будут отрабатываться такие подсистемы, как стационарные инжекторы быстрых атомов, и проводиться исследования по взаимодействию пучков быстрых атомов с основной плазмой, испытываться материалы и технологии, в частности, литиевые, первой стенки, дивертора и др.

Установка EAST

Согласно [21, 22], установка EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak), построенная в Китае, является усовершенствованным устройством для изучения физики плазмы с возможностью работы в двух нулевой или однонулевой конфигурацией дивертора. Для защиты внутренней поверхности вакуумной камеры предусмотрены компоненты, обращенные к плазме (аналог ПС), состоящие из графитового тайла толщиной (15-20) мм (Рисунок 5), активно охлаждаемого теплопроводящего слоя толщиной 20 мм, выполненного из бронзового сплава. Тайлы имеют болтовое крепление к теплопроводящему слою, при этом дополнительно используется система упругих (дисковых) шайб, позволяющих ограничить деформацию при термическом расширении.

Отдельно отмечается, что теплопроводность по поверхности интерфейса «тайл / бронзовая подложка» является важным параметром, с точки зрения функционирования тайлов, поэтому тонкий лист графита толщиной 0,38 мм установлен между тайлом и бронзовой подложкой с целью улучшения теплового

контакта, одновременно болтовое крепление должно обеспечивать контактное давление не менее 0,2 Мпа.

I ! I НН /

Рисунок 5 - Общий вид компонентов, обращенных к плазме, установки EAST

Установка WEST

Согласно [23, 24] установка WEST (W-tungsten Environment in Steady-state Tokamak) является модифицированной установкой Tore Supra c установленным активно охлаждаемым модульным вольфрамовым дивертором. Компоненты, обращенные к плазме, представляют собой моноблок из вольфрама с установленной внутри бронзовой трубкой, в которой размещен спиралевидный интенсификатор потока теплоносителя (Рисунок 6).

Моноблок установлен на стальной подложке, обеспечивающей механическое крепление к вакуумному корпусу. Моноблоки соединены гидравлически последовательно в пары. 19 пар запитываются параллельно из одного коллектора и создают один 30-ти градусный сектор. Всего по обводу 12 секторов.

Рисунок 6 - Общий вид компонентов, обращенных к плазме установки WEST

Установка SST-1

Согласно [25, 26], для компонентов, обращенных к плазме, индийской установки SST-1 (Steady-state Superconducting Tokamak) используется модульный подход, как и для предыдущих вариантов. Модули компонентов, обращенных к

плазме, размещены на внутренней поверхности вакуумной камеры. В состав модулей компонентов, обращенных к плазме, входят графитовые тайлы, бронзовая подложка и стальные трубки (Рисунок 7).

Рисунок 7 - Общий вид компонентов, обращенных к плазме установки SST-1

Тайлы механически через болтовое соединение закреплены на бронзовой подложке, в пазах которой размещены стальные трубы. Для соединения стальной трубки с подложкой используется пайка. Модули компонентов, обращенные к плазме, используя механическую систему крепления, фиксируются на вакуумном корпусе.

Установка Wendelstein 7-X

Данная установка является стелларатором, что представляет собой замкнутую магнитную ловушку для удержания высокотемпературной плазмы. Принципиальное отличие стелларатора от токамака заключается в том, что магнитное поле для удержания плазмы полностью создается внешними катушками, что, помимо прочего, позволяет использовать его в непрерывном режиме. Его силовые линии подвергаются т. н. вращательному преобразованию, в результате которого эти линии многократно обходят вдоль тора и образуют систему замкнутых вложенных друг в друга тороидальных магнитных поверхностей. Для создания такой конфигурации магнитного поля необходимо использовать катушки сложной формы, производство которых является технически сложным процессом.

Несмотря на отличие от ТОКАМАКА, компоненты, обращенные к плазме, выполнены аналогичным образом, что и для рассмотренных выше установок.

Согласно [27, 28] защита стенок вакуумной камеры выполнена элементами двух типов: тепловая защита и панель первой стенки (Рисунок 8).

Рисунок 8 - Общий вид компонентов, обращенных к плазме установки W7-X

Тепловая защита, установленная на внутренней стенке вакуумной камеры, включает графитовые тайлы, установленные на бронзовых пластинах, которые закреплены на стальной водоохлаждаемой основе. Каждый графитовый тайл имеет уникальные размеры. Панель первой стенки установлена в зоне меньшего теплового потока (не более 200 кВт/м2), поэтому выполнена из стали. Крепление всех элементов на стенке вакуумного корпуса - механическое.

Установка JET

На европейкой установке подход к конструкции компонентов, обращенных к плазме, аналогичен Т-15МД, а именно: на внутренней поверхности вакуумного корпуса установлены тайлы из композита на базе графита (Carbon Fibre Composite), закрепленные механически. Для крепления использована комбинация болта и дисковой пружины из сплава 718 (Рисунок 9).

Рисунок 9 - Общий вид тайла установки JET

Затяжка болта осуществляется со стороны плазмы, при этом установка болта выполняется в тайл с противоположной стороны. Для фиксации болта предусмотрена резьбовая вставка из бронзы. По результатам экспериментов отмечено существенное снижение момента откручивания относительно момента закручивания болтов [29], в следствии чего в дальнейшем использована специальная резьба Spiralock, позволяющая обеспечить законтривание резьбового соединения. Одновременно, необходимо учитывать возможное возникновение схватывания в резьбе, что требует нанесения специального покрытия на резьбу [30].

Отдельно следует обратить внимание на обслуживание панелей с помощью оборудования удаленного доступа, что требует обеспечить соответствие конструкции компонента, обращенного к плазме, возможностям системы удаленного обслуживания [31], в противном случае могут возникнуть проблемы при монтаже/демонтаже внутрикамерных компонентов, соударение или заклинивание компонентов, что приведет к невозможности дальнейшей эксплуатации и потребует длительного ремонта.

Данная установка используется также для проверки некоторых решений, заложенных в конструкцию различных компонентов ИТЭР. Например, было выполнено экспериментальное исследование компонентов, обращенных к плазме, с бериллиевыми тайлами, продемонстрировавшее возможность использования бериллия для первых стенок ИТЭР [32] и экспериментальное исследование активации конструкционных материалов [33, 34], используемых для компонентов ИТЭР, позволяющее накопить базу данных, которая может быть использована для оценок поведения материалов в условиях D-T фазы работы реактора ИТЭР, а также подтвердить выбранные материалы и определить какие радиоактивные изотопы могут образоваться.

Обобщая приведенные выше материалы, можно сделать вывод, что конструкции панели первой стенки предполагает модульную конфигурацию, позволяющую интегрировать панели в любую сложную конфигурацию. Сама по себе первая стенка является сборочной единицей, включающей защитное

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Свириденко Максим Николаевич, 2024 год

Список использованной литературы

1. Bernard Bigot. ITER construction and manufacturing progress toward first plasma. Fusion Engineering and Design, 2019, v. 146, Part A, p. 124-129.

2. Е.П. Велихов, С.В. Путвинский, Термоядерная энергетика. Статус и роль в долгосрочной перспективе, Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists.

3. А.Б. Алексеев. Основы проектирования магнитных термоядерных реакторов. Изд-во Политехн. ун-та, 2016, 613 c.

4. A.Yu. Leshukov, Yu. G. Dragunov, M.N. Sviridenko et al, Overview of JSC "NIKIET" activity on ITER Procurement Arrangements. Fusion Engineering and Design, 2016, v. 109-111, p. 61-72.

5. R. Mitteau, P. Stangeby, C. Lowry, et al. Heat loads and shape design of the ITER first wall. Fusion Engineering and Design, 2010, v. 85, p. 2049-2053.

6. A. Cardella, F. Elio, K. Ioki et al, Improvements in the design and manufacture of the ITER FEAT first wall towards cost minimization. Fusion Engineering and Design, 2001, v. 56-57, p. 211-215.

7. Драгунов Ю.Г., Лешуков А.Ю., Стребков Ю.С. и др. Разработка конструкции, изготовление и экспериментальное обоснование работоспособности компонентов системы бланкета ИТЭР. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. 2016. Т. 39. Вып. 4. С. 13-26.

8. R.A. Pitts, X. Bonnin, F. Escourbiac et al, Physics basis for the first ITER tungsten divertor. Nuclear Materials and Energy, 2019, v.20, p. 100-696.

9. K. Ioki, F. Elio, S. Maruyama et al, Selection of design solutions and fabrication methods and supporting R&D for procurement of ITER vessel and FW/blanket. Fusion Engineering and Design, 2005, v. 74, p. 185-190.

10. B.C. Kim, J.W. Sa, W. Chung et al, Recent progress of ITER vacuum vessel related design activities in Korea. Fusion Engineering and Design, 2008, v. 83, p. 1571-1577.

11. V.G. Kovalenko, A.Yu Leshukov, M.N. Sviridenko et al, Progress in design development and research activity on LLCB TBM in Russian Federation. Fusion Engineering and Design, 2016, v. 109-111, p. 521-531.

12. A.R. Raffray, B. Calcagno, P. Chappuis, et al., The ITER Blanket System design challenge. Nucl. Fusion, 2014, 54, doi:10.1088/0029-5515/54/3/033004.

13. Yu. Utin, K. Ioki, Ch. Bachmann et al, Design approach of the vacuum vessel and thermal shields towards assembly at the ITER-site. Fusion Engineering and Design, 2009, v. 84, p. 1887-1891.

14. Mario Merola, Frederic Escourbiac, René Raffray et al, Overview and status of ITER internal components. Fusion Engineering and Design, 2014, v. 89, p. 890-895.

15. T. Hirai, V. Barabash, F. Escourbiac et al, ITER divertor materials and manufacturing challenges. Fusion Engineering and Design, 2017, v. 125, p. 250-255.

16. К.С. Складнов, Итоги разработки модуля порт-лимитера ИТЭР в России, ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2006, вып. 3, с. 27-45.

17. A. Cardella, A. Lodato, H.D. Pacher et al, The ITER port limiter design, Fusion Engineering and Design, 1998, v. 43, Issue 1, P. 75-92.

18. Y. Noguchi, M. Saito, T. Maruyama, N. Takeda, Design progress of ITER blanket remote handling system towards manufacturing, Fusion Engineering and Design, 2018, v. 136, p. 722-728.

19. П.П. Хвостенко, И.О. Анашкин, Э.Н. Бондарчук и др. Экспериментальная термоядерная установка ТОКАМАК Т-15МД, ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2019, т. 42, вып. 1, c.15-38.

20. В.А. Альхимович, Е.П. Велихов, В.А. Вершков и др. Инженерно-физическое обоснование реконструкции ТОКАМАКА Т-15, ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2008, вып. 3, с. 3—15.

21. D.M. Yao, J.G. Li, Y.T. Song et al, EAST in-vessel components design, Fusion Engineering and Design, 2005, v. 75-79, p. 491-494.

22. Y.T. Song, X.B. Peng, H. Xie et al, Plasma facing components of EAST, Fusion Engineering and Design, 2010, v. 85, p. 2323-2327.

23. J. Bucalossi, M. Missirlian, P. Moreau et al, The WEST project: Testing ITER divertor high heat flux component technology in a steady state tokamak environment, Fusion Engineering and Design, 2014, v. 89, , p. 907-912.

24. P. Languille, M. Missirlian, D. Guilhem et al, A fatigue lifetime assessment of WEST ITER Like Plasma Facing Unit, Fusion Engineering and Design, 2016, v. 109111, p. 294-298.

25. Ziauddin Khan, Yuvakiran Paravastu and Subrata Pradhan, Thermal Behavior of SST-1 Vacuum Vessel and Plasma Facing Components during Baking, Procedia Materials Science, 2014, v. 6, p. 216 - 228.

26. Yuvakiran Paravastu, Ziauddin Khan, Subrata Pradhan, New design aspects of cooling scheme for SST-1 plasma facing components, Fusion Engineering and Design, 2015, v. 98-99, p. 1375-1379.

27. R. Stadler, A.Vorkoper, J. Boscary et al, The in-vessel components of the experiment WENDELSTEIN 7-X, Fusion Engineering and Design, 2009, v. 84, p. 305308.

28. J. Boscary, R. Stadler, A. Peacock et al, Design and technological solutions for the plasma facing components of WENDELSTEIN 7-X, Fusion Engineering and Design, 2011, v. 86, p. 572-575.

29. P. Edwards, H. Altmann, A. Loving et al, Operational experience with a variety of plasma facing tile assemblies at JET, Fusion Engineering and Design, 2001, v. 56-57, p. 451-455.

30. P. Bunting, V. Thompson, V. Riccardo, Fastener investigation in JET, Fusion Engineering and Design, 2016, v. 112, p. 42-46.

31. S. Collins, G. Matthews, J. Thomas, G. Hermon, Factors affecting remote handling productivity during installation of the ITER-like wall at JET, Fusion Engineering and Design, 2013, v. 88, p. 2128- 2132.

32. V. Thompson, Y. Krivchenkov, V. Riccardo, Z. Vizvary, Analysis and design of the beryllium tiles for the JET ITER-like wall project, Fusion Engineering and Design, 2007, v. 82, p. 1706-1712.

33. L.W. Packer, P. Batistoni, B. Colling et al, Status of ITER material activation experiments at JET, Fusion Engineering and Design, 2017, v. 124, p. 1150-1155.

34. Gediminas Stankunasa, Andrius Tidikas, Paola Batistoni et al, Analysis of activation and damage of ITER material samples expected from DD/DT campaign at JET, Fusion Engineering and Design, 2017, v. 125, p. 307-313.

35. Б.Н. Колбасов, Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР, Атомная энергия, Т.64, вып. 4, 1988, c. 311- 312.

36. Соколов Ю.А., Выбор концепции ИТЭР и первый этап концептуального проектирования, Атомная энергия, Т.68, вып. 1, 1990, c. 61- 64.

37. Соколов Ю.А., Продолжение концептуального проектирования ИТЭР, Атомная энергия, Т.69, вып. 5, 1990, c. 344- 347.

38. P.-H. Rebut, ITER: the first experimental fusion reactor, Fusion Engineering and Design, 1995, v. 30, p. 85- 118.

39. K. Ioki, P. Barabaschi, L. Bruno et al, ITER first wall/shield blanket, Fusion Engineering and Design, 1998, v. 39-40, p. 585-591.

40. K. Ioki , V. Barabash, A. Cardella et al, Design and fabrication methods of FW/blanket and vessel for ITER-FEAT», Fusion Engineering and Design, 2001, v. 5859, p. 573-578.

41. K. Ioki, M. Akiba, A. Cardella et al, Progress on design and R&D of ITER FW/blanket, Fusion Engineering and Design, 2002, v. 61- 62, p. 399- 405.

42. Vladislav Oliva, Jaroslav Vaclavik, Ale^s Materna et al, Mechanical testing of a FW panel attachment system for ITER, Fusion Engineering and Design, v. 84, 2009, p. 1450-1454.

43. R. Mitteau, P. Stangeby, C. Lowry et al, A shaped First Wall for ITER, Journal of Nuclear Materials, 2011, v. 415, p. 969-972.

44. A. Martin, B. Calcagno, Ph. Chappuis et al, Design evolution and integration of the ITER in-vessel components, Fusion Engineering and Design, 2013, v. 88, p. 1955- 1959.

45. Mario Merola, D. Loesser, A. Martin et al, ITER plasma-facing components, Fusion Engineering and Design, 2010, v. 85, p. 2312-2322.

46. I. Mazula, A. Alekseev, V. Belyakov et al, Russian development of enhanced heat flux technologies for ITER first wall, Fusion Engineering and Design, 2012, v. 87, p. 437-442.

47. Germán Pérez, Raphaël Mitteau, Andreas Furmanek et al, Optimized mass flow rate distribution analysis for cooling the ITER Blanket System, Fusion Engineering and Design, 2014, v. 89, p. 1324-1329.

48. P. Lorenzetto, A. Peacock, I. Bobin-Vastra et al, EU R&D on the ITER First Wall, Fusion Engineering and Design, 2006, v. 81, p. 355-360.

49. Raphaël Mitteau, R. Eaton, G. Perez et al, Status of the beryllium tile bonding qualification activities for the manufacturing of the ITER first wall, Fusion Engineering and Design, 2015,v. 98-99, p. 1367-1370.

50. Germán Pérez, Raphaël Mitteau, Russell Eaton, René Raffray, Investigation on bonding defects in ITER first wall beryllium armour components by combining analytical and experimental methods , Fusion Engineering and Design, 2015, v. 101, p. 28-41.

51. Germán Pérez-Pichel, Mike Porton, Simon Kirk et al, Analysis of a tile repair technique based on brazing process for ITER First Wall, Fusion Engineering and Design, 2017, v. 122, p. 186-195.

52. S. Banetta, B. Bellin, P. Lorenzetto et al, Manufacturing and testing of a ITER First Wall Semi-Prototype for EUDA pre-qualification, Fusion Engineering and Design, 2015, v 98-99, p. 1211-1215.

53. S.A. Fabritsiev, D.Kiselev, A.A. Kazakov, Investigation of the mechanical properties and structure of laser welds for ITER divertor and first wall, Fusion Engineering and Design, 2018, v 127, p. 139-150.

54. R. Mitteau, B. Calcagno, P. Chappuis et al, The design of the ITER first wall panels, Fusion Engineering and Design, 2013, v. 88, p. 568- 570.

55. I. Poddubnyi, S. Khomiakov, V. Kolganov et al, Electrical connectors for blanket modules in ITER, Fusion Engineering and Design, 2014, v. 89, p. 1336-1340.

56. S. Sadakov, S. Khomiakov, B. Calcagno et al, Status of ITER blanket attachment design and related R&D, Fusion Engineering and Design, 2013, v. 88, p. 1853- 1857.

57. S. Khomiakov, I. Poddubnyi, V. Kolganov et al, ITER blanket module connectors. Design, analysis and testing for procurement arrangement, Fusion Engineering and Design, 2016, v 109-111, p. 261-266.

58. Vaughan Thompson, Russell Eaton, Rene Raffray, Konstantin Egorov, Properties of low friction anti-seize coatings for fusion applications, Fusion Engineering and Design, 2019, v. 146, p. 345-348.

59. Д.А. Власов, И. И. Поддубный, С.Э. Хомяков, В.Ю. Колганов, А.В. Жмакин, Е.В. Паршутин, Обоснование работоспособности соединителей модулей бланкета

ИТЭР, сборник докладов конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», 20-21 ноября 2013 года, Москва, c. 176-185.

60. Драгунов Ю.Г., Свириденко М.Н., Лешуков А.Ю., Стребков Ю.С. и др. Разработка конструкции, изготовление и экспериментальное обоснование компонентов системы бланкета ИТЭР, поставляемых АО «НИКИЭТ», Сборник докладов IV Международной научно-технической конференции, 27-30 сентября 2016, Москва, с. 325 - 340.

61. G. Kalinin, V. Barabash, A. Cardella et al, Assessment and selection of materials for ITER in-vessel Components, Journal of Nuclear Materials, 2000, v 283-287, p. 1019.

62. G.M. Kalinin, B.S. Rodchenkov, V.A. Pechenkin, Specification of stress limits for irradiated 316L(N)-IG steel in ITER structural design criteria, Journal of Nuclear Materials, 2004, v s 329-333, p. 1615-1618.

63. V. Barabash, A. Peacock, S. Fabritsiev, G. Kalinin et al, Materials challenges for ITER - Current status and future activities, Journal of Nuclear Materials, 2007, v 367370, p. 21-32.

64. V. Barabash, A. Pokrovsky, S. Fabritsiev, The effect of low-dose neutron irradiation on mechanical properties, electrical resistivity and fracture of NiAl bronze for ITER, Journal of Nuclear Materials, 2007, v. 367-370, p. 1305-1311.

65. I.B. Kupriyanov, G.N. Nikolaev, G. Gorayev, Progress in development and qualification of beryllium for ITER blanket first wall application in Russian Federation, Fusion Engineering and Design, 2017, v. 124, p. 1004-1010.

66. А.Н. Зайцев, А.Ю. Лешуков, Г.В. Дубинин, М.Н. Свириденко и др. Расчет толщин электроизоляционных плазмо-напыленных оксидных покрытий Al2O3 в изделиях Бланкета ИТЭР, Известия российской академии наук. Энергетика, 2016, № 1, с 79-91.

67. I. Shakhova, et al., Thermo-electrical properties of the alumina coatings deposited by different thermal spraying technologies, Ceramics International, 2017, v. 43, p. 1539215401.

68. V. Ulianitsky, et al., Computer-controlled detonation spraying: From process fundamentals toward advanced applications, journal of Thermal Spray Technology, 2011, v. 20, Issue 4, p. 791-801.

69. А.Н. Зайцев, Ю.П. Александрова, А.Г. Ягопольский, Сравнительный анализ физико-механических свойств газотермических радиационно-стойких электроизоляционных покрытий в зависимости от метода нанесения», Известия высших учебных заведений. Машиностроение. 2018., №6 (699), 12-23.

70. В.О. Розов, В.А. Беляков, В.П. Кухтин и др. Определение электромагнитных нагрузок и оптимизация конструкции локализованных проводящих структур на примере бланкета ИТЭР, ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2012, вып. 2, с. 29-51.

71. Weishan Kanga, Jiming Chena, Jihong Wua, Erwu Niu, Electromagnetic analyses and optimization for slit configuration of ITER blanket shield block, Fusion Engineering and Design, 2016, v. 109-111, p. 1587-1591.

72. Duck-Hoi Kim, Dong-Keun Oh, Sunil Pak, Eddy current induced electromagnetic loads on shield blankets during plasma disruptions in ITER: A benchmark exercise, Fusion Engineering and Design, 2010, v. 85, p. 1747-1758.

73. Kap-Sun Kim, Sung-Hwan Chung, Jong-Soo Kim et al, Demonstration of structural performance of IP-2 packages by advanced analytical simulation and full-scale drop test, Nuclear Engineering and Design, 2010, v. 240, p. 639-655.

74. О. Ю. Виленский, Д.А. Лапшин, М.Г. Малыгин, Расчетный анализ и оценка последствий падения контейнера с теплообменником на надреакторное перекрытие РУ БН-1200, Вопросы материаловедения, 2016, № 3(87), c. 145-158.

75. А.В. Соболев, М.В. Радченко, Использование модели пластичности Джонсона-Кука в численном моделировании бросковых испытаний контейнеров для транспортирования ОЯТ, Известия вузов. Ядерная энергетика, 2016, №3, c. 8293.

76. Д.А. Лапшин, Расчетно-экспериментальный анализ прочности внутриобъектовых транспортных контейнеров реакторов типа БН при авариях с падением, Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Нижний Новгород - 2015. 222 с.

77. B.Y. Kim, H.J. Ahn, J.S. Bak et al, Lubricant coating of dowel for the ITER vacuum vessel gravity support, Fusion Engineering and Design, 2012, v. 87, p. 10791084.

78. Zauner Christopha, Markus Reindl, Le Barbier Robin et al, Mechanical testing of the ITER vacuum vessel support structure -coating screening tests and high load multiaxial Mock Up tests, Fusion Engineering and Design, 2014,v. 89, p. 1804-1808.

79. V. Kolganov, I. Poddubnyi, M. Sviridenko et al, Optimization and adjustment of impact set-up for testing of insulated pads of ITER blanket module connectors and first wall, Fusion Engineering and Design, 2019, v. 146, p. 2474-2478.

80. Nikola Jaksic, Karl-Fredrik Nilsson, Finite element modelling of the one meter drop test on a steel bar for the CASTOR cask, Nuclear Engineering and Design, 2009, v. 239, p. 201-213.

81. P. Petkevich, V. Abramov, V. Yuremenko et al, Simulation of the nuclear fuel assembly drop test with LS-Dyna», Nuclear Engineering and Design, 2014, v. 269, p. 136- 141.

82. A.V. Sobolev, M.V. Radchenko, Use of Johnson-Cook plasticity model for numerical simulations of the SNF shipping cask drop tests, Nuclear Energy and Technology, 2016, v. 2, p. 272-276

83. Hyun-Jung Kim, Jeojng-Sik Yim et al, Drop impact analysis of plate-type fuel assembly in research reactor, Nuclear Engineering and Technology, 2014, v.46 No 4, p. 529-540.

84. П.Л. Кириллов, В.П. Бобков, А.В. Жуков, Ю.С. Юрьев, Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике, том 1, ИздАТ, Москва, 2010, с.234

85. П.Л. Кириллов, Г.П. Богословская, Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках, Энергоатомиздат, Москва, 2000, 456 c.

86. Б.С. Петухов, Л.Г. Генин, С.А. Ковалев, Теплообмен в ядерных энергетических установках, Атомиздат, Москва, 2003, 548 c.

87. П.Л. Кириллов, В.П. Бобков, А.В. Жуков, Ю.С. Юрьев, Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике, том 1, ИздАТ, Москва, 2010, с.256.

88. А.В Лыков. Теория теплопроводности. Москва, Высшая школа, 1967, 599 c.

89. S.T. Yin, A. Cardella, A.H. Abdelmessih, Assessment of a heat transfer correlations package for water-cooled plasma-facing components in fusion reactors, Nuclear Engineering and Design, 1994, v. 146, Issue 1, p. 311-323.

90. А.В. Александров. В.Д. Потапов, Б.П. Державин. Сопротивление Материалов, ФГУП «Высшая школа», 2003, 560 c.

91. В.И. Феодосьев, Сопротивление Материалов, Москва, МГТУ им. Н.Э. Баумана, 1999, 592 c.

92. К. Джонсон, Механика контактного взаимодействия, Москва, МИР, 1989, 510 c.

93. Зукас Дж. А., Николас Т., Свифт Х.Ф., Грещук Л.Б., Куран Д.Р. Динамика удара. М.: Мир, 1985. 296 с.

94. Г.С. Батуев, Ю.В. Голубков, А.К. Ефремов, А.А. Федосов. Инженерные методы исследования ударных процессов, М., «Машиностроение», 1977. 240с.

95. М.Н. Свириденко, А.Ю. Лешуков, А.В. Размеров и др. Система механического крепления панелей первой стенки бланкета ИТЭР, ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2016, т. 39, вып. 2, с.29-43.

96. S. Tomilov, M. Sviridenko, A. Leshukov et al, EHF FW panel for ITER BM with mechanical attachment of the plasma facing component. Fusion Engineering and Design, 2019, v. 146, p. 2407-2411.

97. Томилов С.Н., Свириденко М.Н., Лешуков и др. Панель первой стенки модуля бланкета ИТЭР с механическим креплением энергонапряженных компонентов, Сборник докладов V Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (МНТК НИКИЭТ - 2018). Москва, 2-5 октября 2018 г., c. 1063-1073.

98. М.Н. Свириденко, А.Ю. Лешуков, С.Н. Томилов и др. «Оптимизация системы механического крепления панели первой стенки ИТЭР», ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2020, т. 43, вып. 4, с. 15-25.

99. М.Н. Свириденко, С.Н. Томилов, И.И. Поддубный и др. Динамические испытания компонентов системы механического крепления панели первой стенки бланкета ИТЭР. ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2019, т. 42, вып. 4, с. 72-84.

100. Zhong-tao FU, Wen-yu YANG, Si-qi ZENG et al, Identification of constitutive model parameters for nickel aluminum bronze in machining. Trans. Nonferrous Met. Soc. China, 2016, v. 26, p. 1105-1111.

101. D. Umbrelloa, R. M'Saoubib, J.C. Outeiro, The influence of Johnson-Cook material constants on finite element simulation of machining of AISI 316L steel, International Journal of Machine Tools & Manufacture, 2007, v. 47, p. 462-470.

102. Mario Merola*, Frederic Escourbiac, Alphonse Rene Raffray et al, Engineering challenges and development of the ITER Blanket System and Divertor. Fusion Engineering and Design, 2015, v. 96-97, p. 34-41.

103. ITER IO. "ITER Structural Design Criteria for In-vessel components (SDC-IC)", 2012, ITER_D_222RHC, v3.0,

104. ITER_D_222RHC, v3.0, 2012, ITER IO. "SDC-IC, Appendix B, Guidelines for analysis, In-vessel components (SDC-IC)", 2012, ITER_D_222RM6, v3.1,

105. M. Sviridenko, A. Leshukov, A. Razmerov et al. Thermal mechanical analysis of the enhanced heat flux first wall panel. Fusion Engineering and Design, 2012, v. 87, p.. 1146-1160.

106. Свириденко М.Н., Лешуков А.Ю., Размеров A.B. и др. Несущая конструкция первой стенки модуля бланкета ИТЭР. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. 2013. Т. 36. Вып. 1. С. 17-43.

107. Sviridenko M.N. et al, Analyses results of the EHF FW panel with welded fingers. Fusion Engineering and Design, 2014, v. 89, p. 937-948.

108. Hirai T., Barabash V., Escourbiac F. et al, ITER divertor materials and manufacturing challenges, Fusion Engineering and Design, v. 125, p. 250-255.

109. Лешуков А.Ю., Стребков Ю.С., Свириденко М.Н и др. Разработка конструкции, изготовление и экспериментальное обоснование компонентов системы бланкета ИТЭР, поставляемых АО «НИКИЭТ, Сборник докладов V Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», 2—5 октября 2018 г., Москва, с. 139-154.

110. Муртазина Д.Р., Свириденко М.Н., Томилов С.Н. и др., Расчетное обоснование системы крепления панели первой стенки к защитному блоку модуля бланкета ИТЭР, Сборник докладов конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», 23—24 мая 2017 г., Москва, с. 223-230.

111. Sviridenko M., Leshukov A., Tomilov S. et al, Experimental validation of enhanced heat flux first wall panel mechanical attachment system, Fusion Engineering and Design, 2019, v. 146, Part B, p. 1963-1966.

112. Каплиенко А.В., Стребков Ю.С., Свириденко М.Н. и др. Разработка и создание внутрикорпусных устройств ИТЭР. Атомная энергия, 2021, Т. 129, Вып. 5, с. 243-247.

113. А. А. Апальков, И.И. Поддубный, М.Н. Свириденко и др. Экспериментальное исследование работоспособности элементов крепления бланкета ИТЭР. Годовой

научно-технический отчет НИКИЭТ-2020, Москва, издательство АО «НИКИЭТ», 2020, стр.193-198

114. Spiralock_Catalogue_EN_Dec-17, https://www.stanleyengineeredfastening.com/resources/the-

library#f: globallanguages=rEnglish,%D0%A0%D1%83%D1%81 %D1%81%D0%BA%D0%B8%D0 %B9%20%D1%8F%D0%B7%D1%8B%D0%BA1&f:brandlist=rSpiralock1

115. Spiralock torque charts, https://www.stanleyengineeredfastenmg.com/resources/the-library#f: globallanguages=rEnglish,%D0%A0%D1%83%D1%81 %D1%81%D0%BA%D0%B8%D0 %B9%20%D1%8F%D0%B7%D1%8B%D0%BA1&f:brandlist=rSpiralock1

116. M.Sviridenko, A.Leshukov, A.Razmerov et al. Design, analysis and manufacturing of electrical strap for enhanced first wall panel. Fusion Engineering and Design, 2017, v. 123, p. 326-330.

117. И.А. Биргер, Г.Б. Иосилевич, Резьбовые и фланцевые соединения. М. Машиностроение, 1990, с. 332.

118. A.S. Tremsin et.al. Examination of Loads in Regular and Self-locking Spiralock Threads. Strain (2016), 52, 548-558.