✖


Jump to content

Плазменный материал

Интерьер Alcator C-Mod : молибденовая плитка, использованная в качестве материала первой стены.
Внутренняя часть токамака: переменная конфигурации, показывающая графитовые плитки, используемые в качестве материала первой стены.

В области термоядерной энергии исследованиях в с плазмой материал (или материалы) ( PFM ) представляет собой любой материал, используемый для создания компонентов, обращенных к плазме ( PFC ), тех компонентов, которые подвергаются воздействию плазмы , в которой происходит ядерный синтез , и, в частности, используемого материала. для футеровки первой стенки или диверторной зоны корпуса реактора .

Плазменные материалы для конструкций термоядерных реакторов должны поддерживать общие этапы производства энергии, в том числе:

  1. Генерация тепла посредством термоядерного синтеза,
  2. Улавливая тепло в первой стене,
  3. Передача тепла происходит быстрее, чем улавливание тепла.
  4. Производство электроэнергии.

Кроме того, PFM должны работать в течение всего срока службы корпуса термоядерного реактора, выдерживая суровые условия окружающей среды, такие как:

  1. Ионная бомбардировка вызывает физическое и химическое распыление и, следовательно, эрозию .
  2. Ионная имплантация вызывает повреждение смещения и изменение химического состава.
  3. Высокие тепловые потоки (например, 10 МВт/м ) из-за ELMS и других переходных процессов.
  4. Ограниченное кодирование и секвестрация трития.
  5. Стабильные термомеханические свойства в эксплуатации.
  6. Ограниченное количество негативных ядерной трансмутации. эффектов

В настоящее время исследования термоядерных реакторов сосредоточены на повышении эффективности и надежности генерации и улавливания тепла, а также на повышении скорости передачи. Производство электроэнергии из тепла выходит за рамки текущих исследований из-за существующих эффективных циклов теплопередачи, таких как нагрев воды для работы паровых турбин, приводящих в движение электрические генераторы.

Современные конструкции реакторов основаны на реакциях синтеза дейтерия-трития (DT), в результате которых образуются нейтроны высокой энергии, которые могут повредить первую стенку. [1] однако нейтроны высокой энергии (14,1 МэВ) необходимы для работы бланкета и тритиевого бридера . Тритий не является естественным изотопом из-за его короткого периода полураспада, поэтому для термоядерного реактора DT его необходимо будет получать путем ядерной реакции изотопов лития (Li), бора (B) или бериллия (Be) с высоким содержанием -энергии нейтронов, которые сталкиваются внутри первой стенки. [2]

Требования

[ редактировать ]

Большинство термоядерных устройств с магнитным удержанием (MCFD) в своей технической конструкции состоят из нескольких ключевых компонентов, в том числе:

  • Магнитная система: удерживает дейтерий-тритиевое топливо в виде плазмы и в форме тора.
  • Вакуумный сосуд: содержит основную термоядерную плазму и поддерживает условия термоядерного синтеза.
  • Первая стенка: расположена между плазмой и магнитами для защиты внешних компонентов сосуда от радиационного повреждения.
  • Система охлаждения: отводит тепло от камеры и передает тепло от первой стенки.

Плазма ядерного синтеза не должна фактически касаться первой стенки. В ИТЭР и во многих других текущих и планируемых экспериментах по термоядерному синтезу, особенно в проектах токамака и стелларатора используются интенсивные магнитные поля , в попытке добиться этого , хотя проблемы нестабильности плазмы остаются. Однако даже при стабильном удержании плазмы материал первой стенки будет подвергаться воздействию нейтронного потока, более высокого, чем в любом современном ядерном энергетическом реакторе , что приводит к двум ключевым проблемам при выборе материала:

  • Чтобы быть экономически жизнеспособным, он должен выдерживать этот поток нейтронов в течение достаточного периода времени.
  • Он не должен стать настолько радиоактивным , чтобы образовать неприемлемое количество ядерных отходов , когда в конечном итоге произойдет замена облицовки или вывод станции из эксплуатации .

Подкладочный материал также должен:

  • Допускать прохождение большого теплового потока .
  • Будьте совместимы с интенсивными и нестабильными магнитными полями .
  • Минимизируйте загрязнение плазмы.
  • Производиться и заменяться по разумной цене.

Некоторые важные компоненты, обращенные к плазме, такие как, в частности, дивертор , обычно защищены материалом, отличным от того, который используется для основной площади первой стенки. [3]

Предлагаемые материалы

[ редактировать ]

К материалам, которые в настоящее время используются или находятся на рассмотрении, относятся:

Также рассматриваются и используются многослойные плитки из нескольких этих материалов, например:

  • Тонкий слой молибдена на графитовой плитке.
  • Тонкий слой вольфрама на графитовых плитках.
  • Слой вольфрама поверх слоя молибдена на графитовых плитках.
  • Слой карбида бора поверх плиток CFC. [6]
  • Слой жидкого лития на графитовых плитках. [8]
  • Слой жидкого лития поверх слоя бора на графитовых плитках. [9]
  • Слой жидкого лития на поверхностях или диверторах из твердого ПФУ на основе вольфрама. [10]

Графит использовался в качестве первого материала стенок Объединенного европейского тора (JET) при его запуске (1983 г.), в токамаке с переменной конфигурацией (1992 г.) и в Национальном эксперименте по сферическому тору (NSTX, первая плазма, 1999 г.). [11]

Бериллий использовался для модернизации JET в 2009 году в ожидании его предполагаемого использования в ИТЭР . [12]

Вольфрам используется для дивертора в JET и будет использоваться для дивертора в ИТЭР. [12] [13] Он также используется для первой стены в ASDEX Upgrade . [14] Для дивертора ASDEX Upgrade использовались графитовые плитки, напыленные плазмой вольфрама. [15] Исследования вольфрама в диверторе проводились на установке ДIII-Д. [16] В этих экспериментах использовались два кольца изотопов вольфрама, встроенные в нижний дивертор, для характеристики эрозии вольфрама во время работы.Молибден используется в качестве первого материала стенок в Alcator C-Mod (1991).

Жидкий литий (LL) использовался для покрытия PFC термоядерного реактора токамак в эксперименте по литиевому токамаку (TFTR, 1996). [8]

Соображения

[ редактировать ]

Разработка удовлетворительных материалов, обращенных к плазме, является одной из ключевых проблем, которые еще предстоит решить в рамках текущих программ. [17] [18]

Характеристики материалов, обращенных к плазме, можно оценить по следующим показателям: [9]

  • Производство электроэнергии для данного размера реактора.
  • Стоимость производства электроэнергии.
  • Самообеспеченность производства трития.
  • Доступность материалов.
  • Проектирование и изготовление ПФК.
  • Безопасность при утилизации отходов и обслуживании.

) . Этим вопросом будет заниматься Международный центр по облучению термоядерных материалов (IFMIF Материалы, разработанные с использованием IFMIF, будут использоваться в DEMO , предлагаемом преемнике ИТЭР.

Французский лауреат Нобелевской премии по физике Пьер-Жиль де Женн сказал о ядерном синтезе: «Мы говорим, что поместим Солнце в ящик. Идея красивая. Проблема в том, что мы не знаем, как сделать ящик». [19]

Последние события

[ редактировать ]

Известно, что твердые материалы, обращенные к плазме, подвержены повреждениям при больших тепловых нагрузках и высоком потоке нейтронов. В случае повреждения эти твердые частицы могут загрязнить плазму и снизить стабильность удержания плазмы. Кроме того, радиация может просачиваться через дефекты твердых тел и загрязнять внешние компоненты сосуда. [1]

Компоненты из жидкого металла, обращенные к плазме, которые окружают плазму, были предложены для решения проблем в PFC. В частности, было подтверждено, что жидкий литий (ЖЛ) обладает различными свойствами, привлекательными для работы термоядерного реактора. [1]

вольфрам

[ редактировать ]

Вольфрам широко признан предпочтительным материалом для компонентов, обращенных к плазме, в термоядерных устройствах следующего поколения, во многом благодаря его уникальному сочетанию свойств и потенциалу для улучшения. Низкая скорость эрозии делает его особенно подходящим для условий высоких напряжений термоядерных реакторов, где он может выдерживать интенсивные условия без быстрого разрушения. Кроме того, низкий уровень удержания трития вольфрамом за счет совместного осаждения и имплантации имеет решающее значение в контексте термоядерного синтеза, помогая минимизировать накопление этого радиоактивного изотопа. [20] [21] [22]

Еще одним ключевым преимуществом вольфрама является его высокая теплопроводность, необходимая для управления чрезмерным выделением тепла в процессах термоядерного синтеза. Это свойство обеспечивает эффективный отвод тепла, снижая риск повреждения внутренних компонентов реактора. Кроме того, потенциал разработки радиационно-упрочненных сплавов вольфрама дает возможность повысить его долговечность и характеристики в условиях интенсивной радиации, типичных для термоядерных реакторов.

Несмотря на эти преимущества, вольфрам не лишен недостатков. Одной из примечательных проблем является его тенденция способствовать высокому излучению активной зоны, что является серьезной проблемой для поддержания характеристик плазмы в термоядерных реакторах. Тем не менее, вольфрам был выбран в качестве материала, обращенного к плазме, для дивертора первого поколения проекта ИТЭР, и, вероятно, он также будет использоваться для первой стенки реактора.

Понимание поведения вольфрама в термоядерной среде, включая его источники, миграцию и транспортировку в очищающем слое (SOL), а также его потенциал загрязнения активной зоны, является сложной задачей. Продолжаются значительные исследования для разработки зрелого и подтвержденного понимания этой динамики, особенно для прогнозирования поведения материалов с высоким Z (высоким атомным номером), таких как вольфрам, в устройствах токамака следующего шага.

Чтобы решить проблему присущей вольфраму хрупкости, которая ограничивает его эксплуатационный диапазон, был разработан композитный материал, известный как W-композит с усиленным W-волокном (Wf/W). Этот материал включает в себя внешние механизмы упрочнения, позволяющие значительно повысить ударную вязкость, как было продемонстрировано на небольших образцах Wf/W.

В контексте будущих термоядерных электростанций вольфрам выделяется своей устойчивостью к эрозии, самой высокой температурой плавления среди металлов и относительно щадящим поведением при нейтронном облучении. Однако его температура перехода от пластичного к хрупкому (DBTT) вызывает беспокойство, особенно поскольку она увеличивается под воздействием нейтронов. Чтобы преодолеть эту хрупкость, изучается несколько стратегий, включая использование нанокристаллических материалов, вольфрамового легирования и W-композитных материалов.

Особого внимания заслуживают вольфрамовые ламинаты и армированные волокнами композиты, в которых используются исключительные механические свойства вольфрама. В сочетании с высокой теплопроводностью меди эти композиты обеспечивают улучшенные термомеханические свойства, выходящие за пределы рабочего диапазона традиционных материалов, таких как CuCrZr. Для применений, требующих еще более высокой термостойкости, были разработаны вольфрамовые композиты (Wf/W), армированные вольфрамовым волокном, включающие механизмы повышения ударной вязкости, тем самым расширяя потенциальные возможности применения вольфрама в термоядерной технологии.

Литий

[ редактировать ]

Литий (Li) — щелочной металл с низким Z (атомным номером). Li имеет низкую первую энергию ионизации ~ 5,4 эВ и обладает высокой химической активностью по отношению к ионам, обнаруженным в плазме активных зон термоядерных реакторов. В частности, Li легко образует стабильные соединения лития с изотопами водорода, кислорода, углерода и другими примесями, обнаруженными в DT-плазме. [1]

Реакция синтеза DT приводит к образованию заряженных и нейтральных частиц в плазме. Заряженные частицы остаются магнитно удерживаемыми в плазме. Нейтральные частицы не удерживаются магнитом и будут двигаться к границе между более горячей плазмой и более холодной ПФУ. Достигнув первой стенки, как нейтральные частицы, так и заряженные частицы, вышедшие из плазмы, становятся холодными нейтральными частицами в газообразной форме. Внешний край холодного нейтрального газа затем «перерабатывается» или смешивается с более горячей плазмой. Считается, что градиент температуры между холодным нейтральным газом и горячей плазмой является основной причиной аномального транспорта электронов и ионов из магнитно-удерживаемой плазмы. По мере уменьшения рециркуляции градиент температуры уменьшается и стабильность удержания плазмы увеличивается. При лучших условиях термоядерного синтеза в плазме производительность реактора возрастает. [23]

Первоначальное использование лития в 1990-х годах было мотивировано необходимостью в ПФУ с низкой степенью переработки. В 1996 году к PFC TFTR было добавлено ~ 0,02 грамма литиевого покрытия, в результате чего выходная мощность термоядерного синтеза и удержание термоядерной плазмы улучшились в два раза. На первой стенке литий вступал в реакцию с нейтральными частицами с образованием стабильных соединений лития, что приводило к низкой переработке холодного нейтрального газа. Кроме того, уровень загрязнения плазмы литием обычно был значительно ниже 1%. [1]

С 1996 года эти результаты были подтверждены большим количеством термоядерных устройств с магнитным удержанием (MCFD), которые также использовали литий в своих PFC, например: [1]

  • TFTR (США), CDX-U (2005 г.)/ LTX (2010 г.) (США), CPD (Япония), HT-7 (Китай), EAST (Китай), FTU (Италия).
  • NSTX (США), Т-10 (Россия), Т-11М (Россия), TJ-II (Испания), RFX (Италия).

Генерация первичной энергии в конструкциях термоядерных реакторов происходит за счет поглощения нейтронов высокой энергии. Результаты этих MCFD подчеркивают дополнительные преимущества покрытий из жидкого лития для надежного производства энергии, в том числе: [1] [23] [8]

  1. Поглощайте высокоэнергетические или быстродвижущиеся нейтроны. Около 80% энергии, вырабатываемой в реакции синтеза DT, приходится на кинетическую энергию вновь образовавшегося нейтрона.
  2. Преобразуйте кинетическую энергию поглощенных нейтронов в тепло на первой стене. Тепло, выделяющееся на первой стене, затем может быть отведено хладагентами во вспомогательных системах, генерирующих электроэнергию.
  3. Самодостаточное получение трития путем ядерной реакции с поглощенными нейтронами. Нейтроны различной кинетической энергии будут запускать реакции образования трития.

Жидкий литий

[ редактировать ]

В настоящее время проходят испытания новые разработки в области жидкого лития, например: [9] [10]

  • Покрытия из все более сложных жидких соединений лития.
  • Многослойные покрытия из LL, B, F и других металлов с низким Z.
  • Покрытия повышенной плотности из ЛЛ для использования на ПФК, рассчитанных на большие тепловые нагрузки и нейтронный поток.

Карбид кремния

[ редактировать ]

Карбид кремния (SiC), тугоплавкий керамический материал с низким Z, стал многообещающим кандидатом в качестве конструкционных материалов в энергетических устройствах магнитного синтеза. Хотя замечательные свойства SiC когда-то привлекали внимание экспериментов по термоядерному синтезу, прошлые технологические ограничения препятствовали его более широкому использованию. Однако развивающиеся возможности волокнистых композитов SiC (SiCf/SiC) в реакторах деления IV поколения возобновили интерес к SiC как к термоядерному материалу. [24]

Современные версии SiCf/SiC сочетают в себе многие желательные свойства композитов из углеродного волокна, такие как термомеханическая прочность и высокая температура плавления. Эти версии также обладают уникальными преимуществами: они демонстрируют минимальную деградацию свойств при воздействии высоких уровней нейтронного повреждения. Тем не менее, химическое и физическое распыление SiC по-прежнему важно, и остается ключевой вопрос увеличения запасов трития за счет совместного осаждения с течением времени и повышения текучести частиц. SiC продемонстрировал более низкий коэффициент диффузии трития, чем наблюдаемый в других конструкционных материалах, и это свойство можно дополнительно оптимизировать путем нанесения тонкого слоя монолитного SiC на подложку SiC/SiCf. [25] [26]

Было продемонстрировано, что силиконизация как метод подготовки стенок снижает примеси кислорода и повышает эффективность плазмы. [27] [28] Текущие исследовательские усилия сосредоточены на понимании поведения SiC в условиях, связанных с реакторами, что дает ценную информацию о его потенциальной роли в будущих термоядерных технологиях. Богатые кремнием пленки на диверторных ПФУ были недавно разработаны с использованием инжекции кремниевых гранул в сценариях режима высокого удержания в DIII-D , что побудило к дальнейшим исследованиям по совершенствованию метода для более широкого применения термоядерного синтеза. [29]

См. также

[ редактировать ]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Перейти обратно: а б с д и ж г Литий как компонент, обращенный к плазме, для исследований магнитного синтеза. Оно. 2012, получено 1 ноября 2015 г.
  2. ^ Ихли, Т; Басу, ТК; Джанкарли, LM; Кониси, С; Маланг, С; Наджмабади, Ф; Нисио, С; Раффрэ, Арканзас; Рао, CVS; Сагара, А; Ву, Ю (декабрь 2008 г.). «Обзор проектов бланкетов перспективных термоядерных реакторов». Термоядерная инженерия и дизайн . 83 (7–9): 912–919. Бибкод : 2008FusED..83..912I . дои : 10.1016/j.fusengdes.2008.07.039 .
  3. ^ Стоафер, Крис (14 апреля 2011 г.). «Концепция диверторной системы токамак и проект ИТЭР» (PDF) . Прикладная физика и прикладная математика в Колумбийском университете . Архивировано из оригинала (PDF) 11 декабря 2013 года . Проверено 20 апреля 2019 г.
  4. ^ «Уменьшение коррозии жидким оловом может привести к лучшему охлаждению в термоядерных реакторах» . phys.org. Декабрь 2022 г. Архивировано из оригинала 28 декабря 2022 г. Проверено 22 июля 2024 г.
  5. ^ «Разработка компонентов первой стенки с покрытием из карбида бора для Wendelstein 7-X» . Макс Планк Гезельшафт . Архивировано из оригинала 12 мая 2011 года.
  6. ^ Перейти обратно: а б с Обнаружен механический перелом плиток первой стены из ХФУ. Также показано первое применение плиток CFC, преобразованных в B4C (борированных по поверхности методом конверсии). , получено 11 сентября 2012 г.
  7. ^ Хино, Т; Джинуши, Т; Ямаути, Ю; Хашиба, М.; Хирохата, Ю.; Като, Ю.; Кохьяма, А. (2012). «Карбид кремния как материал для плазменной облицовки или покрытия». Усовершенствованные керамические композиты SiC/SiC: разработки и применение в энергетических системах . Серия керамических сделок. 144 : 353–361. дои : 10.1002/9781118406014.ch32 . ISBN  9781118406014 .
  8. ^ Перейти обратно: а б с «Эксперимент на литиевом токамаке (LTX)» (PDF) . Информационный бюллетень. Принстонская лаборатория физики плазмы. Март 2011 г. Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 г. . Проверено 20 апреля 2019 г.
  9. ^ Перейти обратно: а б с Кайта Р., Берзак Л., Бойл Д. (29 апреля 2010 г.). «Эксперименты с жидкометаллическими стенками: Статус эксперимента на литиевом токамаке» . Термоядерная инженерия и дизайн . 85 (6): 874–881. Бибкод : 2010FusED..85..874K . дои : 10.1016/j.fusengdes.2010.04.005 . S2CID   120010130 .
  10. ^ Перейти обратно: а б Недавний прогресс в литиевой программе NSTX/NSTX-U и перспективы разработки дивертора на основе жидкого лития, подходящего для реакторов. , получено 1 ноября 2015 г.
  11. ^ Горансон, П.; Барнс, Г.; Хшановски Дж.; Хайценредер, П.; Нельсон, Б.; Ноймайер, К.; Пинг, Дж. (1999). Проектирование компонентов, обращенных к плазме, для Национального эксперимента по сферическому токамаку (NSTX) . 18-й симпозиум IEEE/NPSS по термоядерной технике. дои : 10.1109/FUSION.1999.849793 .
  12. ^ Перейти обратно: а б Хейрбо, Джим (16 августа 2012 г.). «Как футеровать термоядерный реактор» . Наука . Проверено 20 апреля 2019 г.
  13. ^ Дьес, М.; Болден, М.; Брезинсек, С.; Корре, Ю.; Федорчак, Н.; Фирдаус, М.; Фортуна, Э.; Гаспар, Дж.; Ганн, JP; Хакола, А.; Лоарер, Т.; Мартин, К.; Майер, М.; Рейлак, П.; Ришу, М. (01 марта 2023 г.). «Обзор взаимодействия поверхностей плазмы и вольфрама на участке испытаний дивертора в WEST во время кампаний C3 и C4» . Ядерные материалы и энергетика . 34 : 101399. Бибкод : 2023NMEne..3401399D . дои : 10.1016/j.nme.2023.101399 . ISSN   2352-1791 .
  14. ^ «Примеры тестовых покрытий для модернизированной вольфрамовой первой стенки ASDEX: сравнение различных методов покрытия» . Макс Планк Гезельшафт . Архивировано из оригинала 13 мая 2011 года.
  15. ^ Ной, Р.; и др. (декабрь 1996 г.). «Эксперимент с вольфрамовым дивертором на выставке ASDEX Upgrade». Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез . 38 (12А): А165–А179. дои : 10.1088/0741-3335/38/12A/013 . S2CID   250893393 .
  16. ^ Петти, CC; Команда DIII-D (5 июня 2019 г.). «Исследовательские работы DIII-D, создающие научную основу для будущих термоядерных реакторов» (PDF) . Ядерный синтез . 59 (11): 112002. Бибкод : 2019NucFu..59k2002P . дои : 10.1088/1741-4326/ab024a . S2CID   127950712 .
  17. ^ Эванс, лл. М.; Маргеттс, Л.; Казаленьо, В.; Левер, Л.М.; Бушелл, Дж.; Лоу, Т.; Уоллворк, А.; Янг, П.; Линдеманн, А. (28 мая 2015 г.). «Нестационарный термический конечно-элементный анализ моноблока CFC–Cu ИТЭР с использованием данных рентгеновской томографии» . Термоядерная инженерия и дизайн . 100 : 100–111. Бибкод : 2015FusED.100..100E . дои : 10.1016/j.fusengdes.2015.04.048 . hdl : 10871/17772 .
  18. ^ Эванс, лл. М.; Маргеттс, Л.; Казаленьо, В.; Леонард, Ф.; Лоу, Т.; Ли, доктор медицинских наук; Шмидт, М.; Маммери, премьер-министр (01.06.2014). «Термическая характеристика методов соединения керамики и металла для сварки с использованием рентгеновской томографии» . Термоядерная инженерия и дизайн . 89 (6): 826–836. Бибкод : 2014FusED..89..826E . дои : 10.1016/j.fusengdes.2014.05.002 .
  19. ^ Мичио Каку , Физика невозможного , стр.46-47.
  20. ^ Ной, Р.; и др. (2005). «Вольфрам: вариант для компонентов дивертора и основной камеры, обращенных к плазме, в будущих термоядерных устройствах». Ядерный синтез . 45 (3): 209–218. Бибкод : 2005NucFu..45..209N . дои : 10.1088/0029-5515/45/3/007 . S2CID   56572005 .
  21. ^ Филиппс, В.; и др. (2011). «Вольфрам как материал для плазменных компонентов термоядерных устройств». Журнал ядерных материалов . 415 (1): С2 – С9. Бибкод : 2011JNuM..415S...2P . дои : 10.1016/j.jnucmat.2011.01.110 .
  22. ^ Ной, Р.; и др. (2016). «Передовые вольфрамовые материалы для плазменных компонентов DEMO и термоядерных электростанций». Термоядерная инженерия и дизайн . 109–111: 1046–1052. Бибкод : 2016FusED.109.1046N . дои : 10.1016/j.fusengdes.2016.01.027 . hdl : 11858/00-001M-0000-002B-3142-7 .
  23. ^ Перейти обратно: а б Молоков, С.С.; Моро, Р.; Моффатт К.Х. Магнитогидродинамика: историческая эволюция и тенденции, с. 172-173.
  24. ^ Абрамс, Т.; и др. (2021). «Оценка карбида кремния как материала диверторной брони в разрядах H-моды DIII-D». Ядерный синтез . 61 (6): 066005. arXiv : 2104.04083 . Бибкод : 2021NucFu..61f6005A . doi : 10.1088/1741-4326/abecee . S2CID   233204645 .
  25. ^ Като, Ю.; и др. (2012). «Радиационные эффекты в SiC для применения в ядерных конструкциях». Современное мнение в области твердого тела и материаловедения . 16 (3): 143–152. Бибкод : 2012COSSM..16..143K . дои : 10.1016/j.cossms.2012.03.005 .
  26. ^ Коянаги, Т.; и др. (2018). «Последний прогресс в разработке композитов SiC для применения в ядерном синтезе» . Журнал ядерных материалов . 511 : 544–555. Бибкод : 2018JNuM..511..544K . дои : 10.1016/j.jnucmat.2018.06.017 . S2CID   104235507 .
  27. ^ Винтер, Дж.; и др. (1993). «Улучшение производительности плазмы в TEXTOR с поверхностями с кремниевым покрытием». Физ. Преподобный Летт . 71 (10): 1549–1552. Бибкод : 1993PhRvL..71.1549W . дои : 10.1103/PhysRevLett.71.1549 . ПМИД   10054436 .
  28. ^ Сэмм, У.; и др. (1995). «Физика границ плазмы с силицированием в TEXTOR». Журнал ядерных материалов . 220–222: 25–35. Бибкод : 1995JNuM..220...25S . дои : 10.1016/0022-3115(94)00444-7 .
  29. ^ Эффенберг, Ф.; Абэ, С.; Синклер, Г.; и др. (2023). «Нанесение на месте пленок с высоким содержанием кремния на компоненты токамака, обращенные к плазме, с инжекцией кремниевого материала в реальном времени». Ядерный синтез . 63 (10): 106004. arXiv : 2304.03923 . Бибкод : 2023NucFu..63j6004E . дои : 10.1088/1741-4326/acee98 . S2CID   258049235 .
[ редактировать ]
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Plasma-facing_material&oldid=1237917237"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: 7c37792c32681f7de734724010a399c0__1722475080
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/7c/c0/7c37792c32681f7de734724010a399c0.html
Заголовок, (Title) документа по адресу, URL1:
Plasma-facing material - Wikipedia
Данный printscreen веб страницы (снимок веб страницы, скриншот веб страницы), визуально-программная копия документа расположенного по адресу URL1 и сохраненная в файл, имеет: квалифицированную, усовершенствованную (подтверждены: метки времени, валидность сертификата), открепленную ЭЦП (приложена к данному файлу), что может быть использовано для подтверждения содержания и факта существования документа в этот момент времени. Права на данный скриншот принадлежат администрации Ask3.ru, использование в качестве доказательства только с письменного разрешения правообладателя скриншота. Администрация Ask3.ru не несет ответственности за информацию размещенную на данном скриншоте. Права на прочие зарегистрированные элементы любого права, изображенные на снимках принадлежат их владельцам. Качество перевода предоставляется как есть. Любые претензии, иски не могут быть предъявлены. Если вы не согласны с любым пунктом перечисленным выше, вы не можете использовать данный сайт и информация размещенную на нем (сайте/странице), немедленно покиньте данный сайт. В случае нарушения любого пункта перечисленного выше, штраф 55! (Пятьдесят пять факториал, Денежную единицу (имеющую самостоятельную стоимость) можете выбрать самостоятельно, выплаичвается товарами в течение 7 дней с момента нарушения.)