Разработка метода получения неразъемного соединения стали ферритно-мартенситного класса с вольфрамом тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Бачурина Диана Михайловна

• Бачурина Диана Михайловна
• кандидат наук
• 2023

Оглавление диссертации кандидат наук Бачурина Диана Михайловна

ВВЕДЕНИЕ

1. ОБЗОР ОБЪЕКТА ИССЛЕДОВАНИЙ И РАЗРАБОТОК

1.1 Первая стенка ДЕМО

1.2 Дивертор ДЕМО

1.3 Материалы ДЕМО

1.2.1 Описание вольфрама, как объекта исследований

1.2.2 Описание стали ЭК-181, как объекта исследований

1.4 Постановка проблемы исследования

1.5 Современные методы решения проблемы соединения стали с вольфрамом для ДЕМО

1.5.1 Твердофазные методы

1.5.2 Многослойные покрытия

1.5.3 Высокотемпературная пайка

1.6 Выводы по разделу

2. МЕТОДИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

2.1 Материалы

2.1.1 Основные материалы

2.1.2 Припои

2.2 Высокотемпературная пайка

2.3 Исследование структурно-фазового состояния

2.4 Механические свойства и термостойкость

2.5 Исследование взаимодействия с дейтерием

2.6 Коррозионные испытания в жидком литии

2.7 Тепловые испытания макетов

2.8 Мультифизический анализ методом конечных элементов

3. ИССЛЕДОВАНИЕ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ ПАЯНЫХ СОЕДИНЕНИЙ СТАЛИ ЭК-181 С ВОЛЬФРАМОМ, ПОЛУЧЕННЫХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ СПЛАВОВ-ПРИПОЕВ НА ОСНОВЕ МЕДИ

3.1 Соединения W со сталью ЭК-181, паяные напрямую

3.2 Анализ влияния компенсирующих проставок на напряженно-деформированное состояние соединения вольфрама со сталью ЭК-181

3.3 Соединения W со сталью ЭК-181, паяные через проставку из V

3.3.1 Микроструктура и микротвердость

3.3.2 Определение механических свойств и термостойкости

3.4 Выбор оптимальной композиции для соединения стали ЭК-181 с вольфрамом припоями на основе меди

3.4.1 Сравнительный анализ микроструктуры и механических свойств соединений «28Т1» и «208п», режим 1100/60+720/180

3.4.2 Уточнение структурно-фазового состояния, механических свойств и термостойкости соединения «28ТЬ>, режим 1100/60+720/180

3.5 Выводы к Главе

4. ИССЛЕДОВАНИЕ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ ПАЯНЫХ СОЕДИНЕНИЙ СТАЛИ С ВОЛЬФРАМОМ, ПОЛУЧЕННЫХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПРИПОЯ «TIZR4BE»

4.1 Исследование структурно-фазового состояния

4.2 Определение механических свойств и термостойкости

4.3 Выводы к главе

5 ИССЛЕДОВАНИЕ СОВМЕСТИМОСТИ ПАЯНОГО СОЕДИНЕНИЯ «TIZR4BE» С ВНЕШНЕЙ АГРЕССИВНОЙ СРЕДОЙ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

5.1 Взаимодействие дейтерия с паяным соединением «TiZr4Be» и его компонентами

5.2 Коррозионная стойкость паяного соединения «TiZr4Be» в жидком литии

5.3 Тепловые испытания элементарных макетов обращенных к плазме компонентов, полученных при высокотемпературной пайке стали с вольфрамом припоем TiZr4Be

5.4 Выводы к Главе

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ЛИТЕРАТУРНЫХ ИСТОЧНИКОВ

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность проблемы

Стратегия развития термоядерной энергетики предусматривает, что следующим этапом после начала функционирования международного экспериментального реактора ИТЭР будет пуск демонстрационного реактора ДЕМО, концептуальные проекты которого прорабатываются в настоящее время всеми ведущими странами мира. В России в рамках комплексной программы "Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации на период до 2024 года" по направлению "Разработка технологий управляемого термоядерного синтеза и инновационных плазменных технологий" разрабатывают проект Токамака с Реакторными Технологиями (ТРТ). Все концептуальные проекты будущих термоядерных установок подразумевают наличие Первой Стенки и Дивертора - наиболее напряжённых элементов конструкции. В существующих проектах наиболее перспективным материалом, обращенным к плазме, является вольфрам, а конструкционным - сталь, поэтому в настоящий момент задача их соединения является актуальной. При этом, напрямую их соединить невозможно из-за значительных различий физических свойств, в первую очередь коэффициентов линейного термического расширения (КТР), что может привести к разрушению. Технология соединения вольфрама со сталью для будущих термоядерных установок должна удовлетворять ряду требований: должна быть обеспечена компенсация различия КТР, процесс пайки не должен ухудшать свойств соединяемых материалов, применяемые припои должны удовлетворять требованию малоактивируемости (т.е. остаточная радиоактивность материала не должна превышать 10,0 мЗв/час спустя 100 лет после окончания его использования), паяное соединение должно быть стойким к тепловым нагрузкам, а также к взаимодействию с изотопами водорода (которые являются топливом в термоядерных реакторах).

В настоящей работе предложено решение, позволяющее удовлетворить все описанные выше критерии. Наиболее простым способом является высокотемпературная пайка. Для изготовления компонентов данным методом не требуется дорогостоящего оборудования, процесс является быстрым, а также легко получать изделия сложной геометрии. За счет всех этих преимуществ, а также из-за легкости ремонта дефектных тайлов, высокотемпературную пайку применяют при соединении вольфрамовых и бериллиевых облицовок обращенных к плазме компонентов ИТЭР.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка метода получения неразъемного соединения стали ферритно-мартенситного класса с вольфрамом»

Цель работы

Разработать метод получения неразъемного паяного соединения вольфрама с ферритно-мартенситной сталью ЭК-181, удовлетворяющего требованию малоактивируемости, термостойкости и совместимости с внешней агрессивной средой для применения в элементах обращенных к плазме компонентов перспективных термоядерных установок.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

• для компенсации термонапряжений между вольфрамом и сталью ЭК-181 на основании литературных данных и расчетов методом конечных элементов выбраны материалы буферных слоев (проставок);

• выявлены перспективные системы медных сплавов-припоев со сниженным содержанием меди, а также проведен сравнительный анализ структуры и термомеханических свойств паяных соединений, полученных с использованием данных припоев;

• установлены особенности формирования структурно-фазового состояния, паяного соединения W/Cu-50Ti/V/Cu-28Ti/ЭК-181 и проведена оценка его механических свойств и термостойкости;

• предложен температурно-временной режим пайки вольфрама со сталью ЭК-181, совмещенный с традиционной термообработкой данной стали для обеспечения оптимального структурно-фазового состояния и уровня механических свойств;

• предложен сплав-припой 48Ть482г-4Ве мас.% (^2г4Ве) в виде быстрозакаленной ленты для получения неразъемного соединения W с ЭК-181, полностью удовлетворяющий требование малоактивируемости, выявлены особенности формирования структурно-фазового состояния паяного соединения W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/ЭК-181 и проведена оценка его механических свойств и термостойкости;

• выявлены особенности взаимодействия дейтерия и жидкого лития с паяным соединением W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/ЭК-181;

• разработан и изготовлен макет обращенного к плазме компонента на основе паяного соединения W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/ЭК-181, а также проведены его тепловые испытания в условиях, моделирующих работу термоядерных реакторов.

Научная новизна

1. Впервые разработан метод высокотемпературной пайки вольфрама со сталью ЭК-181, позволяющий совместить процесс пайки и термообработки стали;

2. Впервые изучены процессы формирования структурно-фазового состояния паяных соединений вольфрама со сталью ЭК-181, полученных с применением сплавов-припоев с пониженным содержанием меди и малоактивированнорго припоя TiZr4Be;

3. Впервые проведен анализ взаимодействие дейтерия и лития с паяным соединением W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/3K-181;

4. Впервые проведены тепловые испытания спаянных макетов обращенных к плазме компонентов ТЯР (W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/3K-181) в ожидаемых условиях работы термоядерных реакторов DEMO и ТРТ.

Практическая значимость работы

Разработанный способ пайки вольфрама с ферритно-мартенситной сталью ЭК-181 может быть использован для изготовления обращенных к плазме компонентов перспективных термоядерных установок, в которых предъявляют требование малоактивируемости к применяемым материалам, в том числе и зарубежным аналогам стали ЭК-181 - Eurofer, CLAM, JLF, F82H и др.

АО «НИИЭФА» утвердил метод получения неразъемного соединения стали-ферритно-мартенситного класса с вольфрамом для изготовления макетов обращенных к плазме компонентов. Получен акт о внедренн.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Результаты сравнительного анализа структуры и свойств паяных соединений вольфрама со сталью ЭК-181, полученных с использованием сплавов-припоев на основе чистой меди и систем Cu-Ge, Cu-Sn, Cu-Ti.

2. Результаты анализа структурно-фазового состояния соединения W/Cu-50Ti/V/Cu-28ТЮК-181, полученного методом высокотемпературной пайки, совмещенным с традиционной термообработкой стали ЭК-181, а также результаты механических испытаний и термостойкости.

3. Результаты анализа структурно-фазового состояния соединения W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/3K-181, полученного методом высокотемпературной пайки, совмещенным с традиционной термообработкой стали ЭК-181, а также результаты механических испытаний и термостойкости.

4. Результаты исследования процессов взаимодействия дейтерия и лития с паяным соединением W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/3K-181.

5. Результаты тепловых испытаний спаянных W/TiZr4Be/Ta/TiZr4Be/3K-181 макетов компонентов, обращенных к плазме, перспективных термоядерных реакторов.

Достоверность научных положений, результатов и выводов

Достоверность работы подтверждается применением общепризнанных экспериментальных методик и современного экспериментального оборудования. Работы выполнены в рамках научно-исследовательских грантов (РНФ, РФФИ, Совет по Грантам Президента РФ) с прохождением научно-технического рецензирования экспериментальных результатов, результаты работы опубликованы в рецензируемых высокорейтинговых международных журналах.

Личный вклад автора

Все экспериментальные результаты получены автором или при ее непосредственном участии.

Объем и структура работы

Диссертационная работа состоит из введения, шести глав, выводов и библиографии. Работа изложена на 135 страницах, содержит 101 рисунок, 13 таблиц, и список использованных литературных источников из 111 источников.

Апробация работы

Результаты работы были представлены на 21 международной конференции: International

Conference on Fusion Reactor Materials - 18 (ICFRM-18), 5 - 10 ноября 2017 г., Аомори,

Япония; Прочность неоднородных структур (ПРОСТ 2018), 24 - 26 Апреля 2018 г., Москва,

Россия; 16-ая Международная школа-конференция для молодых ученых и специалистов

"Новые материалы:толерантное ядерное топливо", 29 Октября - 2 Ноября 2018 г., Россия,

Москва; Международная научно-техническая конференция «Пайка» 2018, 11 - 14 Сентября

2018 г., Тольятти, Россия; 30TH SYMPOSIUM ON FUSION TECHNOLOGY (SOFT-30), 16

- 21 Сентября 2018 г., Италия; Взаимодействие плазмы с поверхностью 23 - 24 Января 2019

г., Москва, Россия; 17th International Conference on Plasma-Facing Materials and Components

7

for Fusion Applications (ICFRM-17), 20 - 24 Мая 2019 г., Нидерланды; III Международная конференция Электронно-лучевая сварка и смежные технологии, 12 - 15 Ноября 2019 г, Москва, Россия; XVI Курчатовская междисциплинарная молодежная научная школа, 2 - 5 Декабря 2019 г., Москва, Россия; 17-ая Международная школа-конференция для молодых ученых и специалистов "Новые материалы", 5-8 Ноября 2019, Москва, Россия; Быстрозакаленные материалы и покрытия, 15 - 16 Октября 2019 г., Москва, Россия; 31st Symposium on Fusion Technology (SOFT-31), 20 - 25 Сентября 2020, онлайн; Шестой Междисциплинарный Научный Форум С Международным Участием "Новые Материалы и Перспективные Технологии", 23 - 27 Ноября 2020 г, онлайн; НОВЫЕ МАТЕРИАЛЫ: Неравновесные состояния, 14 - 17 Декабря 2020, онлайн; Plasma Facing Materials Conference 2021 (PFMC-21), 17 - 21 мая 2021, онлайн; Международная научно-техническая конференция «Пайка-2021», 9 - 10 Сентября 2021 г, Тольятти, Россия; 20th edition of the International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-20), 24 - 29 Октября 2021, онлайн; 8-bit PhD Event 2021 (Fusenet), 22 - 23 Ноября 2021 г., онлайн; НОВЫЕ МАТЕРИАЛЫ:Перспективные технологии получения и обработки материалов 19-ая Международная школы-конференции для молодых ученых и специалистов, 14 - 16 декабря 2021 г., онлайн; XVIII Российская ежегодная конференция молодых научных сотрудников и аспирантов "Физико-химия и технология неорганических материалов", 30 Ноября -3 Декабря 2021 г., Москва, Россия; 25-я конференция «Взаимодействие плазмы с поверхностью», 27 - 28 Января 2022 г, Москва, Россия. Публикации

По теме диссертационной работы опубликовано 16 работ, включая 7 работ в журналах, индексируемых в системе цитирования ISI Web of Science и Scopus (4 работы в журналах Q1), 2 работы в журналах, индексируемых ВАК, 7 тезисов докладов на конференциях.

1. ОБЗОР ОБЪЕКТА ИССЛЕДОВАНИЙ И РАЗРАБОТОК

В 1970-х [1] были показаны преимущества удержания плазмы в тороидальных камерах с магнитными катушками (токамак). В настоящий момент экспериментальные установки такого типа работают во всем мире. Идет строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ТЯР) ИТЭР (от англ. ITER - International Thermonuclear Experimental Reactor). Он станет первым термоядерным устройством, выход энергии которого будет в 10 раз превышать количество энергии, затрачиваемой на зажигание термоядерной реакции [2]. Однако, ИТЭР не будет преобразовывать производимую им энергию в электричество. Такая задача отводится следующему проекту - ДЕМО (ДЕМОнстрационный). Разработка проектов ДЕМО ведется во всем мире. Хотя конструкция ДЕМО будет разработана на основе опыта ИТЭР, эксплуатационные характеристики ДЕМО будут накладывать более жесткие условия на работающие в нем компоненты, поэтому многие решения, разработанные для ИТЭР, требуют изменений. В первую очередь, будут изменены конструкции первой стенки и дивертора - самых энергонапряженных элементов конструкции реактора. Обращенные к плазме компоненты и материалы (ОПК и ОПМ) имеют решающее значение для надежной работы установки. Схематическое изображение внутренней камеры такого реактора представлено на рисунке 1.1.

Рисунок 1.1 - Конструкция термоядерного реактора ДЕМО [3]

За длительную историю материалов термоядерных реакторов в качестве

конструкционных рассматривали ванадиевые сплавы, SiCf/SiC композиты и стали [4]. Для

9

ИТЭР была выбрана аустенитная сталь 316L(N) за счет опыта ее эксплуатации в реакторах на быстрых нейтронах [5]. Однако, аустенитные коррозионностойкие стали сильно подвержены радиационному распуханию, особенно при ожидаемых в ДЕМО условиях (>70 сна) [4]. В сочетании с 316L(N) для эффективного теплоотвода в ИТЭР также применяют бронзу БрХЦр (зарубежная CuCrZr), но ее охрупчивание при облучении ограничивает ее применение при температурах не выше ~300°С [6]. Все эти недостатки перекрывают 9-12%-ые хромистые стали, за счет чего они и были выбраны в качестве наиболее перспективных конструкционных материалов для будущих термоядерных установок [4].

В качестве ОПМ для ИТЭР выбран бериллий для Первой Стенки и вольфрам для дивертора. Более высокие тепловые нагрузки вызвали необходимость замены бериллия на вольфрам для ДЕМО [7]. Самая высокая температура плавления среди всех металлов, низкий коэффициентом распыления и слабый захват трития сделали вольфрам наиболее перспективным ОПМ.

Хотя в настоящий момент не существует завершенных концепций ОПК установок, следующих за ИТЭР, из литературных данных можно найти исчерпывающую информацию о необходимости получения неразъемного соединения конструкционной стали и вольфрама, что будет показано в последующих разделах.

1.1 Первая стенка ДЕМО

Одним из ключевых компонентов термоядерного реактора является бланкет c интегрированной первой стенкой. Бланкет должен выдерживать интенсивные нагрузки, обеспечивая при этом следующие три функции: генерирование трития, защита магнитов от нейтронов и нагрев теплоносителя в определенном диапазоне температур, подходящих для работы турбины электрогенератора [3].

Конструкция первой стенки термоядерного реактора ДЕМО находится лишь на стадии разработки и предлагается множество концепций, сочетающие в себе различные комбинации конструкционных материалов, теплоносителей и материалов бридера (материал, в котором воспроизводится тритий). Далее представлены основные концепции: Helium Cooled Pebble Bed (HCPB, Охлаждаемый Гелием с Шаровой Засыпкой)-концепция, в которой в качестве теплоносителя используется гелий, Li4SiO4 в виде шаров размером от 250 мкм до 1250 мкм служит бридинговым материалом, а Be12Ti является размножителем нейтронов. Сечение модуля бланкета данного типа представлена на рисунке 1.2 [2]. Конструкционным материалом первой стенки выбрана сталь, а ОПМ -вольфрам.

W (ОПМ) первая стенка

Рисунок 1.2 - Сечение модуля бланкета типа HCPB [2]

Helium Cooled Lithium-Lead (HCLL, Охлждаемый Гелием с Литий-Свинцовым Бридером) - эвтектический сплав системы Li-Pb используется в качестве материла -размножителя нейтронов, теплоносителем является He. Бланкет данного типа также основан на модульной конструкции, представленной на рисунке 1.3 [2].

Рисунок 1.3 - Конструкция модуля бланкета типа HCLL [2]

Water Cooled Lithium-Lead (WCLL, Охлаждаемый Водой с Литий-Свинцовым Бридером) - в качестве теплоносителя служит вода, а эвтектический сплав системы Li-Pb в качестве размножителя нейтронов. Одна из предложенных конструкций сегмента представлена на рисунке 1.4 [8].

demo Сегмент Модуль бл an кета

Ребра жесткости

Рисунок 1.4 - Конструкция сегмента бланкета типа WCLL [8]

Dual Cooled Lithium Lead (DCLL, Литий-Свинцовое Охлаждение и Бридинг) -концепция, где в качестве как теплоносителя, так и бридера используется эвтектика системы Li-Pb. Конструкция бланкета типа DCLL приведена на рисунке 1.5 [9].

Рисунок 1.5 - Конструкция бланкета типа DCLL [9]

Общим во всех концепциях является то, что конструкция первой стенки подразумевает вольфрам или сплавы на его основе в качестве ОПМ, а малоактивируемая сталь ферритно-мартенситного класса в качестве конструкционного материала. Первая стенка представляет собой первые несколько миллиметров бланкета, включающих в себя каналы системы охлаждения, форма и размеры которых зависят от рассматриваемой концепции.

Основной задачей первой стенки является передача тепла теплоносителю для дальнейшего преобразования его в электрическую энергию. На рисунке 1.6 представлена схема сечения первой стенки, рассматриваемой в концепциях WCLL или НСРВ [10].

1 I I I 1 I I 1 I I 1 Г

Рисунок 1.6 - Схема сечения первой стенки по концепции WCLL или НСРВ [10] Линейные размеры и условия работы, указанные на рисунке, отличаются в зависимости от выбранного типа бланкета. Сравнительная характеристика данных параметров приведена в таблице 1 .1.

Таблица 1.1 - Параметры первой стенки в концепциях НСРВ и WCLL [10]

Параметр HCPB WCLL

Р (МВт-м-2) 1 1

с, мм 3 2

d, мм 11 7

Ь, мм 11 7

а, мм 4 6,5-9

^^доносителя, °С 300-370 295-325

Pтеплоносителя, МПа 8 15,5

е, мм 9 17

Tбридинга, оС 370-520 300-420

Pбридинга, МПа 8 15,5

Схематическое изображение первой стенки бланкета концепции DCLL, с параметрами рабочей температуры гелиевого теплоносителя и мощностью теплового потока представлено на рисунке 1.7. Стоит отметить, что тепловой поток неравномерно распределен по сечению первой стенки и может меняться от 0,5 до 22 МВт/м2.

Рисунок 1.7 - Схема первой стенки бланкета типа DCLL [11] На рисунке 1.8 продемонстрировано распределение плотности теплового потока на модули первой стенки бланкета. Пиковые тепловые нагрузки 5-7 МВтм-2 ожидают на внутренней и внешней области перехода бланкет - дивертор. Однако в остальных частях нагрузка меньше или равна 1 МВтм-2.

6 8 10 12 14

Я, М

Рисунок 1.8 - Плотности теплового потока на модули первой стенки бланкета [12]

В российском проекте токамака с реакторными технологиями (ТРТ) [13] наиболее удаленные от плазмы компоненты первой стенки будут испытывать нагрузки до 1 МВт/м2,

а наиболее напряженные панели - 3 МВт/м2 [14]. Жизненный цикл таких панелей 10000 для 1 МВт/м2 и 1000 для 3 МВт/м2 циклов. 1.2 Дивертор ДЕМО

Наиболее нагруженным элементом конструкции термоядерного реактора является дивертор. Существует несколько концепций дивертора, которые представлены ниже.

«Пальцевая» модель с гелиевым охлаждением путем впрыскивания теплоносителя (He-cooled modular divertor with jet cooling (HEMJ)) [15] и уодульный дивертор с гелиевым охлаждением и массивом щелей (He-cooled modular divertor with slot array (HEMS)). На рисунке 1.9 представлены конструкции данного типа. Соединение вольфрама со сталью в данной случае необходимо для закрепления вольфрамового колпачка со стальным патрубком.

Другой тип представляет собой Т-образную геометрию [16]. На рисунке 1.10 приведена конструкция данного типа. В ней, соединение вольфрама со сталью имеет место в переходной области от теплосъемной части к трубопроводной системе отвода теплоносителя. Предполагается использование дисперсно-упрочненных оксидами (ДУО) ферритно-мартенситных сталей.

Рисунок 1.10 - Т-образная конструкция системы теплоотвода дивертора [ 16]

а) HEMJ конструкция;

б) HEMS конструкция Рисунок 1.9 - Типы конструкций

системы теплоотвода дивертора типа [17]

Так же, разрабатывается плиточная [18] (рисунок 1.11) и смешанная [17] (рисунок

1.12) конструкции. В данных разновидностях систем теплоотвода от дивертора так же

имеется необходимость соединения вольфрама с ДУО-сталью при переходе от

теплосъемной части к трубопроводу теплоносителя.

15

Рисунок 1.11 - Плиточный тип системы теплоотвода [19]

Рисунок 1.12 - Смешанный тип («пальцевый» + плиточный) конструкции [17]

Разрабатывается конструкция с дополнительным охлаждением теплоносителя при отводе [20], что позволяет использовать стали мартенситного класса взамен ДУО сталей. В данной системе, соединение вольфрама со сталью необходимо провести в области перехода от вольфрамового компонента к трубопроводу. На рисунке 1.13 приведена конструкция данного типа.

Рисунок 1.13 - Конструкция компонента теплоотвода дивертора с дополнительным

охлаждением теплоносителя на выходе из контура [20] Еще одной предлагаемой концепцией является «пальцевая» система со струйным литиевым охлаждением [21], спроектированной на основе «пальцевой» системы с гелиевым охлаждением. Схема такой концепции представлена на рисунке 1.14. Расчетными методами показано, что применение лития в качестве теплоносителя позволит выдерживать 20

МВт/м2 тепловой мощности, что на 5 МВт/м2 выше, чем в ИБМ1. При этом, значительно снизится нагрузка на теплоотводящие материалы. Расчеты были проведены при температуре литиевого теплоносителя 600 °С, который будет находиться в контакте с паяным соединением вольфрам/сталь. Таким образом, еще одной актуальной задачей является изготовление паяного соединения, обладающего высокой коррозионной стойкостью в литии.

Рисунок 1.14 - «Пальцевый» компонент дивертора с литиевым охлаждением [21]

В проекте ТРТ максимальные тепловые нагрузки на диверторные панели ожидаются в районе 30-40 МВт/м2 [22]. Тем не менее существуют различные пути снижения пиковой тепловой нагрузки [14] путем впрыскивания газов (неона, азота и др), которые приводят к тепловым потерям плазмы. Таким образом, для ТРТ проектные пиковые нагрузки - 15 МВт/м2.

В реакторе ТРТ предусмотрено использование лития для управления взаимодействием плазмы со стенками и обеспечения длительных разрядов плазмы [14]. В большинстве предлагаемых литиевых устройств температура лития находится в диапазоне от 200°С до 700°С. Однако, медь и ее сплавы активно корродируют в литии [23,24]. Поэтому в случаях, когда необходимо совместное использование меди и жидкого лития, первая должна быть изолирована от второго. Применение защитных покрытий может быть

неэффективно за счет значительных пластических деформаций в процессе эксплуатации, которые будут приводить к отслоению [14].

Для снижения пиковой тепловой нагрузки также разработана концепция качающейся облицовки [14]. Пример такой конструкции изображен на рисунке 1.15 [25]. Жидкий металл (например, литий) омывает тыльную поверхность вольфрамовой плитки и отводит тепло в основном за счет теплопроводности.

б

а - общий вид, б - вид в поперечном сечении Рисунок 1.15 - Проект «качающейся» облицовки дивертора, омываемой изнутри

литием [25]

В любом случае, дивертор испытывает тепловые нагрузки около 10-20 МВт/м2, а температура эксплуатации в области соединения сталь/вольфрам может достигать 600 оС. Кроме того, существуют концепции, в которых необходимо применение лития в жидком состоянии в интервале 200-700 оС. В данном случае не могут применяться сплавы на основе меди за счет их активного коррозионного разрушения в жидком литии.

а

1.3 Материалы ДЕМО

Из-за больших нейтронных потоков для реактора ДЕМО нужны материалы, в которых не создаются долгоживущие радиоактивные изотопы. Образующиеся в процессе ядерной реакции нейтроны с энергией 14 МэВ обладают высокой проникающей и активирующей способностью, что приведет к образованию радионуклидов в многотонных конструкциях реактора, окружающих плазму [26]. Для обеспечения безопасности при эксплуатации термоядерных реакторов, а также для того, чтобы минимизировать затраты

при утилизации радиоактивных отходов после остановки и демонтажа, предложена концепция использования малоактивируемых конструкционных материалов. Малоактивируемыми (с быстрым спадом наведенной активности) являются конструкционные материалы (МКМ), обеспечивающие их повторное использование после нейтронного облучения через время не более 100 лет (остаточная активность материала не выше 10,0 мЗв/час). МКМ обеспечат, в перспективе, реализацию полного замкнутого ядерного цикла с возможностью повторного использования (рециклирования) конструкционных материалов. В соответствии с расчетами, приведенными в работе [27] в таблице Менделеева, представленной на рисунке 1.15, зеленым выделены элементы, остаточная активность которых через сто лет после облучения меньше 10 мЗв/ч, желтым -порядка 10 мзВ/ч, красным - более 10 мЗв/ч, т.е. последние не могут быть использованы в материалах ДЕМО.

остаточная активность через 100 лет после облучения: • - менее 10 мЗв/ч; • - порядка 10 мЗв/ч; • - более 10 мЗв/ч Рисунок 1.15 - Распределение химических элементов по их соответствию требованию малоактивируемости в периодической таблице химических элементов

1.2.1 Описание вольфрама, как объекта исследований

Наиболее перспективным материалом облицовки дивертора на сегодняшний момент

является вольфрам, обладающий комплексом уникальных физических свойств [28]. Он

имеет самую высокую температуру плавления и самое низкое давление насыщенного пара

19

среди металлов, самый высокий модуль упругости [29], низкую активацию, низкое накопление трития , низкий коэффициент распыления [30]. Вольфрам обладает высокой прочностью и твердостью при комнатной и повышенной температурах, самой высокой среди тугоплавких металлов теплопроводностью; самым низким среди тугоплавких металлов коэффициентом линейного расширения [31]. Именно этот комплекс свойств и делает его наиболее перспективным ОПМ компонентов ДЕМО. Однако вольфрам имеет высокую стоимость, имеет сложную технологию получения и обработки.

Вольфрам в таблице Д.И. Менделеева имеет порядковый номер 2=74, атомная масса 183 а.е.м.. Вольфрам имеет объемноцентрированную решетку, параметр решетки а = 3,158 А. В интервале температур от комнатной до температуры плавления (Тпл = 3380 оС) кристаллическая решетка вольфрама не претерпевает каких-либо изменений, за исключением тех, которые вызываются термическим расширением. Температура рекристаллизация вольфрама составляет 1300°С [32]. Зависимость линейного коэффициента термического расширения отожженной вольфрамовой проволоки от температуры представлена в таблице 1.2. Коэффициент линейного термического расширения (КЛТР) деформированного металла выше, чем отожженного.

Таблица 1.2 - Зависимость КЛТР вольфрама от температуры

Температура, С 20 400 1400 1800 2000 2200 2400 2600

КЛТР,10-6/град 4,1 4,4 5,7 6,2 6,5 6,8 7,1 7,4

Механические свойства вольфрама сильно зависят от способа получения, предшествующей механической и термической обработки, содержания примесей.

На рисунке 1.16 приведена зависимость предела прочности от температуры обычной и монокристаллической вольфрамовой проволоки [31].

Модуль упругости слабо зависит от температуры и изменяется от 400 ГПа при 298К до 230 ГПа при 2673 К. Зависимость модуля упругости вольфрама от температуры представлена на рисунке 1.17 [31].

3900 ' 3100

га

1 2300 g 1500

О

a т

0 &

2 780

1 tt

-

.7

X V

\ хх J к.

2 -й

¿7 400 800 1200 1800

Температура. К

1 - тянутая проволока, 2 - та же проволока после рекристаллизации при 2700 оС, 3 -монокристаллическая проволока Рисунок 1.16 - Зависимость предела прочности от температуры обычной и монокристаллической вольфрамовой проволоки [31]

Рисунок 1.17 - Зависимость модуля упругости тугоплавких металлов от температуры [33]

У вольфрама, как и у всех тугоплавких металлов, при понижении температуры наблюдается интенсивный рост предела текучести, что иллюстрирует рисунок 1.18 [33].

Рисунок 1.18 - Температурная зависимость предела текучести тугоплавких металлов [33]

1.2.2 Описание стали ЭК-181, как объекта исследований

В связи с проблемой наведенной радиоактивности были разработаны новые малоактивируемые ферритно-мартенситные стали (Reduced activation ferritic-martensitic steel, RAFM) с высоким сопротивлением радиационному распуханию (практическое отсутствие распухания до 100 сна) [26]. Кроме того, таки стали хорошо совместимы с рассмотренными ранее теплоносителями и бридинговыми материалами [11].

В России разработана жаропрочная малоактивируемая ферритно-мартенситная сталь ЭК-181 (Fe—12Cr—2W—V—Ta-B), также маркируемая, как Rusfer. Высокий уровень жаропрочности стали ЭК-181 обусловлен формированием мартенсита,

21

стабилизированного частицами вторых фаз, при традиционной термической обработке (ТТО) [34]. ТТО проводится по следующей схеме: закалка с температуры 1070 - 1100 °С в средах вода/воздух + отпуск при температуре 720 °С в течение 3 ч [35]. При температурах отжига выше 1100 оС в данной стали происходит значительный рост зерна. Высокотемпературная термомеханическая обработка (ВТМО) включает в себя: выдержку в течение 1 часа при температуре 1100°С, деформация 30%, закалка в воде, последующий отпуск в течение 30 мин при температуре 720°С, охлаждение на воздухе [36]. Данные виды термообработки позволяют достичь значительного уровня жаропрочности, обусловленного формированием пластинчатого и реечного мартенсита [35].

На рисунке 1.19 [37] представлены температурные зависимости теплофизических свойств стали ЭК-181: ТКЛР, температуропроводность и теплопроводность. При 800°С наблюдается минимум температуропроводности.

Temperature,

а

Temperature, б

а - КТЛР; б - температуропроводность; в - теплопроводность Рисунок 1.19 - Телпофизические свойства стали ЭК-181 [37]

Temperature,

в

На рисунке 1.20 [38] представлены температурные зависимости механических свойств стали ЭК-181 в интервале -196-720°С. В интервале -50-450°С предел текучести стали слабо зависит от температуры, при повышении температуры деформации предел текучести снижается на 1,2-1,4МПа/°С. Тем не менее достаточно высокий (>300 МПа)

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Бачурина Диана Михайловна, 2023 год

Список использованных литературных источников

1. Субботин М.Л., Курбатов Д.К., Филимонова Е.А. ОБЗОР СОСТОЯНИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ ДЕМОНСТРАЦИОННЫХ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ В МИРЕ // VANT, Fusion. 2010. Vol. 3. P. 55-74.

2. What will ITER do ? [Electronic resource]. URL: https://www.iter.org/sci/Goals (accessed: 17.05.2022).

3. Aubert J. et al. Status of the EU DEMO HCLL breeding blanket design development // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2018. Vol. 136, № August 2017. P. 1428-1432.

4. Tavassoli A.A.F. et al. Current status and recent research achievements in ferritic/martensitic steels // J. Nucl. Mater. Elsevier, 2014. Vol. 455, № 1-3. P. 269-276.

5. Полехина Н.А. Закономерности фазовых превращений и изменения механических свойств в различных условиях обработки 12%-ных хромистых ферритно-мартенситных сталей. 2015. 132 p.

6. Zinkle S.J. Applicability of copper alloys for DEMO high heat flux components // Phys. Scr. IOP Publishing, 2015. Vol. 2016, № T167. P. 014004.

7. Coenen J.W. et al. Materials for DEMO and reactor applications-boundary conditions and new concepts. 2015.

8. Boullon R. et al. Development of a WCLL DEMO First Wall design module in the SYCOMORE system code interfaced with the neutronic one // Fusion Eng. Des. North-Holland, 2020. Vol. 153. P. 111514.

9. Abdou M. et al. Blanket/first wall challenges and required R&D on the pathway to DEMO // Fusion Eng. Des. 2015. Vol. 100. P. 2-43.

10. Heuer S. et al. Overview of challenges and developments in joining tungsten and steel for future fusion reactors // Phys. Scr. 2020. Vol. T171. P. 014028.

11. Melichar T. et al. Optimization of the first wall helium cooling system of the European DCLL using CFD approach // Fusion Eng. Des. 2017. Vol. 124. P. 426-431.

12. Wenninger R. et al. The DEMO wall load challenge // Nucl. Fusion. {IOP} Publishing, 2017. Vol. 57, № 4. P. 46002.

13. Красильников А.В. et al. Токамак с реакторными технологиями (TRT): концепция, миссии, основные особенности и ожидаемые характеристики // Физика плазмы. 2021. Vol. 47, № 11. P. 970-985.

14. Mazul I. V et al. Plasma-Facing Components of the TRT Tokamak. 2021. Vol. 47, № 12. P.1220-1237.

15. Norajita P. et al. Status of development of the EU He-cooled divertor for DEMO // Rep. 22nd IAEA Fusion Energy Conf. 2008.

16. Ihli T. et al. Design and performance study of the helium-cooled T-tube divertor concept // Fusion Eng. Des. 2007. Vol. 82, № 3. P. 249-264.

17. Raffray A.R., Malang S., Wang X. Optimizing the overall configuration of a He-cooled Walloy divertor for a power plant // Fusion Eng. Des. 2009. Vol. 84, № 7-11. P. 1553-1557.

18

19

20

21

22

23

24

25

26

27

28

29

30

31

32

33

34

35

36

Wang X., Malang S., Raffray A.R. Design Optimization of High-Performance Helium-Cooled Divertor Plate Concept // Fusion Sci. Technol. 2009. Vol. 56. P. 1023-1027.

Tillack M.S. et al. Recent US activities on advanced He-cooled W-alloy divertor concepts for fusion power plants // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2011. Vol. 86, № 1. P. 71-98.

Reiser J., Rieth M. Optimization and limitations of known DEMO divertor concepts // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2012. Vol. 87, № 5-6. P. 718-721.

Wang Z. et al. A novel liquid lithium jet-cooled finger-type divertor target concept for fusion power plant application // Nucl. Fusion. IOP Publishing, 2021. Vol. 61, № 4.

Kukushkin A.S., Pshenov A.A. Performance of the Conventional Divertor in TRT // Plasma Phys. Reports. Pleiades journals, 2021. Vol. 47, № 12. P. 1238-1244.

Vertkov A. V. et al. Comparative Analysis of Lithium First Wall Concepts for Tokamak with Reactor Technologies // Plasma Phys. Reports. Pleiades journals, 2021. Vol. 47, № 12. P.1245-1260.

Meng X.C. et al. Corrosion characteristics of copper in static liquid lithium under high vacuum // JNuM. Elsevier B.V., 2019. Vol. 513. P. 282-292.

Мазуль И.В. et al. Обращенные к плазме компоненты токамака ТРТ // 25-яй конференции «ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ПЛАЗМЫ С ПОВЕРХНОСТЬЮ». Москва, 2022.

Компаниец Т.Н. К проблеме выбора сталей для реактора ДЕМО // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. 2009. Vol. 3. P. 16-24.

Forrest R A. et al. Handbook of Activation Data Calculated Using EASY-2007. 2009. P. 666.

Маханьков А.Н. Вольфрамовая облицовка диверторной мишени для термоядерного реактора токомак. Дисс. канд. техн. наук. / С-Петербург. 2003. 200 p.

Зеликман А.Н., Никитина Л.С. Вольфрам. М.: Металлургия, 1978. 272 p.

Pintsuk G. Tungsten as a Plasma-Facing Material // Comprehensive Nuclear Materials. Elsevier Inc., 2012. 551-581 p.

Агте К., Вацек И. Вольфрам и молибден. М.: Энергия, 1964. 443 p.

Tsuchida K. et al. Recrystallization behavior of hot-rolled pure tungsten and its alloy plates during high-temperature annealing // Nucl. Mater. Energy. Elsevier, 2018. Vol. 15, № December 2017. P. 158-163.

Физическое материаловедение: Учебник для вузов в 8т./ Под общей ред. Б.А. Калина. Том 6.Конструкционные материалы ядерной техники/Б.А. Калин, П.А. Платонов, ИИ. Чернов, Я.И. Штромбах. М.:НИЯУ МИФИ, 2021- 736 с.

Тюменцев А.Н. et al. Особенности микроструктуры ферритно-мартенситной (12% Cr) стали ЭК-181 после термообработок по разным режимам // Журнал технической физики. 2012. Vol. 1. P. 52-58.

Леонтьева-Смирнова М.В. et al. Микроструктура И Механические Свойства Малоактивируемой Ферритно-Мартенситной Стали Эк-181 (Rusfer-Ek-181) // Перспективные Материалы. 2006. Vol. 6. P. 40-52.

Литовченко И.Ю. Влияние режимов термообработки на микроструктуру и

37

38

39

40

41

42

43

44

45

46

47

48

49

50

51

52

механические свойства жаропрочной ферритно-мартенситной // Вопросы атомной науки и техниеи. Сер. Термоядерный синтез. 2014. Vol. 1. P. 41-47.

Чернов В.М. et al. Структурно-фазовые превращения и физические свойства ферритно-мартенситных 12 % -ных хромистых сталей ЭК-181 и ЧС-139. 2016. P. 27.

Polekhina N.A. et al. Comparative investigation of microstructure, mechanical properties and fracture features of heat-resistant ferritic-martencitic steels EK-181, CHS-139 and EP-823 in the temperature range from -196 to 720 oC // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2018. Vol. 41, № 4. P. 38-47.

Polekhina N.A. et al. Temperature Dependences of Mechanical Properties and Fracture Features of Low-Activation Ferritic-Martensitic EK-181 Steel in a Temperature Range from - 196 to 720°C // Phys. At. Nucl. 2018. Vol. 81, № 7. P. 1024-1032.

Моляров А.В. ТЕРМИЧЕСКАЯ ОБРАБОТКА, СТРУКТУРА И ЖАРОПРОЧНОСТЬ ФЕРРИТНО-МАРТЕНСИТНЫХ СТАЛЕЙ С 12 % ХРОМА. НИТУ МИСИС, 2017. 183 p.

Pilloni L. et al. Development of innovative materials and thermal treatments for DEMO water cooled blanket // Nucl. Mater. Energy. Elsevier, 2019. Vol. 19. P. 79-86.

Litovchenko Iy. et al. The effect of heat treatment on the microstructure and mechanical properties of heat-resistant ferriticâ€"martensitic steel EK-181 // J. Nucl. Mater. 2014. Vol. 455. P. 665-668.

Basuki W.W., Aktaa J. Investigation on the diffusion bonding of tungsten and EUROFER97 // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V., 2011. Vol. 417, № 1-3. P. 524-527.

Krauss W. et al. Alternative electro-chemically based processing routes for joining of plasma facing components // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2011. Vol. 86, № 9-11. P. 1607-1610.

Basuki W.W., Aktaa J. Diffusion bonding between W and EUROFER97 using v interlayer // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V., 2012. Vol. 429, № 1-3. P. 335-340.

Basuki W.W., Aktaa J. Investigation of tungsten/EUROFER97 diffusion bonding using Nb interlayer // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2011. Vol. 86, № 9-11. P. 2585-2588.

Basuki W.W., Aktaa J. Process optimization for diffusion bonding of tungsten with EUROFER97 using a vanadium interlayer // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V., 2015. Vol. 459. P.217-224.

Cai Q. et al. Microstructure, residual stresses and mechanical properties of diffusion bonded tungsten-steel joint using a V/Cu composite barrier interlayer // Int. J. Refract. Met. Hard Mater. Elsevier Ltd, 2015. Vol. 48. P. 312-317.

Chen H.Y. et al. Investigation on W/Fe diffusion bonding using Ti foil and Ti powder interlayer by SPS // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V, 2015. Vol. 467. P. 566-571.

Hirose T. et al. Joining technologies of reduced activation ferritic/martensitic steel for blanket fabrication // Fusion Eng. Des. 2006. Vol. 81 A, № 1-4. P. 645-651.

Jung Y. Il et al. Joining methods of Be/FMS and W/FMS for the ITER TBM first wall // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2011. Vol. 86, № 9-11. P. 2390-2393.

Jung Y. Il et al. Interfacial microstructures of HIP joined W and ferritic-martensitic steel with Ti interlayers // Fusion Engineering and Design. Elsevier B.V., 2013. Vol. 88, № 9130

53

54

55

56

57

58

59

60

61

62

63

64

65

66

67

68

10. P. 2457-2460.

Oono N. et al. Microstructures of brazed and solid-state diffusion bonded joints of tungsten with oxide dispersion strengthened steel // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V., 2011. Vol. 417, № 1-3. P. 253-256.

Park J.Y. et al. Joining of tungsten to ferritic/martensitic steels by hot isostatic pressing // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V., 2013. Vol. 442, № 1-3 SUPPL.1. P. S541-S545.

Zhong Z. et al. Effect of joining temperature on the microstructure and strength of tungsten/ferritic steel joints diffusion bonded with a nickel interlayer // J. Mater. Process. Technol. 2010. Vol. 210, № 13. P. 1805-1810.

Zhong Z. et al. Microstructure and mechanical properties of diffusion bonded joints between tungsten and F82H steel using a titanium interlayer // J. Alloys Compd. 2010. Vol. 489, № 2. P. 545-551.

Zhu W. et al. Microstructural characteristics, mechanical properties and interfacial formation mechanism of tungsten alloy/steel composite structure fabricated by HIP co-sintering // Mater. Des. The Authors, 2021. Vol. 211. P. 110127.

Cai Q. et al. Effect of joining temperature on the microstructure and strength of W-steel HIP joints with Ti/Cu composite interlayer // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V, 2018. Vol. 507. P.198-207.

Liu W. et al. Fabrication of W/steel joint using hot isostatic pressing with Ti/Cu/Ti liquid forming interlayer // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2018. Vol. 135, № June. P. 59-64.

Cai Q. et al. Influence of intermetallic compounds on the microstructure and strength properties of diffusion bonded W-steel joints using Ti/Ni composite interlayer // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2018. Vol. 132, № May. P. 110-118.

Wang C. et al. Microstructure and mechanical properties of W/steel joints diffusion bonded with Nb and Nb/Ni interlayers by spark plasma sintering // J. Adhes. Sci. Technol. Taylor & Francis, 2020. Vol. 34, № 24. P. 2638-2651.

Missiaen J.M. et al. Design of a W/steel functionally graded material for plasma facing components of DEMO // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V., 2011. Vol. 416, № 3. P. 262-269.

Heuer S. et al. Ultra-fast sintered functionally graded Fe/W composites for the first wall of future fusion reactors // Compos. Part B Eng. Elsevier, 2019. Vol. 164, № April 2018. P. 205-214.

Wang J.C. et al. Effect of deuterium on bonding quality of W/Ti/Steel HIP joints in first wall application // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2019. Vol. 138, № December 2018. P. 313320.

Мазуль И.В. Разработка и исследования энергонагруженных компонентов термоядерного реактора, контактирующих с плазмой. Дисс. док. техн. наук. / С-Петербург: - 2003. - 313 с.

Weber T., Aktaa J. Numerical assessment of functionally graded tungsten/steel joints for divertor applications // Fusion Eng. Des. North-Holland, 2011. Vol. 86, № 2-3. P. 220-226.

Weber T. et al. Functionally graded vacuum plasma sprayed and magnetron sputtered tungsten/EUROFER97 interlayers for joints in helium-cooled divertor components // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 436, № 1-3. P. 29-39.

Greuner H. et al. Vacuum plasma-sprayed tungsten on EUROFER and 316L: Results of

131

69

70

71

72

73

74

75

76

77

78

79

80

81

82

83

84

85

characterisation and thermal loading tests // Fusion Eng. Des. 2005. Vol. 75-79, № SUPPL. P. 333-338.

Cizek J. et al. Cold sprayed tungsten armor for tokamak first wall // Coatings. 2019. Vol. 9, № 12. P. 1-16.

Qu D.D. et al. Thermo-mechanical response of FG tungsten/EUROFER multilayer under high thermal loads // J. Nucl. Mater. 2019. Vol. 519. P. 137-144.

Tokunaga K. et al. Heat loading behavior and thermomechanical analyses on plasma spray tungsten coated reduced-activation ferritic/martensitic steel // Fusion Eng. Des. 2018. Vol. 136, № May. P. 1624-1628.

Heuer S. et al. Atmospheric plasma spraying of functionally graded steel/tungsten layers for the first wall of future fusion reactors // Surf. Coatings Technol. 2019. Vol. 366, № March. P. 170-178.

Emmerich T., Vaßen R., Aktaa J. Thermal fatigue behavior of functionally graded W/EUROFER-layer systems using a new test apparatus // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2020. Vol. 154, № November 2019. P. 111550.

Fabrication of a He-cooled divertor module for DEMO reactor // J. Nucl. Mater. North-Holland, 2007. Vol. 367-370. P. 1472-1475.

Norajitra P. et al. Progress of He-cooled divertor development for DEMO // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2011. Vol. 86, № 9-11. P. 1656-1659.

Chehtov T., Aktaa J., Kraft O. Mechanical characterization and modeling of brazed EUROFER-tungsten-joints // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 367-370 B, № SPEC. ISS. P. 12281232.

Liu W. et al. Investigation of tungsten/steel brazing using Ta and Cu interlayer // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2016. Vol. 113. P. 102-108.

Ma Y.Z. et al. Microstructure and Mechanical Properties of Brazed Tungsten/Steel Joint for Divertor Applications // Mater. Sci. Forum. 2014. Vol. 789. P. 384-390.

Cai Q. et al. Diffusion brazing of tungsten and steel using Ti-Ni liquid phase forming interlayer // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2015. Vol. 91. P. 67-72.

БА. Калин, ПА. Платонов, И.И. Чернов Я.И.Ш. Физическое Mатериаловедение Конструкционные и функциональные материалы. 2012.

Ишков ВЖ, Федоркин О.О., Бодунов A.C СПОСОБ ПAЙКИ ТУГОПЛABКИХ MЕТAЛЛОB С КОРРОЗИОННО-СТОЙКИMИ, ЖAРОСТОЙКИMИ СТAЛЯMИ И НИКЕЛЕВЬШИ СПЛABAMИ: pat. RU2359792C2 USA. 2009.

de Prado J., Sánchez M., Ureña A. Development of brazing process for W-EUROFER joints using Cu-based fillers // Phys. Scr. IOP Publishing, 2016. Vol. T167, № 1. P. 014022.

de Prado J., Sánchez M., Ureña A. Improvements in W-Eurofer first wall brazed joint using alloyed powders fillers // Fusion Eng. Des. 2017. Vol. 124. P. 1082-1085.

de Prado J. et al. High heat flux performance of W-Eurofer brazed joints // J. Nucl. Mater. 2018. Vol. 499. P. 225-232.

Zhang Y. et al. Interfacial metallurgy study of brazed joints between tungsten and fusion related materials for divertor design // J. Nucl. Mater. 2014. Vol. 454, № 1-3.

86. Peng L. et al. Microstructural and mechanical characterizations of W / CuCrZr and W / steel joints brazed with Cu-22TiH 2 fi ller // J. Mater. Process. Tech. Elsevier, 2018. Vol. 254, № November 2017. P. 346-352.

87. Kalin B.A. et al. Development of brazing foils to join monocrystalline tungsten alloys with ODS-EUROFER steel // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 367-370 B, № SPEC. ISS. P. 12181222.

88. Zhu W. et al. A Ti-Fe-Sn thin film assembly for joining tungsten and reduced activation ferritic-martensitic steels // Mater. Des. Elsevier Ltd, 2017. Vol. 125. P. 55-61.

89. Wang J. et al. Tungsten/reduced activation ferritic-martensitic steel joints made with an Fe-Si-B amorphous filler // Mater. Sci. Technol. (United Kingdom). 2021.

90. Cai Q. et al. Rational design of composite interlayer for diffusion bonding of tungsten-steel joints // Int. J. Refract. Met. Hard Mater. Elsevier, 2018. Vol. 70, № October 2017. P. 155161.

91. Иванников А.А. Высоконикелевые аморфные и наноструктурные сплавы для создания термостойких неразъемных соединений конструктивных элементов из аустенитных сталей. Дисс. канд. техн. наук. / Москва: - 2020. - 129 с. НИЯУ МИФИ.

92. Пенязь М.А. Влияние элементного состава быстрозакалённых ленточных сплавов-припоев на основе никеля на механические и коррозионные свойства паяных соединений из стали типа Х18Н9. Дисс. канд. техн. наук. / Москва: - 2022. - 132 с. НИЯУ МИФИ.

93. Светогоров Р.Д., Сульянов С.Н. Порошковая дифракция высокого разрешения на станции «РСА» Курчатовского источника синхротронного излучения // IX Национальная кристаллохимическая конференция. Суздаль, 2018. P. 81.

94. Svetogorov R.D., Sulyanov S.N. Dionis - Diffraction Open Integration Software: pat. 2018660965 USA.

95. Chernov V.M. et al. Thermal stability of the microstructure of 12% chromium ferritic-martensitic steels after long-term aging at high temperatures // Tech. Phys. Maik Nauka-Interperiodica Publishing, 2016. Vol. 61, № 2. P. 209-214.

96. Van der Schaaf B. et al. The development of EUROFER reduced activation steel // Fusion Eng. Des. North-Holland, 2003. Vol. 69, № 1-4 SPEC. P. 197-203.

97. Stork D. et al. Materials R&D for a timely DEMO: Key findings and recommendations of the EU Roadmap Materials Assessment Group // Fusion Engineering and Design. Elsevier Ltd, 2014. Vol. 89, № 7-8. P. 1586-1594.

98. Harrington C. Dynamic modelling of balance of plant systems for a pulsed DEMO power plant // Fusion Eng. Des. Elsevier B.V., 2015. Vol. 98-99. P. 2147-2151.

99. Huang Y. et al. Thermo-structural design of the European DEMO water-cooled blanket with a multiscale-multiphysics framework // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2018. Vol. 135, № April. P. 31-41.

100. Sergeev N.S., Sorokin I.A. Modification of the tungsten surface under the beam plasma discharge plasmas // 47th EPS Conference on Plasma Physics47th EPS Conference on Plasma Physics. 2021. P. 197-200.

101. Eremkin A. V. et al. Test facility for experimental investigation of iter divertor components behavior under high heat fluxes // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2020.

Vol. 43, № 4. P. 5-14.

102. Isaac Samuel E. et al. Creep Deformation and Rupture Behaviour of P92 Steel at 923 K // Procedia Eng. No longer published by Elsevier, 2013. Vol. 55. P. 64-69.

103. Ланская К.A. Высокохромистые жаропрочные стали. Mеталлурги. M., 1976. 216 p.

104. de Prado J., Sánchez M., Ureña A. Evaluation of mechanically alloyed Cu-based powders as filler alloy for brazing tungsten to a reduced activation ferritic-martensitic steel // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V, 2017. Vol. 490, № April. P. 188-196.

105. Под общ. ред. Н.П. Лякишева. Диаграммы состояния двойных металлических систем: Справочник: В 3 т.: Т.2. M.: Mашиностроение, 1997. 1024 p.

106. Zarrinfar N., Kennedy A.R., Shipway P.H. Reaction synthesis of Cu-TiCx master-alloys for the production of copper-based composites // Scr. Mater. 2004. Vol. 50, № 7. P. 949-952.

107. Тюменцев A.H et al. Особенности микроструктуры феррито-мартенситной (12% Cr) стали ЭК-181 после термообработок по разным режимам // Журнал технической физики. 2012. Vol. 82, № 1. P. 52-58.

108. Penyaz M.A. et al. Thermal fatigue damage of steel joints brazed with various nickel filler metals // Non-ferrous Met. 2019. Vol. 46, № 1. P. 33-39.

109. Prado J. De et al. E ff ect of Cr and V coatings on W base material in W-Eurofer brazed joints for fusion applications // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2020. Vol. 159, № January. P. 111748.

110. Bachurina D. et al. Self-passivating smart tungsten alloys for DEMO: a progress in joining and upscale for a first wall mockup // Tungsten. Springer Singapore, 2021. Vol. 3, № 1. P. 101-115.

111. Codescu M.M. et al. Zn based hydroxyapatite based coatings deposited on a novel FeMoTaTiZr high entropy alloy used for bone implants // Surfaces and Interfaces. Elsevier B.V., 2021. № June. P. 101591.