Ямагучі С.
CASER, Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія;
Кафедра Електр. Техн. Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія
Іванов Ю.
CASER, Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія
Щагара А.
Національний інститут ядерних досліджень, Гіфу 509-5292, Японія
Емото М.
Національний інститут ядерних досліджень, Гіфу 509-5292, Японія
Окамото Ю.
Національна академія оборони, Йокосука, 239-8686, Японія
Накацугава Х.
Національный університет Йокогами, 240-8501, Японія
Китагава Х.
Університет Шимане, Мацує, 690-8504, Японія
Хамабе М.
CASER, Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія
Ватанабе Ф.
CASER, Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія
Сан Ж.
CASER, Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія
Кавахара Т.
CASER, Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія;
Кафедра Електр. Техн. Університет Чубу, Аічі, 487-8501, Японія
Ключові слова: термоелектричне охолоджування, перетворення енергії, ядерний синтез, високотемпературні матеріали.
Анотація: Для скорочення поверхні взаємодії плазми з метою продовження часу утримання високотемпературної плазми ядерному реактору необхідна диверторна пластина. Пластина, що закріплюється на вакуумній камері, має бути попередньо охолодженою. Функцією дивертора є регулювання потоку плазмових часток, для чого він розташовується в системі нагнітання (вантажній системі). Тепловий потік до диверторної пластини ядерного реактора досить великий, майже 10 MW/mІ і частки високої енергії, так само як і випромінювання плазми зазнають бомбардування на поверхні пластини. Тепловий потік на поверхні диверторної пластини рівний по величині тепловому потокові усередині космічної енергетичної установки , однак у тепловому потоці космічної енергетичної установки відсутні частки високої енергії. Для видалення теплового потоку з поверхні диверторної пластини зворотну сторону пластини необхідно остудити за допомогою потоку води, крім того, для реалізації теплового опору пластина повинна бути тонкою. Внаслідок цього, перепад температур на пластині перевищує 1500 К. У справжньому експерименті вуглець і вольфрам використовуються як матеріали для виготовлення диверторної пластини внаслідок їхньої високої теплопровідності й високої температури плавлення. Один з авторів (SY) запропонував використовувати термоелектричний дивертор для генерування електричного струму ще в 2002 р., однак коефіцієнти термоЕРС цих матеріалів, так само як і вихідна потужність, недостатньо високі. У даній роботі ми пропонуємо використовувати карбід кремнію (SіС) як новий матеріал для виготовлення термоелектричного дивертора, оскільки його теплопровідність вища від теплопровідності вольфраму, коефіцієнт термоЕРС SіС дорівнює майже100мV/K, він не плавиться і має температуру сублімації 2700 К. Ми також пропонуємо з’єднання термоелектричної емісії із системою термоелектричного генерування. Крім цього, обговорюється структура диверторної пластини і її ККД щодо видаленню тепла й генеруванню електроенергії.
Література:
- A.W. Leonard, W. Suttrop, T.H. Osborne, T.E. Evans, D.N. Hill, A. Herrmann, C.J. Lasnier, D.N. Thomas, J.G. Watkins, W.P. West, M. Weinlich and H. Zohm, Divertor Heat and Particle Flux due to ELMs in DIII-D and ASDEX-upgrade, J. Nucl. Materials 241-243, 628- 632 (1997).
- A. Herrmann, T. Eich, S. Jachmich, M. Laux, P. Andrew, A. Bergmann, A. Loarte, G. Matthews, J. Neuhauser, ASDEX Upgrade team, Contributors to EFDA-JET Work Programme, Stationary and Transient Divertor Heat Flux Profiles and Extrapolation to ITER, J. Nucl. Materials 313-316, 759-767 (2003).
- M.S. Tillack, A.R. Raffray, X.R. Wang, S. Malang, S. Abdel-Khalik, M. Yoda and D. Youchison, Recent US Activities on Advanced He-cooled W-alloy Divertor Concepts for Fusion Power Plants, Fusion Eng. Des. 86, 71-98 (2011).
- A.S. Kukushkin, H.D. Pacher, G. Federici, G. Janeschitz, A. Loarte, G.W. Pacher, Divertor Issues on ITER and Extrapolation to Reactors, Fusion Eng. Des. 65, 355-366 (2003).
- A. Sagara, O. Motojima, K. Watanabe, S. Imagawa, H. Yamanishi, O. Mitarai, T. Satow, H. Tikaraishi, FFHR Group, Blanket and Divertor Design for Force Free Helical Reactor (FFHR), Fusion Eng. Des. 29, 51-56 (1995).
- D.N. Hill, A review of ELMs in Divertor Tokamaks, J. Nucl. Materials 241-243, 182-198 (1997).
- T. Tsunematsu, The Scaling Law of Energy Confinement Time for ITER, Fusion Eng. Des. 15, 309-310 (1992).
- P. Gavila, B. Riccardi, S. Constans, J.L. Jouvelot, I. Vastra Bobin, M. Missirlian, M. Richou, High Heat Flux Testing of Mock-ups for a Full Tungsten ITER Divertor, Fusion Eng. Des. 86, 1652-1655 (2011).
- E. Visca, F. Escourbiac, S. Libera, A. Mancini, G. Mazzone, M. Merola, A. Pizzuto, Testing of High Heat Flux Components Manufactured by ENEA for ITER Divertor, Fusion Eng. Des. 84, 309-313 (2009).
- S. Yamaguchi, Thermoelectric Energy Conversion in Fusion Reactor, J. Plasma Fusion Res. 72, 1283-1291 (1996) (in Japanese).
- S. Yamaguchi, Thermoelectric Conversion and its Application for Nuclear Fusion, J. Plasma Fusion Res. 78, 19-35(2002) (in Japanese).
- S. Yamaguchi, S. Ohyabu and O. Motojima, A Proposal for Divertor Cooling and Electric Power Generation in Plasma Fusion Device, Proc. 1996 Int. Conf. on Plasma Physics (ICPP96) (Nagoya, Japan, 1996), 1394-1397.
- K. Koumoto, T. Seki, C.H. Pai and H. Yanagida, CVD Synthesis and Thermoelectric Properties of Boron Carbide, J. Ceram. Soc. Jpn. 100, 853-857 (1992).
- Y. Arita, K. Suzuki and T. Matsui, Development of High Temperature Calorimeter: Heat Capacity Measurement by Direct Heating Pulse Calorimetry, J. Phys. Chem. Solids. 66, 231- 234 (2005).
- S. Fukuda, T. Kato, Y. Okamoto, H. Nakatsugawa, H. Kitagawa, S. Yamaguchi, Thermoelectric Properties of Single-Crystalline SiC and Dense Sintered SiC for Self-Cooling Devices, Jpn. J. Appl. Phys. 50, 031301 (2011).
- M. Bouchacourt, F. Thevenot, The Correlation Between the Thermoelectric Properties and Stoichiometry in the Boron Carbide Phase B4C-B10.5C, J. Mater. Sci. 20, 1237-1247 (1985).
Надійшла до редакції 25.06.12.