Разработка и имитационные исследования термостойкости моделей внутрикамерных компонент термоядерных реакторов - токамаков тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.13, кандидат технических наук Гиниятулин, Радмир Нагимович

• Гиниятулин, Радмир Нагимович
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Гиниятулин, Радмир Нагимович

Введение

Глава 1. Разработка и моделирование энергонапряженных внутрикамерных компонент

1.1. Цель создания объектов исследований

1.2. Обоснование и выбор размеров моделей

1.3. Подбор материалов и принципы построения моделей

1.4. Технические и методические средства для создания моделей

1.5. Описание объектов исследований

1.6. Выводы по главе

Глава 2. Экспериментальное оборудование и методики для имитации поверхностных тепловых нагрузок

2.1. Способы имитации теплового воздействия

2.2. Адекватность имитации тепловых потоков электронным пучком

2.3. Подготовка экспериментальной базы

2.4. Методики проведения экспериментов по имитации поверхностной 81 тепловой нагрузки

2.5. Комплекс диагностических средств

2.6. Выводы по главе

Глава 3. Экспериментальные исследования

3.1. Испытания компонент с графитовой облицовкой

3.2. Испытания компонент с бериллиевой облицовкой

3.3. Испытания компонент с вольфрамовой облицовкой

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и имитационные исследования термостойкости моделей внутрикамерных компонент термоядерных реакторов - токамаков»

В последние десятилетия происходит интенсивное развитие физических и инженерно-технических основ создания термоядерных реакторов (ТЯР). Во всем мире создаются новые и эксплуатируются существующие установки. Доказательством актуальности создания будущих ТЯР является международный проект ИТЭР (международный термоядерный экспериментальный реактор), Рис. 1. О возрастающем значении инженерных аспектов создания ТЯР свидетельствуют регулярные российские и международные конференции. Одной из важных задач среди многообразия сложнейших инженерных проблем является работоспособность энергонапряженных внутрикамерных компонент (ЭНВК) ТЯР. Напряженность их условий работы обусловлена, прежде всего, воздействием термоядерной плазмы с одной стороны, и воздействием теплоносителя с другой.

К энергонапряженным компонентам относятся дивертор, лимитеры и первая стенка. Они ближе всего расположены к плазме и непосредственно контактируют с ней, что обуславливает их напряженный режим работы, поэтому к ним предъявляются особые требования. Функциональное назначение энергонапряженных компонент (Рис. 2) заключается в следующем [ 1, 2, 3]: дивертор расположен в нижней части камеры и служит для нейтрализации низкоэнергетичной диверторной плазмы, съема мощных тепловых нагрузок, приносимых из плазмы, и для формирования потока нейтрального газа в откачные каналы. Стенки диверторного устройства должны быть защищены специальными мишенями. В проекте ИТЭР для этого предусмотрены такие облицованные компоненты как вертикальная мишень, центральная сборка (дом) и баффл. Условия их работы (Таблица 1) обусловлены физическими особенностями реактора и на которых мы не будем останавливаться, существенно отличаются, что определяющим образом сказывается на их конструкции. Водоохлаждаемые облицованные компоненты дивертора, образующие замкнутые в тороидальном направлении мишени, работают в

2 2 широком диапазоне тепловых нагрузок - от 1 МВт/м для лайнера до 20 МВт/м для вертикальной мишени, центральная сборка - и баффл занимают промежуточное положение (3-5) МВт/м2. В качестве облицовочных материалов приняты углеродный композит (для физической фазы, на технологической фазе возможен вольфрам) для сильно-нагруженной части вертикальной мишени и вольфрам для остальных компонент дивертора.

Дивертор состоит из 54 кассет, каждая 3.5 м в длину, 2 м в высоту и 0.9 м в ширину (вес кассеты -10.5 тонн).

Лимитер (стартовый) находится в экваториальной плоскости тора и контактирует с плазмой при старте разряда для формирования требуемой конфигурации, поэтому он подвержен квазистационарным тепловым потокам до 8 МВт/м . В качестве облицовочного материала принят бериллий, которым защищена так называемая водоохлаждаемая «первая стенка лимитера», выполняемая из медных сплавов. В реакторе используются два лимитера, каждый (высота 2.1 м, ширина 1.6 м и глубина 0.5 м) из которых представляет собой сборку из 36 стальных пластин толщиной по 45 мм, облицованных «первостеночными элементами».

Первая стенка (облицованные съемные панели на модулях бланкета), также как и лимитер находится в непосредственной близости от плазмы и работает при сравнительно низких тепловых потоках - не более 0.5 МВт/м . В качестве облицовочного материала выбран бериллий, соединяемый с теплоотводящей структурой из медного сплава.

Всего требуется 680 панелей, каждая из которых имеет размеры —1,0 м в длину, 0.5 м в ширину и 0.1 м в глубину.

Конструктивные особенности перечисленных компонент представлены на Рис. 2.

Условия работы данных компонент характеризуются целым комплексом повреждающих факторов, а именно, мощными тепловыми потоками, потоками частиц плазмы, нейтронным облучением, электромагнитными нагрузками и циклическим режимом работы.

Проектирование и разработка энергонапряженных компонентов, являющиеся задачами нашего коллектива, требуют учета всех деструктивных факторов, как их отдельного влияния, так и синергетических эффектов от их комплексного воздействия.

Это является сложной многогранной задачей большого круга специалистов, лабораторий, научных центров и, наконец, стран-участниц международного проекта ИТЭР.

Изучение влияния любого из повреждающих факторов может проводиться расчетным или экспериментальным способами, а также их комбинацией. Но в любом случае испытания, имитирующие различные деструктивные факторы по отдельности или в каком-то сочетании, являются важнейшим этапом проектирования, т.к. расчетный путь не всегда может точно описать реальность. На современном этапе развития данной области науки и техники не существует стенда, полностью имитирующего реакторные условия эксплуатации энергонапряженных компонент.

В связи с этим, параллельно проводятся исследования более узких направлений. Среди таких направлений особое место занимает изучение влияния циклического теплового воздействия на работоспособность энергонапряженных компонентов.

Условия воздействия тепловых потоков на различные компоненты проектируемого реактора ИТЭР (FEAT) представлены ниже (Таблица 1). Из таблицы видно, что изучение теплового воздействия также является многогранной задачей, состоящей в учете установившегося теплового режима при горении разряда, переходного режима и различных импульсных режимов. В данной работе автором представлены результаты исследований разрабатываемых энергонапряженных компонент с учетом воздействия на них тепловых нагрузок, характерных только для установившихся и переходных режимов. Данное направление в течение последних десяти лет было одним из важнейших НИОКР для НИИЭФА им. Д. В. Ефремова.

Рис. 1. Схема термоядерного реактора ИТЭР

Вертикальная мишень и баффл о ^jmp^

Центральная сборка и

Кассета дивертора дом iwkv vwinria мидтдничпи

О 16 CR35 00-I2-M\v0.

G 16GR37 D0-12-0S WO. 1;

Стартовый лимитер front AccessD Penetration

SS Back-plate A11 „

I-^— Be Tile Cu-AlloyD

SS Tube <ti10x12mm /——" Heat Sink

G 16 OR 25 00-12-08 WO. I

G 16 GR26 00-12-08 WO. 1

Панель первой стенки Рис. 2. Энергонагруженные компоненты реактора ИТЭР

Решение данной задачи потребовало от автора комплексного подхода, включающего в себя следующие направления работ:

- Создание объектов исследований, т.е. фрагментов конструкций (моделей) разрабатываемых энергонапряженных компонентов; отработка технологий многослойных соединений на фрагментах конструкций; техническое обеспечение технологических операций; экспериментальная оптимизация геометрических параметров облицовки компонентов; масштабирование отработанных технологических приемов и переход от малых моделей к крупноразмерным.

- Выбор и дооснащение существующих и создание новых технических средств имитации повреждающего фактора - поверхностной тепловой нагрузки.

- Создание специализированных устройств для проведения адекватных имитационных экспериментов (мишенные устройства, измерители параметров тепловых потоков, системы управления электронным пучком и его диагностики).

- Разработка, внедрение и верификация методик проведения имитационных экспериментов, а также оценка адекватности выбранного способа имитации теплового воздействия.

- Проведение экспериментов по изучению влияния поверхностных тепловых потоков на кандидатные материалы, образцы соединений и фрагменты конструкций (малые модели).

- Верификация работоспособности комплексных разработок «материал-конструкция-технология», воплощенных в крупноразмерных изделиях различных энергонапряженных компонентов.

- Получения набора экспериментальных данных о пределах работоспособности различных фрагментов конструкций - моделей с разными технологиями многослойных соединений и с разными геометрическими параметрами.

- Обобщение экспериментально-технологических данных и подготовка рекомендаций для проектирования и серийного изготовления внутрикамерных энергонапряженных компонентов реактора ИТЭР.

Таблица 1 .Условия работы ЭНВК реактора ИТЭР

Характеристики условий теплового воздействия Вертикальная мишень дивертора Дом и баффл дивертора Порт лимитер стартовый Первая стенка б л анкета

Устано! лившийся режим

Максимальный тепловой поток (МВт/м2) 10 1-5 0.5 0.5

Длительность (сек) 400 400 400 400

Количество циклов 30,000 30,000 30,000 30,000

Поток частиц (Ю^/м^с) -10 -0.01-0. 1

Переходной режим

Максимальный тепл.поток (МВт/м2) 20 8

Длительность (сек) 10 30

Количество циклов 3000 60,000

Сш >1вы плазмы

Максимальный тепловой поток(МДж/м2) 10-30 ?

Длительность (мс) 0.1-3 0.1-3

Частота (%) 10 10

Вертикальн ые смешения пл: 13МЫ

Максимальный тепловой поток (МДж/м2) 60 60

Длительность (мс) 100-300 100-300

Частота (%) 10 10

Убеган >шие электроны

Максимальный тепл.поток(МДж/м2) 50 50

Длительность (мс) 10-100 10-100

Цель работы

Разработка конструктивных решений и технологических приемов, обеспечивающих моделирование и создание перспективных вариантов энергонапряженных внутрикамерных компонент (ЭНВК);

Создание оборудования и методик проведения имитационных исследований разработанных моделей ЭНВК и определение предельных тепловых режимов их надежной эксплуатации;

Формулирование рекомендаций по конструированию и технологическим режимам при промышленном изготовлении ЭНВК для международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР).

Научная новизна

Предложены и разработаны:

- комплекс технических средств и технологических приемов, позволяющих осуществлять «быструю» пайку крупномасштабных моделей многослойных ЭНВК;

- технология припайки бериллиевой и вольфрамовой облицовок криволинейной формы;

- способы изготовления вольфрам-медной облицовки крупноразмерных моделей.

Предложены и экспериментально отработаны методики имитационных исследований термостойкости и термоусталости моделей многослойных ЭНВК, в т.ч. в условиях одновременного воздействия нейтронного облучения, циклического воздействия и водородной среды.

По результатам исследований сформирована база данных по предельным тепловым нагрузкам для параметрического ряда моделей многослойных ЭНВК с бериллиевой и вольфрамовой облицовкой.

Практическая ценность работы

Оптимизирована геометрия облицовки фиксированной толщины и технология ее соединения с подложкой в моделях многослойных ЭНВК реактора ИТЭР.

Экспериментально определены предельные тепловые режимы надежной эксплуатации и ресурсные характеристики разработанных моделей ЭНВК.

Дополнена экспериментально-методическая база для адекватных имитационных исследований моделей многослойных ЭНВК под воздействием стационарных циклических тепловых нагрузок.

Сформулированы рекомендации по конструированию и технологической реализации разработанных вариантов лимитера, баффла и вертикальной мишени при промышленном изготовлении ЭНВК реактора ИТЭР.

Полученные результаты м.б. также использованы при создании других типов энергетического оборудования, работающих при высоких тепловых нагрузках.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Результаты аппаратурно-методических решений для адекватных имитационных исследований и отдельных технологических операций.

2. Функциональная схема и конструктивное исполнение экспериментального внутриреакторного устройства для имитации комплекса повреждающих факторов на модели с бериллиевой облицовкой.

3. Результаты выполненных имитационных экспериментов с использованием разработанных малых и крупноразмерных моделей ЭНВК.

4. База данных по предельным тепловым нагрузкам и ресурсным характеристикам параметрического ряда моделей ЭНВК с бериллиевой и вольфрамовой облицовкой. и

Заключение диссертации по теме «Электрофизика, электрофизические установки», Гиниятулин, Радмир Нагимович

Заключение

В результате выполненных разработок и исследований получены следующие результаты:

- разработаны и успешно опробованы технологические приемы изготовления ЭНВК, позволившие создать ряд моделей с бериллиевой и вольфрамовой облицовкой: оптимизированы «быстрый» нагрев электронным лучом и прямым пропусканием тока (3-5 °С/с); пайка криволинейных моделей; экономичные способы изготовления вольфрам-медной облицовки (наплавка крупногабаритных вольфрам-медных пластин (L>0.1 м), упрощенная процедура финальной обработки вольфрама, одноступенчатая пайка многослойных соединений);

- сопоставлены различные способы имитации поверхностного теплового воздействия на ЭНВК и обосновано применение электронных ускорителей с энергией пучка 10-100 кэВ. Определены основные режимы электроннолучевого нагрева, адекватного плазменному: при толщине материала 5-20 мм и длительности нагрева ~10с достигается установившийся температурный градиент. Созданы мишенные устройства, системы управления пучком, диагностические и другие технические средства, необходимые для проведения имитационных экспериментов на специализированных электроннолучевых установках «Цефей», ЭМО-бО, СТИ и др. Разработана аппаратура и проведены эксперименты на моделях с бериллиевой облицовкой при одновременном воздействии водородной среды, циклических тепловых и нейтронных потоков;

- разработаны и успешно реализованы методики имитации тепловых нагрузок для исследований термоударной и термоциклической стойкости кандидатных материалов и многослойных конструкций ЭНВК;

- создан широкий ряд малоразмерных моделей для оптимизации геометрических размеров облицовочных плиток и технологии соединения бериллия с бронзой, вольфрама с медью и меди с бронзой;

- проведенные испытания малых моделей позволили уточнить границы применимости технологий и оптимизировать размеры облицовки, определена предельная плотность тепловых потоков для ЭНВК с различной облицовкой: для плиток из бериллия толщиной 5-10 мм с размерами в плане

2 2 2 от 5x5 мм до 44x44 мм она варьируется от 16 до 2 МВт/м , для вольфрамовых плиток толщиной 10 мм она находится в диапазоне от 20 МВТ/м2 (размер в плане 10x10 мм2) до 5 МВт/м2 (размер в плане 44x44 мм2); опыт разработки малоразмерных моделей ЭНВК использован при создании крупноразмерных моделей баффла дивертора ИТЭР (бериллиевая и вольфрамовая облицовка), стартового лимитера ИТЭР (бериллиевая облицовка), лимитера токамака TEXTOR (вольфрамовая облицовка) и вертикальной мишени дивертора ИТЭР (вольфрамовая облицовка), работоспособность этих изделий подтверждена термоциклическими испытаниями при проектных, а в некоторых случаях существенно больших тепловых нагрузках; представленные в диссертации разработки и исследования, в совокупности с работами коллег, составили существенную часть программы НИОКР по созданию ЭНВК, выполняемой в НИИЭФА им. Д.В .Ефремова с участием других российских институтов в рамках проекта ИТЭР. Результаты реализации этой программы получили положительную оценку в международной команде ИТЭР. Созданы научные и технологические предпосылки для промышленного изготовления в НИИЭФА им.Д.В.Ефремова серийных изделий внутрикамерных компонент — «центральной сборки» с вольфрамовой облицовкой и «первой стенки» с бериллиевой облицовкой, а также, на проведение термоциклических испытаний серийных внутрикамерных компонент реактора ИТЭР.

Автор выражает благодарности:

Научному руководителю Саксаганскому Г.Л. за постановку задачи и плодотворное руководство работой;

Мазулю И.В. за научное руководство, консультации и за активную помощь в проведении работ;

Сотрудникам Барабашу В.Р., Комарову B.JI. и Одинцову В.Н за научно-технические консультации;

Сотрудникам Яблокову Н.А., Комарову А.О., Кречковскому В.Г, Литуновскому В.Н., Овчинникову И.Б, Кузнецову В.А, Титову В.А,. за техническую помощь при проведении экспериментов на установках «Токовый стенд», «Пекло» и «Цефей»;

Сотрудникам Кузьмину Е.Г., Жуку А.Н., Комарову В.М., Танчуку В.Н., Григорьеву С.Н. за помощь в конструкторской разработке и расчетных работах при подготовке моделей;

Коллегам из НПО «Композит» Выговскому Е.В., Сизеневу B.C., Струле И.А. и Гитарскому Л.С. за проведение работ по исследованию компонент с бериллиевой облицовкой;

Коллегам из ВНИИНМ им. А.А. Бочвара Коронцевичу В.К, Миловидову С.Н и Луку В.И. за техническую и организационную помощь при проведении работ на установке ЭМО-бО;

Коллегам из ИФХ РАН Захарову А.П. и Залавутдинову Р.А. за помощь при проведении металлографических исследований;

Коллегам из НИКИИЭТ Стребкову Ю.С. и Складнову К.С. за помощь в проведении совместных работ;

Коллегам из НИИАР Мельдеру P.P., Покровскому А.С. за помощь в проведении совместных работ по внутриреакторным экспериментам;

Американским коллегам Р.Ватсону, Д.Ечисону, М.Уриксону Б.Одегарду (Сандия, США) за сотрудничество и совместные эксперименты на установке EBTS.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Гиниятулин, Радмир Нагимович, 2003 год

1. R.P.Parker, Design and issues of ITER in-vessel components, Fusion Engineering and Design 39-40 (1998) 1-16.

2. G.Janeschitz et al, Divertor development for ITER, Fusion Engineering and Design 39-40 (1998) 173-187.

3. A.Cardella et al, Design of the ITER EDA plasma facing components, Fusion Engineering and Design 39-40 (1998) 377-384.

4. J. Hackmann, J. Unlenbusch, J. Nucl. Mater. 128-129 (1984) 418.

5. P.K. Mioduszewsi et al., Nucl. Fus. 26 (1986) 1171.

6. J. Dietz et al, Properties and performances of beryllium and carbon for plasma-facing components, Fusion Technology, 19, (1991) 2031-2034.

7. E.B. Deksnis, A.T. Peacock, H. Altmann, C. Ibbot, H.D. Falter, Beryllium plasma-facing components: JET experience, Fus. Eng. Design 37 (1997) 515-530.

8. Beryllium Science and Technology, Vol. 1, D. Webster and G.J. London eds., Vol. 2D.R. Floyd and J.N. Lowe eds., Plenum Press, New York, 1979.

9. V.Barabash, M. Akiba, I. Mazul, M. Ulrickson, G. Vieider, Selection, development and characterization of the plasma facing materials for ITER application, J. Nucl.Mat. 233-237(1996)718-723.

10. V.Barabash, M. Akiba, J.P. Bonal, G.Federici et al., Carbon Fibre Composites Application in ITER Plasma Facing Components, J. Nucl. Mat. 258263 (1998) 149-159.

11. Material Assessment Report,§ 1.4. Copper Alloys (G 74 MA 9 00-11-10 W 0.1).

12. F.Brossa, P.Ghiselli, G.Tommei et al., "Experimental tests concerning the use of the tungsten copper couple design concept on the divertor system", Fusion Technology 1 (1982) 491-496.

13. S.J. Zinkle, S.A. Fabritsev, B.Singh." Evaluation of copper alloys for fusion reactor divertor and first wall components", J. Nucl. Mat. 233-237 (1994) 127137.

14. И.Е.Люблинский, Г.М.Грязнов, В.А.Евтихин, Л.П.Завяльский, А.Я.Косухин, Материаловедение жидкометаллических систем термоядерных реакторов, М.: Энергоатомиздат, 1989, 240 с.

15. И.Е.Люблинский, В.Н.Михайлов, В.А.Евтихин, А.В.Вертков, А.Н.Чуманов, Литий в термоядерной и космической энергетике XXI века, М.: Энергоатомиздат, 1999, 528 с.

16. G. Kalinin, IDoMS G 74 MD 1 97-06-12 Fl, ITER MEMO "Stainless Steel Designation".

17. Material Assessment Report, §3.3 Armour/Heat Sink Joining Technologies (G 74 MA 9 00-11-10 W 0.1).

18. С.М. Ibott, H.D. Falter, P. Meurer et al., Further development in the Brazing of Beryllium to CuCrZr, Proc. of the 18th SOFT, Karsruhe, Aug. 1994, p. 431-434.

19. E. Frankoni, G.C. Ceccottiand L.Magnoli, J.Nucl.Mater. 191-194 (1992) 493.

20. Mazul, R. Ginyatulin, V. Komarov, V. Krylov, Ye. Kuzmin, A. Makhankov,

21. V.Odintsov, A. Zhuk, Manufacturing and testing of ITER gas box liner, Proceedings of the 20th Symposium on Fusion Technology, 7-11 September 1998, Marseille, France, V. 1, p.77-80.

22. G. Vieider, V. Barabash, A. Cardella, P. Chappuis et al., Overview of the EU small mock-up tests for ITER high heat flux components, Fusion Engineering and Design 39-40 (1998) 211-218.

23. A.Gervash, R. Giniyatulin, I Mazul, A. Gonenko, L. Gitarsky, V. Sizenev, D.Davydov, Metallographic analysis and strength investigation of different Be-Cu joints in the temperature range RT-350 °C, Journal of Nuclear Materials 233-237 (1996) 626-631.

24. A.Gervash, R. Giniyatulin, V.L. Komarov, I. Mazul et al., Comparative Thermal Cyclic Testing and Strength Investigation of Different Be-Cu Joints. Fusion Engineering and Design, 39-40 (1998), p. 543-549.

25. B.Kalin, V. Fedotov, O. Sevryukov, A. Plyuschev, I. Mazul, A. Gervash, R.Giniyatulin. Be-Cu Joints Based on Amorphous Alloy Brazing for Divertor and First Wall Application, Journ. ofNuclear Materials 271-272, (1999), p. 410-414.

26. ITER Task T221, RF Final report, 1998.

27. Найдич Ю.В., Лавриненко И.А., Евдокимов B.A., Исследование процесса уплотнения при жидкофазном спекании под давлением в системе вольфрам-медь.- Порошковая металлургия, 1974, №1, с.34-39.

28. М. Nicholas, D.M. Poole, "Interfacial Bonding in the Copper-Tungsten System", Applied Materials Research, Oct., 1965.

29. ITER Task T222, RF Final report, 1998.

30. Т. Hirai, V.Philips et al, Performance and erosion of a tungsten brush limiter exposed at the TEXTOR tokamak, Journal of Nuclear Materials 313-316 (2003) 69-70.

31. N.Litunovsky, V.Komarov, I.Mazul, Development of alternative methods for surface thermal loading simulation, Fusion Engineering and Design 51-52 (2000) 803-807.

32. G.Dell'orco et al, Thermal mechanical tests on ITER primary first wall mockups, Fusion Engineering and Design 61-62 (2002) 117-122.

33. P.Lorenzetto et al, The EU HT test program of ITER primary wall small scalemockups, Proceedings of the 20th SOFT, Marseille, France, Sept. 1998, 195-198.

34. B.I.Khripunov et al, Proceedings of 18th Europe Conference on Controlled Nuclear Fusion Plasma Physics, Berlin, 1991, v. 15c, part III, p.209-212.

35. KJ.Dietz et al, Experience with high heat flux components in large tokamaks, Fusion Engineering and Design 16 (1991) 229-251.

36. S. Suzuki, T Suzuki, K. Nakamura and M. Akiba, Development of divertor high heat flux components at JAERI, Proc. 17th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, San Diego, USA, Oct. 6-10 1997, vol.1, pp 385 388.

37. V.Engelko, R.Kurunov, I.Landam, B.Ljublin, L.Smirnov, H.Wuerz, Test of divertor materials under simulated plasma disruption conditions at the SOM electron beam facility, Journal of Nuclear Materials, 1995, p.818.

38. V.Engelko, A.Andreev, T.Burtseva, O.Komarov, V.Kovalev, B.Ljublin, H.Wuerz, Investigation of the candidate divertor materials erosion at the powerfullelectron beam, Journal of Nuclear Materials, 1996, p. 1071.

39. G.Muller, H.Bluhm, V.Engelko, B.Yatsenko, Pulsed electron beam facilities for surface treatment of materials, Vacuum 2001, v.62, p.211.

40. Коваленко В.Ф., Теплофизические процессы и электровакуумные приборы, М.Сов.Радио, 1975.

41. Давиденков Н.Н., Лихачев В.А., Необратимое формоизменение металлов при циклическом тепловом воздействии, М-Л. Машгиз, 1962.

42. М.А. Hoffman, Heat Flux Capabilities of First Wall Tube Arrays for an Experimental Fusion Reactors, Nuclear Engineering and Design V.64(1981)N2, p.283-299.

43. Дж.Н.Гудьер, Ф.Р.Хожд, Математическая теория упругости (В книге «Упругость и пластичность», М.,ИЛ, 1960), с.45.

44. Г.Паркус, Неустановившиеся температурные напряжения, М. 1963.

45. З.Шиллер, У.Гайзик, З.Панцер, Электронно-лучевая технология, перевод с немецкого, М.Энергия, 1980.

46. Н.Н. Рыбалкин, И.В. Зуев, А.А.Углов, Основы электронно-лучевой обработки металлов, М.Машиностроение, 1978.

47. V.K.Gagen-Torn et al, Experimental Complex for High Heat Flux Materials Interaction Results, Proceedings of the 18th SOFT, Karlsruhe, Germany, August 1994, p.363-366.

48. E.Kny et al, Electron Beam Disruption Simulation of Refractory metals, Fusion Technology, 1986, 1069-1076.

49. E.Kny et al, Thermal Shock Evaluation of metal in a Simulated Disruption Tests for Fusion Application, Fusion Engeneering and Design, 9(1989), 271-276.

50. F.Brossa et al, Structual and Chemical Modifications of AISI316SSFT Limiters Compared with the Disruption Simulation, Journal of Nuclear Materials, 141-143(86), 210-215.

51. M.Akiba et al. Perfomance of JAERI Electron Beam Irradiation Stand, Plasma Devices and Operation, 1991, v 1, pp. 205 212.

52. M.Rodig, M.Akiba, P.Chappuis, R.Duwe, M.Febvre, A.Gervach, J.Linke, N.Litunovsky, S.Suzuki, B.Wiechers, D.Youchison, Comparison of Electron Beam Test Facilities for Testing of High Heat Flux Components, Fusion Eng. and Design 51 52 (2000 ) , 715 - 722.

53. Н.Ф.Берхов, В.В.Дрогалов, А.В.Козлов, Ю.В.Спирченко, Температурные поля и напряженно-деформированное состояние рабочего элемента подвижной диафрагмы установки Т-15, НИИЭФА П-ОМ-0714, Москва, ЦНИИатоминформ, 1985.

54. T.Kuroda, G.Vieider, ITER Plasma Facing Components, ITER Documentation Series No.30 IAEA, Viena, 1991.

55. V.Barabash, T. Burtseva, A. Gervash, R. Giniyatulin, T. Gurieva, R. Duwe, J.Linke, Thermal cycling tests of RGTi/Mo monoblocks divertor moduls, Journal of Nuclear Materials, 212-215 (1994) 1360-1364.

56. R.D.Watson, D.L.Youchison, D.E Dombrovski, R.N.Giniyatulin, I.B.Kupriyanov, Low cycle thermal fatigue testing of beryllium, J. Fusion Engeneering and Design 37 (1997) 553-579.

57. Р.Н. Гиниятулин, А.А. Герваш, В.Л. Комаров, В.Н. Одинцов, Н.В. Литуновский, И.В. Мазуль, А.Н. Маханьков, Н.А. Яблоков, Е.Г. Кузьмин,

58. Макетирование и тепловые испытания элементов дивертора ИТЭР на электронно-лучевой установке «Цефей», Шестая Всероссийская Конференция Инженерные Проблемы Термоядерных Реакторов, 27-29 мая 1997, Санкт-Петербург, Тезисы докладов, с.41.

59. V.Divavin, V.Tanchuk, A.Shrubok, R.Watson, J.Gonzalez, An experimental and numerical investigation of post-CHF heat transfer for one-side heat load with high sub-cooled flow boiling, Fusion Engeneering and Design 31 (1996) 189-200.

60. J.Roth, W.Ecksten, Beryllium self-sputtering, J.Nuclear Materials, 165-199 (1989).

61. R.Giniyatulin, I. Mazul, A. Gorodetsky, R. Zalavutdinov, S. Rybakov, V.Savenko, Analysis of a beryllium-copper joint after HHF test, Journal of Nuclear Materials 233-237 (1996) 616-619.

62. H.D.Falter et al, Thermal Test Results of the JET Divertor Plates, High Heat Flux Engineering in Proc.Soc.Photo Opt. Instrum.Eng., 1739, 162 (1992).

63. R.Ginyatulin, A. Gervash, V. Komarov, A. Makhankov, I. Mazul, N. Litunovsky, N. Yablokov, High heat flux tests of mock-ups for ITER divertor application, J.Fusion Engineering and Design, 39-40 (1998) 385-391.

64. A.Gervash, R. Giniyatulin, I. Mazul, R. Watson, Beryllium armoured mockups for fusion high heat flux application, Proceedings of the 20th Symposium on Fusion Technology, 7-11 September 1998, Marseille, France, v.l p. 47-51.

65. A.Gervash, R.Giniyatulin and I.Mazul. Comparative Thermal Cyclic Test of Different Beryllium Grades Previously Subjected to Simulated Disruption Loads. Fusion Engineering and Design 46 (1999), p.229-23 6.

66. R.Giniyatulin, V. Komarov, A. Labusov, and A. Makhankov, Stress analysis and lifetime evaluation of ITER divertor high heat flux components of the hypervapotron type, Jur. Plasma Device and Operation, 2002,Vol. 10, pp.27-37.