Разработка и исследования энергонагруженных компонентов термоядерного реактора, контактирующих с плазмой тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.13 ВАК РФ

Введение.

Глава 1. Введение в проблему, пути и способы ее решения, алгоритмы разработки

1.1. Определение объекта разработки, его функции, классификация, условия эксплуатации.

1.2. Основные подходы и алгоритмы разработки.

1.3. Критерии работоспособности и примеры оптимизации конструкции.

1.4. Актуальные экспериментальные и технологические задачи.

Глава 2. Исследования и выбор облицовочных материалов

2.1. Функции облицовки и предъявляемые к ней требования.

Выбор основных кандидатных материалов.

2.2. Исследования и выбор бериллиевой облицовки.

2.3. Выбор и исследования облицовочных материалов на основе углерода.

2.4. Выбор вольфрама в качестве облицовочного материала.

Глава 3. Разработка технологии изготовления многослойных конструкций

3.1. Требования к многослойным конструкциям.

3.2. Разработка технологии соединения Be с CuCrZr.

3.3. Разработка технологии изготовления конструкций с вольфрамовой облицовкой.

3.4. Разработка технологии соединения сталь-бронза для конструкции панелей охлаждения.

3.5. Выбор и разработка специализированного технологического оборудования.

Глава 4. Экспериментальные установки и методы имитации повреждающих факторов ТЯР

4.1. Потребность и возможности имитации различных факторов ТЯР.

4.2. Имитация квазистационарных поверхностных тепловых нагрузок.

4.3. Методы имитации тепловых нагрузок при переходных плазменных процессах.

4.4. Имитация комплексного воздействия нейтронов, тепла и окружающей среды при внутриреакторных испытаниях.

Глава 5. Макетирование и оптимизация конструкций, испытания и опыт эксплуатации

5.1. Целесообразность макетирования и классификация макетов.

5.2. Оптимизация облицовки.

5.3. Результаты внутриреакторных испытаний макетов с W и Be облицовкой.

5.4. Крупномасштабные макеты компонентов первой стенки» ИТЭР.

Глава 6. Нетрадиционные варианты конструкции энергоиагружениых компонентов для реакторов будущего

6.1. Основные проблемы и пути их решения.

6.2. Описание и сравнительный анализ нетрадиционных вариантов конструкции диверторной мишени.

6.3. Экспериментальная апробация некоторых нетрадиционных вариантов конструкции.

Актуальность работы

Управляемый термоядерный синтез с использованием плазменных ловушек типа токамак является одним из перспективных направлений создания энергетики будущего. Наиболее продвинутым шагом на этом пути являются работы над проектом международного термоядерного реактора (ТЯР) ИТЭР (см. рис. В.1), создаваемого индустриально развитыми странами (США, РФ, ЕС и Япония) с 1989 года. В реакторе - токамаке плазма удерживается магнитным полем и заключена в разрядную камеру, стенки которой испытывают значительные повреждения от контакта с плазмой.

Рис.В.1. Схема термоядерного реактора ИТЭР

Высокие поверхностные тепловые нагрузки, интенсивные потоки энергетичных ионов и нейтронов, циклический характер работы и множество других деструктивных факторов определяют особенности конструкции и требования к материалам, из которых проектируется так называемая "первая стенка" термоядерного реактора. Находясь между плазмой и электрофизическими системами реактора, энергонагруженные компоненты "первой стенки" в значительной степени влияют на срок службы реактора, его безопасность и экономические показатели. К примеру, в реакторе ИТЭР, стоимость которого оценивается в 4 млрд. долларов США, указанные компоненты являются единственной функциональной системой (стоимостью >100 млн. долларов), для которой приходится предусматривать неоднократную плановую замену из-за ее ограниченного срока службы. Частота и стоимость этих замен определяется надежностью технических решений, использованных при создании энергонагруженных компонентов "первой стенки". В этой связи разработка долговечных вариантов конструкции "первой стенки" является актуальной научно-технической задачей, решению которой посвящены усилия российских и иностранных ученых на протяжении последних 25 лет. На первом этапе исследования сосредотачивались на отдельных проблемах, например, на процессах взаимодействия плазмы с поверхностью, разработке конструкционных материалов и т.п. На этой основе сформировались целые научно-технические направления, свидетельством чего служат регулярные международные конференции на темы: "Взаимодействие плазмы с поверхностью в термоядерных установках" (15 конференций с 1974 по 2002 г) и "Материалы для термоядерных реакторов" (11 конференций с 1984 по 2003 г.). Разработки российских ученых Л.Б. Беграмбекова, М.И. Гусевой,

A.П. Захарова, Л.И. Иванова, Б.А. Калина, В.А. Курнаева, Ю.В. Мартыненко, С.В. Мирнова, Е.В. Муравьева, А.В. Недоспасова, А.А. Писарева,

B.И. Пистуновича, П.А. Платонова, Н.В. Плешивцева, ГЛ.' Саксаганского и других в этих областях, оказавшие влияние на диссертанта, хорошо известны у нас в стране и за рубежом.

Для первых и даже для части ныне действующих термоядерных установок, имеющих относительно холодную короткоживущую плазму, решение проблемы "первой стенки" сводилось к удачному выбору ее материала или тонкого покрытия на ней. Вопросы охлаждения конструкции, радиационной стойкости материалов, проведения тепловых испытаний, продления ресурса стенки и многие другие в комплексе не стояли в силу малой значимости соответствующих эксплуатационных факторов.

При практической реализации такой сложной установки как ИТЭР, превосходящей все существующие термоядерные установки по энергонагруженности, проблема приобрела комплексный характер. Возникла острая необходимость существенного расширения рамок и уровня теоретического и экспериментального обобщения разрозненных проблем и направлений.

Попыткой такого обобщения и является настоящая диссертация, основные результаты которой получены в специализированной лаборатории "Материалов и энергонагруженных компонентов электрофизических аппаратов, контактирующих с плазмой" НИИЭФА им. Д.В. Ефремова.

Работа выполнена в соответствии с планами НИОКР по следующим программам:

- Федеральная целевая программа «Международный термоядерный реактор ИТЭР» на 2002-2005 годы (постановление Правительства РФ № 604 от 21 августа 2001 г.).

- Федеральная целевая научно-техническая программа «Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку» на 1999-2001 годы (постановление Правительства РФ № 1417 от 1 декабря 1998 г.).

- Федеральная целевая научно-техническая программа «Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку» на 1996-1998 годы (постановление Правительства РФ № 1119 от 19 сентября 1996 г.).

Цель работы: Создание методологических основ разработки, экспериментальной и технологической базы, макетирование и исследования энергонагруженных компонентов термоядерного реактора, находящихся в контакте с плазмой.

Для достижения данной цели решены следующие задачи:

- сформированы алгоритмы проектирования и расчетной оптимизации конструкции, определены объем и содержание экспериментальных и технологических работ;

- сформулированы критерии работоспособности различных элементов конструкции и основных кандидатных материалов и, в частности, разработаны методики и изучены важнейшие эксплуатационные характеристики облицовочных материалов, что позволило осуществить их адекватный выбор и модификацию;

- разработаны технологии соединения разнородных материалов, совместимые с условиями работы реактора и обеспечивающие надежную эксплуатацию многослойных конструкций;

- создано электрофизическое и диагностическое оборудование и методики имитации основных эксплуатационных факторов в режимах поисковых экспериментов, оптимизационных и ресурсных испытаний;

- разработаны принципы и осуществлено комплексное макетирование и испытания элементов конструкции, продемонстрирована их работоспособность; сформирована обширная база данных по их поведению в штатных и предельных эксплуатационных режимах. 1

Научная новизна

- предложен метод термического испарения и конденсации для изготовления/ремонта бериллиевой облицовки. Показано, что полученные с его помощью Be покрытия обладают необходимой термопрочностыо и адгезией для использования при тепловых нагрузках, характерных для первой стенки токамака;

- экспериментально подтверждена осуществимость и эффективность отжига первичных радиационных дефектов в углеграфитовых материалах путем периодических низкотемпературных прогревов конструкции, обеспечивающих продление ресурса облицовки. Показано, что своевременный однократный отжиг повышает текущее значение теплопроводности в несколько раз;

- разработана оригинальная технология соединения бериллия с бронзой CuCrZr. Показано, что предложенная скоростная пайка активными припоями марки СТЕМЕТ минимизирует толщину слоя хрупких интерметаллидов Ве-Cu и обеспечивает рекордную термопрочность соединения;

- разработана оригинальная технология вакуумной наплавки бронзы CuCrZr на нержавеющую сталь. Показано, что полученное соединение обладает высокими и адекватными требованиям ТЯР прочностью, теплопроводностью, герметичностью и радиационной стойкостью;

- обоснованы методы имитации тепловых нагрузок, характерных для первой стенки термоядерного реактора. Показано, что требованиям адекватной имитации квазистационарных тепловых нагрузок, воспринимаемых первой стенкой, в наибольшей степени отвечает воздействие электронных пучков с энергией в несколько десятков кэВ;

- разработаны оригинальные методики проведения внутриреакторных термоциклических экспериментов с активно охлаждаемыми многослойными конструкциями. Показана возможность обеспечения комплексных (тепло, нейтроны, среда) испытаний представительных макетов в широком диапазоне поверхностных тепловых нагрузок и числа циклов;

- продемонстрирована работоспособность созданных многослойных конструкций при рекордных значениях квазистационарных тепловых нагрузок. Показано, что в результате оптимизации геометрии облицовки и способов соединения для композиций Be-CuCrZr и W-Cu-CuCrZr предельная нагрузка ограничена не прочностью конструкции, а достижением порога оплавления материала облицовки;

- получены экспериментальные данные о предельной (до осушения) тепловой нагрузке на натриевую тепловую трубу, работающую в магнитном поле до 1,5 Тл. Отмечено незначительное снижение предельной нагрузки с ростом поля;

- экспериментально доказана возможность использования серы (с добавками) в качестве теплоносителя для теплосъема умеренных тепловых нагрузок; - получена экспериментальная оценка теплового сопротивления жидкого галлия в зазоре между элементами теплообменника, обеспечивающего теплопередачу при тепловых нагрузках в несколько МВт/м ;

На защиту выносятся:

1. Критерии работоспособности и оптимизации конструкции «первой стенки» и ее отдельных частей. Методология и алгоритм разработки. Перечень проверенных инструментов расчетного анализа и содержание необходимых экспериментальных и технологических разработок.

2. Критерии выбора и оценки работоспособности материалов, используемых для облицовки «первой стенки». Особенности поведения и пределы применимости различных марок бериллия, графита и вольфрама в качестве облицовки. Разработанные методики испытаний и сравнительный анализ облицовочных материалов на термопрочность. Оригинальная технология восстановления бериллиевой облицовки методом термического напыления, варианты и пределы ее применимости в условиях ТЯР. Результаты экспериментов по проведению промежуточных отжигов углеграфитовых материалов, снижающих скорость деградации их теплопроводности под действием нейтронного облучения.

3. Разработанные оригинальные технологии соединения материалов облицовки (W и Be) и материалов теплоотводящей подложки (Си, CuCrZr, нержавеющая сталь), отвечающие комплексу требований к внутрикамерным устройствам термоядерного реактора-токамака. Результаты разработки и оптимизации технологического цикла изготовления компонентов «первой стенки» реактора ИТЭР. Оригинальное оборудование и методики осуществления скоростной пайки и наплавки компонентов «первой стенки», пригодные для промышленного применения.

4. Основные технические решения и параметры электроннолучевого стенда ЦЕФЕЙ и стенда с резистивной вставкой-нагревателем как уникального комплекса международного класса для имитации квазистационарных тепловых нагрузок на первую стенку термоядерного реактора. Обоснование типов плазменных ускорителей, обеспечивающих в комплексе адекватную имитацию переходных тепловых плазменных нагрузок. Разработанные методики й процедуры испытания материалов и макетов энергонагруженных компонентов.

5. Принципы и методология макетирования, применяемого на различных этапах разработки. Результаты комплексных внутриреакторных испытаний малых макетов дивертора и первой стенки при одновременном воздействии нейтронов, термоциклики и газовой среды. Результаты испытаний крупномасштабных макетов бериллиевой первой стенки и вольфрамовой вертикальной мишени для реактора ИТЭР. Массив экспериментальных данных по термопрочности и термоциклической стойкости многослойных композиций различных материалов и геометрии, работающих в широком диапазоне поверхностных тепловых нагрузок.

6. Алгоритм и примеры эвристических подходов к повышению эрозионного ресурса и тепловоспринимающей способности диверторных мишеней.

Оригинальные концепции и инженерные решения диверторных мишеней с улучшенными характеристиками. Результаты поисковых экспериментов по оценке перспективности жидкометаллических тепловых труб, работающих в магнитном поле; серы в качестве теплоносителя для умеренно нагруженных компонентов; жидкого галлия в качестве теплопроводящей прослойки между облицовкой и теплоотводящей структурой.

Практическая значимость

Предложенные алгоритмы проектирования, методы и критерии оптимизаций использованы при разработке компонентов "первой стенки" международного термоядерного реактора ИТЭР, термоядерных установок Т-15М, Глобус и др.

Созданный экспериментальный электронно-лучевой комплекс ЦЕФЕЙ широко используется для проведения фундаментальных, поисковых, технологических, ресурсных, методических и прочих исследований и испытаний, связанных с воздействием мощных тепловых потоков на материалы и элементы конструкций различного назначения.

Предложенные и испытанные инженерно-физические решения элементов "первой стенки" с увеличенным ресурсом могут использоваться при разработках термоядерных реакторов следующих поколений (DEMO, PROTO). Разработанные технологии и оригинальное оборудование для соединения разнородных материалов могут быть использованы для изготовления внутрикамерных элементов термоядерных установок, включая ИТЭР.

Проведенная селекция, разработка и исследования отечественных материалов на основе бериллия, углерода и вольфрама расширили представление о возможностях их применения при экстремальных нагрузках и вкупе с разработаншлми технологиями их соединения с другими материалами открывают возможности их более широкого использования на международном рынке высоких технологий.

Материалы диссертации могут быть также использованы при разработке многослойных энергонагруженных элементов для зеркал мощных лазеров, мишенных и поворотных устройств современных ускорителей заряженных частиц, сопел и обтекателей авиационно-космической техники, электродов мощных электровакуумных устройств и МГД - преобразователей.

Достоверность полученных результатов обеспечивается:

- использованием современных средств контроля, измерений и математической обработки результатов экспериментов;

- сравнением результатов физических экспериментов с расчетными оценками и прогнозами;

- сопоставлением результатов исследований с результатами других авторов при анализе литературы и контактах на конференциях;

- перекрестными (round robin) испытаниями методик и объектов исследований в рамках международного сотрудничества по проекту ИТЭР;

- большим количеством испытываемых образцов и макетов, необходимых для уверенного статистического подтверждения получаемых результатов.

Личный вклад автора является основным на всех этапах исследований. Приведенные в работе результаты получены автором либо при его непосредственном участии и руководстве коллективом лаборатории, в т.ч. соискателями А. Гервашем, Р. Гиниятулиным, А. Маханьковым, Н. Литуновским. На всех этапах работы автором формулировалась постановка задач, определялись направления исследований и обобщались полученные результаты.

Совокупность результатов выполненных исследований и разработок является решением крупной научно-технической проблемы "Разработка энергонагруженных компонентов термоядерного реактора, контактирующих с плазмой", имеющей принципиальное значение для создания основ термоядерной энергетики.

Апробация результатов работы и публикации.

Результаты работы докладывались и обсуждались на: Междунар. технич. совещаниях по проекту ИТЭР (Германия, Япония, США, Россия, 1989-2003гг.); Всерос. конферен. "Инженерные проблемы термоядерных реакторов" (ИПТР-6, С.-Петербург, 1997 и ИПТР-7, С.-Петербург, 2002); Всерос. конферен. "Радиационное воздействие на материалы термояд, реакторов" (№1, Ленинград, 1990 и №3, С.-Петербург, 1994); Межд. симпоз. по технологиям термояд, синтеза (SOFT-17, Рим, 1992; SOFT-18, Карлсруэ, 1994; SOFT-19, Лиссабон, 1996; SOFT-20, Марсель, 1998; SOFT-21, Мадрид, 2000); Межд. симп. по ядер, технол. термояд, синтеза (ISFNT-3, Лос-Анжелес, 1994; ISFNT-4, Токио, 1997; ISFNT-5, Рим, 1999; ISFNT-6, Сан-Диего, 2002); Межд. конф. по материалам для термояд, реакторов (ICFRM-5, Кпиэвотер, 1991; ICFRM-6, Стреза, 1993; ICFRM-7, Обнинск, 1995; ICFRM-9, Колорадо-Спрингс, 1999; ICFRM-10, Баден-Баден, 2001; ICFRM-11, Киото, 2003); Межд. конф. по взаимод. плазмы с поверхн. в термояд, установках (PSI-12, Сан-Рафаэль, 1996; PSI-14, Розенхайм, 2000; PSI-15, Гифу, 2002); Межд. семинарах по бериллиевым технол. для термояд, синтеза (№ 2, Джексон-Лэйк, 1995; № 3, Мито, 1997; №4, Карлсруэ, 1999; № 5, Москва, 2001; №6, Миязаки, 2003); Межд. семинарах по углеродным материалам для термояд, синтеза (№ 6, Юлих, 1993; № 7, Стокгольм, 1995); Американских симпоз. по термояд, инженерии (16 IEEE/NPSS, Шампань, 1995; 17 IEEE/NPSS, Сан-Диего, 1997; 18 IEEE/NPSS, Альбукерк, 1999); Конфер. МАГАТЭ по термояд, энергии (№ 16, Монреаль, 1996; № 17, Йокогама, 1998; № 18, Сорренто, 2000), а также других научно-техн. форумах. Материал диссертации представлен в 90 публикациях, часть из которых включена в автореферат.

Выводы:

Предложены, систематизированы и обоснованы нетрадиционные концепции диверторной мишени, отвечающие требованиям ректоров ДЕМО, и, в частности:

- систематизированы формально-эвристические подходы, обеспечивающие многократное увеличение эрозионного срока службы и тепловоспринимающей способности дивертора;

- предложено несколько оригинальных вариантов конструкции и обоснованы их основные параметры;

- экспериментально подтверждена принципиальная осуществимость нескольких вариантов конструкции: о использующих серу в качестве теплоносителя при тепловых нагрузках в диапазоне 0,1-1 МВт/м2; о использующих натриевые жидкометаллические тепловые трубки, для которых продемонстрирована теплоотводящая способность 3,5 МВт/м2 в магнитном поле 1,5 Тл; о использующих легкозаменяемые облицовочные плитки, отдающие тепло стационарной теплоотводяшей структуре через слой жидкого галлия. Продемонстрирована работоспособность конструкции при нагрузках 5 МВт/м2.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

По результатам работы можно подвести следующие итоги:

1. На основе многолетних исследований и опытно-конструкторских разработок систематизированы и обобщены методологические вопросы проектирования энергонагруженных компонентов, контактирующих с плазмой. В частности:

- выявлены критические вопросы и приоритетные задачи;

- уточнены и детализированы критерии работоспособности конструкции в целом и ее основных функциональных элементов;

- предложен алгоритм проектирования и критерии оптимизации конструкции;

- изложены важнейшие принципы разработки;

- представлены практически проверенные инструменты расчетного анализа и экспериментальных разработок;

- определены объем и содержание экспериментально-технологических работ.

2. Предложены критерии выбора и изучены возможности бериллия, графита и вольфрама для использования в качестве облицовочных материалов:

- разработанная методика испытаний на термопрочность кандидатных материалов позволила получить рейтинговую оценку для каждой марки материала. Показано, что все три класса материалов обладают адекватной термопрочностью при характерных для ТЯР квазистационарных (0,5-30 МВт/м2) и импульсных (Q=l-50 МДж/м2, t=0,l—300 мс) тепловых нагрузках. Российские марки бериллия (ТГП-56, ТШГ-56, ДШГ-200 и ТШГТ) и вольфрама (ВМП, W-Re, монокристалл W и другие) доказали свою конкурентоспособность и могут быть использованы при изготовлении "первой стенки" ИТЭР;

- выработаны рекомендации по ориентации структуры и подготовке поверхности облицовочных плиток, обеспечивающие работоспособность облицовки;

- продемонстрирована осуществимость и работоспособность метода термического испарения/конденсации бериллия для ремонта и изготовления элементов облицовки, работающих при умеренных (менее а

1 МВт/м ) тепловых нагрузках;

- экспериментально доказана эффективность проведения периодических (после набора дозы облучения (SxlO^-lxlO"3) сна) умеренных (250-350°С) прогревов графитовой диверторной мишени, увеличивающих теплопроводность наиболее холодных (~100 °С) слоев облицовки в 2-3 раза.

3. Разработаны и паспортизированы оригинальные технологии изготовления многослойных конструкций, совместимые с вакуумными и радиационными условиями реактора:

- технология вакуумной наплавки для соединений CuCrZr — нержавеющая сталь, обеспечивающая создание панелей охлаждения с повышенной герметичностью и надежностью;

- технология скоростной безсеребряной пайки припоями типа СТЕМЕТ для соединений Be-CuCrZr и Cu-CuCrZr, обеспечивающая сохранение i необходимых свойств бронзы и минимизирующая количество Ве/Си интерметаллидов;

- варианты технологии соединения W-Cu-CuCrZr с использованием вакуумной наплавки и/или пайки;

- разработано и испытано технологическое оборудование для обеспечения скоростного нагрева и охлаждения изготавливаемых компонентов;

- разработан и оптимизирован технологический цикл по изготовлению большинства компонентов "первой стенки", отвечающих требованиям ИТЭР.

4. Сформирован, оптимизирован и введен в постоянную эксплуатацию уникальный экспериментальный комплекс для имитации основных повреждающих факторов ТЯР и проведения разнообразных экспериментов и испытаний:

- создан экспериментальный комплекс на базе электронно-лучевого стенда "ЦЕФЕЙ" и стенда резистивной вставки, позволяющий имитировать квазистационарное тепловые нагрузки на поверхности в диапазоне от 0,1 до 40 МВт/м , перекрывающем основные потребности реактора-токамака; разработан и внедрен комплекс соответствующих экспериментальных методик;

- сформирован и оптимизирован набор плазменных установок различного типа (ВИКА, ГОЛ, MK-200U), обеспечивающих имитацию переходных тепловых режимов (Q=l-100 МДж/м2, t=0,1-500 мс), освоен ряд методик испытаний материалов и макетов;

- разработаны и внедрены оригинальные внутриреакторные методики комплексного теплового и нейтронного воздействия для испытаний макетов с активным охлаждением в широком диапазоне поверхностных нагрузок (0,5-8 МВт/м2), числа термоциклов (100 - 104) и дозы облучения.

5. Обоснована и освоена практика макетирования и испытания вариантов конструкции "первой стенки" в процессе разработки:

- оптимизирована поэтапность макетирования, начиная с малых макетов й кончая прототипом изделия;

- на малых макетах с W и Be облицовкой проведена оптимизация геометрии и способов присоединения облицовки, обеспечивающая работоспособность многослойной конструкции при рекордных значениях квазистационарпой тепловой нагрузки: 16 МВт/м2 для Be и > 30МВт/м2 для W облицовок. При минимально приемлемых для ИТЭР толщинах облицовки 5-10 мм освоены технологии соединения, обеспечивающие сохранение целостности конструкции даже при оплавлении поверхности защитной облицовки (-1300 °С для Be и ~3400 °С для W);

- изготовлены и успешно испытаны в режимах, превышающих номинальные, крупномасштабные макеты двух основных компонентов: собственно первой стенки с Be облицовкой (5000 циклов при 1 МВт/м ) и вертикальной мишени дивертора с W облицовкой (1000 циклов при 20 МВт/м2).

6. Предложены, систематизированы и обоснованы нетрадиционные концепции диверторной мишени, отвечающие требованиям ректоров ДЕМО, и, в частности:

- сформулированы эвристические подходы, обеспечивающие многократное увеличение эрозионного срока службы и тепловоспринимающей способности дивертора;

- предложено несколько оригинальных вариантов конструкции и оценены их основные параметры;

- экспериментально подтверждена принципиальная осуществимость нескольких вариантов конструкции:

• использующих серу в качестве теплоносителя при тепловых нагрузках в диапазоне 0,1-1 МВт/м2;

• использующих Na жидкометаллические тепловые трубки, для которых продемонстрирована тепловоспринимающая способность при нагрузке у

3,5 МВт/м в магнитном поле 1,5 Тл;

• использующих легкозамепяемые облицовочные плитки, отдающие тепло стационарной теплоотводящей структуре через слой жидкого Ga. Продемонстрирована работоспособность макета при нагрузках до 5 МВт/м2.

1. Л.А.Арцимович, Управляемые термоядерные реакции. М. Физматгиз, 1961.

2. ITER Technical Basis, ITER EDA Documentation Series # 24, IAEA, Vienna, 2002

3. A.Grosman, M.H.Achard, P.Chappuis, J.J.Cordier, P.Deschamps, E.Gauthier andM.Lipa, TORE SUPRA first-wall description and behaviour during the initial plasma experiments, J. of Nucl. Materials 162-164 (1989) 162-171.

4. Spitzer, L. Jr. (1958) Phys. Fluids 1,253-264.

5. С.В.Мирнов. Физические процессы в плазме токамака, Энергоатомиздат, Москва, 1985.

6. Mazul I.V., Saksagansky G.L. Divertor Target of Fusion Tokamak-Reactor, I. Operational Conditions and Basic Concepts. Plasma Devices and Operations. 1990, vol. l,p. 103-104.

7. Bell, K.L., Gilbody, H.B., Huges, J.C., Kingston, A.E., and Smith, F.J. (1982). Culham Lab. Rep. CLM-R216.

8. Бурцева T.A., Герваш A.A., Гиниатулин P.H. и др. Научно-технический отчет по фазе инженерного проектирования 1992-1998 г.г. Раздел 2. Электрофизические системы ИТЭР. Глава 4. Дивертор, С.-Петербург 1999.

9. Reiter D. The EIRENE code user manual, Julich, GmbH, 2001.

10. H.D.Falter, D.Ciric, D.J.Godden, C.Ibbott, A.Celentano, High Heat Flux Tests on 10 mm Beryllium Tiles Brazed to an Actively Cooled Vapotron Made from CuCrZr, JET report JET-R996)02, Joint European Torus.

11. Кошелев С.Б. Теплоотдача и термическое деформирование оребренных стенок при струйном охлаждении //Дисс. к.т.н., МИФИ, Москва, 1987.

12. М.В.Р.Барабаш, И.В.Мазуль, ГЛ.Саксаганский и др. Материаловедческие проблемы создания приемного устройства реактора ОТР/ИТЕР, // Вопросы атомной науки и техники, Серия: Физика радиац. повреждений и радиац. матер., вып. 1(55), 1991, 3-14.

13. Ulrickson М. The JET Team and the TFTR Team, J. Nucl. Mater. 1990. v. 176177. p. 44

14. Reichle R., Summers D.D.R. et al., J. Nucl. Mater. 1990. v. 176-177. p. 375

15. H.Wurz, S.Pestchanyi, B.Bazylev, I.Landman, F.Kappler, Vertical Target and FW Erosion During Off-Normal Events and Impurity Production and Transport During ELM's Typical for ITER-FEAT, J. of Nucl. Materials 290-293 (2001) 1138-1143.

16. H. Bolt, A. Miyahara, T. Kuroda et al. Response of Carbon Materials to High Surface Heat Fluxes Comparison of Experimental Results From Different Laboratories, Fusion Eng. and Design 9 (1989), p. 33-38

17. G.Federici, C.Skinner, J.Brooks et al., Plasma Material Interaction in Current Tokamaks and Their Implication for Next-Step Fusion Reactor, PPPL-3531, IPP-9/128, January 2001

18. W.Eckstein, C.Garcia-Rosales, J.Roth, W.Ottenberger, Sputtering Data, Preprint Max-Plank-Institute, IPP 9/82, Garching, 1993

19. J.N. Brooks, Erosion/Redeposition Analysis of the ITER Divertor, Fus. Techn. 18 (1990), p. 239

20. A.V. Belov, A.E. Duke, N.I. Doinikov et al. Transient Electromagnetic Analysis in Tokamak Using TYPHOON Code, Fusion Eng. and Design, v. 31 (1996), p. 167-180.

21. Design Description Document 1.7 Divertor, wl7 DDD 1 96-08-21 W2.I, ITER EDA, Novermber 1996.

22. ANSYS User Manual for Revision 5.0A, Swanson Analysis Systems, Inc., 1993.

23. N.F. Berhov, V.A. Bykov, V.M. Komarov, V.D. Korolkov and I.V. Mazul. 3D Stress Analysis of ITER Divertor Cassette under Thermal and Electromagnetic Loads. Plasma Devices and Operations, 1998, vol. 6, p. 65-72.

24. ПУЛ. Belyakov, O.G.Filatov, I.V. Mazul. Development of Plasma Facing Components for ITER at Efremov Institute, Proceed, of the 17th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, October 1997, San-Diego.

25. Mazul I.V. (editor). Basic Divertor Target of ITER Tokamak. Final Technical Report on the Base of USSR contribution, 1988-1990, ITER-IL-PC-1-0-9, Garching, June 1990.

26. A. Makhankov, V. Divavin, R. Giniyatulin, S. Grigoriev, C. Ibbott, V. Komarov, A.Labusov, I. Mazul, J. McDonald, V. Tanchuk, D. Youchison. Analytical and Experimental Investigation of Cascade Effect Failure, Fusion Eng. and Design 5657 (2001), 337-342.

27. T.A. Burtseva, B.F. Dovguchits, I.V. Mazul et al. Resistance of Carbon Based Materials for the ITER Divertor Under Different Radiation Fluxes, Journal of Nucl. Mater, v. 191-194 (1992), pp. 309-314.

28. Платонов П.А., Трофимчук Е.И., Карпухин В.И. Действие облучения на теплопроводность и электропроводность реакторного графита Препринт ИАЭ-2702, М. 1976.

29. Гончаров В.В., Бурдаков Н.С., Виргильев Ю.С., Карпухин В.И., Платонов П.А. Действие облучения на графит ядерных реакторов. М: Атомиздат 1978.

30. В.Т. Kelly and К.Е. Gilchrist, R. Taylor, J. Phys. Chem. Solids, 30, (1969), p.2251-2267.

31. Kelly B.T., Physics of Graphite, Applied Science Publishers, Barking, 1981.

32. M.I. Budd, Journal. Nucl. Materials 170 (1990), p.p. 129-133.

33. L. Binkele, Joum. Non-Equilib. Thermodynamics, vol. 3, 1978, p.p. 257-266.

34. В.С.Чиркин Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник, Атомиздат, Москва, 1968.

35. И.К.Кикоин (ред.) Таблицы физических величин. Справочник. Москва, Атомиздат, 1976.

36. M.UIrickson, M.Akiba, V.Barabash, S.Chiocchio, G.Federici, R.Matera, I.Mazul, G.Vieider, C.Wu, Selection of Plasma Facing Materials for ITER, 16th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, Champaign, Illinois, 1995.

37. W.D.Manly et al., Report of a Technical Evaluation Panel on the Use of Beryllium for ITER Plasma Facing Materials and Blanket Breeder Material, SANDIA Report, SAND95-1693, 1995.

38. ITER Material Assesment Report, ITER Document no. G Al DDD 1 98-05-28 W 0.3.

39. D.Dombrovski, E. Deksnis, M.Pick, Thermomechanical Properties of Beryllium, Atomic and Plasma Material Interaction Data for Fusion, Vienna, 1994, vol.5, pp. 19-75.

40. A. Anisimov, V. Frolov, V. Komarov, I. Mazul et al., Beryllium Armour Produced by Evaporation Condensation Technique, Fusion Engin. and Design, 37 (1997), p. 253-259.

41. R.Castro, P.Stanek, K.Elliot et al., The Structure, Properties and Performance of Plasma-Sprayed Beryllium for Fusion Application, Proceed. 2nd IEA Intern. Workshop on Beryllium Technology for Fusion, Wyoming, Conf-9509218, September 1996,164-184.

42. D.Karpov, I.Kislov, A.Ryabchikov, A.Ganenko, Experiments on Thick Coatings Deposited by Means of Arc Technology, Surf. Coating Technology 89 (1997) 5861.

43. V.A.Belyakov, S.A.Fabritsiev, I.V.Mazul, A.F.Rowcliffe. Status of International Collaborative Efforts on Selected ITER Materials, J. of Nucl. Mater. 283-287 (2000) 962-967.

44. R.Watson, D.Youchison, D.Dombrovski, R.Giniyatulin, I.Kupriyanov, Low Cycle Thermal Fatique Testing of Berylliums, Fusion Engineering and Design 37 (1997) 553-579.

45. 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.229-236.

46. A. Gervash et al., Development of Be and other armor materials, RF ITER Team Report G 17 TT fr 15 FR, 1998.

47. A.Gervash et al., Qualification of Be and Be/Cu joints and mock-ups testing, RF ITER Team Report G 16 TT 104 FR, 2001.

48. G.Saibene, A.Rossi, R.D.Monk et al., Review of Vacuum Vessel Conditioning Procedures at JET and Their Impact on Plasma Operations, J. Nucl. Mater. 220-222(1995)617-622.

49. V.V. Filatov, M.D. Korolkov, I.V. Mazul. Some Engineering Aspects of High Heat Flux Components for Volumetric Neutron Source Based on Spherical Torus, Fusion Engineering and Design 45 (1999) 303-316.

50. R. Giniyatulin, A. Gervash, V.L. Komarov, I. Mazul et al. Investigation of Be-Cu Joints via HHF Tests of Small-Scale Mockup, Proceed, of 3rd IEA Workshop on Beryllium Technology for Fusion, Japan, JAERI-conf. 98-001, October 1997, p. 113-122.

51. A.Lodato, M.Rodig, R.Duwe, H.Derz, J.Linke, R.Castro, A.Gervash, Heat Shock Tests on Beryllium Samples Before and After Neutron Irradiation, Fusion Technology, v.38 (3) 2000, 334-337.

52. G.A. Sernyaev, A.S. Pokrovsky, R.M. Bagautdinov, S.A. Fabritsiev, I.V. Mazul, V.R. Barabash. Swelling, Strengthening and Embrittlement of Beryllium under Neutron Irradiation. Journ. of Nuclear Materials 233-237, (1996), p. 891-897.

53. M.Rogig, E.Ishitsuka, A.Gervash, H.Kawamura, J.Linke, N.Litunovsky, M.Merola, High Heat Flux Performance Of Neutron Irradiated Plasma Facing Components, J. of Nucl. Mater. 307-311 (2002) 53-59.

54. Соседов В.П. (ред.) Свойства конструкционных материалов на основе углерода. Справочник. М.-: Металлургия, 1976.

55. Berlizov А.В., Bugarya V.I., Buzankin V.V. et al. Low-q Discharges in the T-10 Tokamak, Proceed, of the 8th IAEA conference. July 1-10, Brussels, 1980, v.l, p. 23-33.

56. J.Y. Cecchi, J. Nucl. Mater 93/94 (1980) p. 28.

57. M. Ulrickson, J. Nucl. Mater 85/86 (1979), p. 231.

58. Langley R.A., Colchin R.J., Isler R.C. et al. The ISX-A Graphite Limiter Experiment, J. Nucl. Mater. 1979. v. 85-86. pp. 215-219.

59. Das S.K., Kaminsky M., Tishler R. Surface Damage and Sputtering of ATJ Graphite as Candidate Armour Plate Materials for TFTR under D+ Bombardment, J. Nucl. Mater. 1979, v. 85-86, p. 225-230.

60. Войценя B.C., Солодовченко С.И. Применение материалов на основе углерода в современных термоядерных установках, Вопросы атомной науки и техники. Термоядерный синтез. 1982. вып. 1(9). с.12-18.

61. Гусева М.И., Мартыненко Ю.В., Плешивцев H.B. Проблемы первой стенки термоядерных реакторов, В сб.: Исследование и разработка материалов для реакторов термоядерного синтеза. М.: Наука. 1981. стр. 106-115.

62. Гусева М.И. и др. Графит и карбиды металлов как материалы лимитера, экрана и инжекторных пластин ТЯР, Атомная энергия. 1981. Т.51., вып. 4. с. 247-252.

63. Gomay Y. et al. Thermal Testing of TiC and TiN Coating Materials for Tokamak Limiters and Walls, J. of Nucl. Science&Technology. 1982. v. 19(3). p. 214-222.

64. Вергильев Ю.С., Волков Г.М. и др. Исследование физико-химических, механических и вакуумных свойств углеситалла и эрозии его поверхности при бомбордировке ионами водорода и гелия. М., 1980. Препринт ИАЭ-3248/8.

65. Hopkins G., Trester P., Каае J. Production and Test Results for the C+SiC Alloy Coating for thr 60 Tile Beam Armor/Limiter Array in DOUBLET III.-USA, Nov. 1983. Report GA-A17373 UC-20. 21 p.

66. Buzhinskij O.I., Barsuk V.A., Opimah I.V. et al. The Performance of Thick B4C Coatings on Graphite Divertor Tiles on the DIII-D Tokamak, J. Nucl. Mater. 1996. v. 233-237. p. 787-790.

67. А.А.Володин, И.В.Мазуль и др. Исследование эрозии поверхности углеродосодержащих материалов и покрытий под действием ионной бомбардировки, //Вопросы атом, науки и техники, Серия: Физика радиац. поврежд. и радиац. материаловед., вып.5(28), 1983,41-49.

68. K.J. Dietz, P. Chappius, Н. Horiike, G.L. Jackson and М. Ulrickson. Experience with High Heat Flux Components in Large Tokamaks, Fus. Engin. and Design 16 (1991), p. 229-251.

69. J.L. Cecchi, M.G. Bell, M. Bitter et al. Initial Limiter and Getter Operation in TFTR, J. Nucl. Mater. 128-129 (1984), p. 1-9.

70. M.A. Pick, G. Celentano, K.J. Dietz et al. Integrated Design of New In-Vessel Components, Proc. 15th Symp. Fusion Technol. 1 (1982), p. 771-775.

71. P.H. Rebut, P.P. Lallia and B.E. Keen, Impurities in JET and their Control, Proceed. 13th Symp. Fus. Engineering. 1 (1989), p. 227-235.

72. J. Winter, H.G. Esser, L. Konen et al. Boronization in TEXTOR, J. Nucl. Mater., 162-164,(1989), p.p. 713-723.

73. M. Keilhacker and the JET Team, Overview of Results from the JET Tokamak Using a Beryllium First Wall, Phys. Fluids B2 6 (1990), p. 1291-1299.

74. Ulrickson M. The JET Team and the TFTR Team, J. Nucl. Mater. 1990. v. 176177. p. 44.

75. Reichle R., Summers D.D.R. et al., J. Nucl. Mater. 1990. v. 176-177. p. 375.

76. Ю.С. Виргильев, Е.И. Куроленкин. Углеродные конструкционные материалы для термоядерных реакторов и их радиационная стойкость. Вопросы Атомной Науки и Техники, сер. Термояд Синтез, 1992, вып.2, стр. 42-52.

77. V. Barabash, М. Akiba, I. Mazul, М. Uirickson, G. Vieider Selection, Development and Characterization of Plasma Facing Materials for ITER, J. of Nucl. Mater., 233-237, (1996), p. 718-723.

78. Н. Bolt, C.D. Croessman, A. Miyahara, Т. Kuroda, Y. Oka, Data Base on the High Heat Flux Behavior of Metals and Carbon Materials for Plasma Facing Components, IPPJ-AM-53, Nagoya, August 1987.

79. J. van der Laan, H.T. Klippel, Simulation and Analysis of the Response of Carbon Materials to Off-Normal Heat Loads Accompaning Plasma Disruptions, ECN-RX-90-047, July 1990.

80. J. van der Laan, H.T. Klippel, R.C.L. van der Stad, J. Bakker, Simulation and Analysis of the Response of Carbon Fiber Composites and Pyrolytic Craphites to Off- Normal High Heat Loads, ECN-RZ-90-051, August 1990.

81. C.D. Croessmann, N.B. Gilbertson, R.D. Watson and J.B. Whitley. Thermal Shock Testing of Candidate Compact Ignition Tokamak Graphites, Fusion Technology, v. 15, Jan 1989, p. 127-135.

82. Бурцева Т.А., Персии М.И., Соколов В.А., Симонова Л.А., Мазуль И.В. Углерод-углеродный композиционныый материал: Патент РФ № 2034780, //Открытия. Изобретения, 1995. № 13

83. Burtseva Т.A., Mazul I.V., Shipkov N.N., Persin M.I., Main Technological Study Directions for New Carbon Plasma Facing Materials Development, Proceedings of the 7th International Workshop on Carbon Materials, Stockholm, September 1995.

84. Городецкий А., Маркин А., Черников В., Захаров А., Бурцева Т., Мазуль И. и др. Поглощение дейтерия углеродными материалами облицовки плазмоконтактирующих компонентов термоядерного реактора, // Атомная Энергия, т.82,(6), 1997,стр.449-464.

85. Т. Burtseva, V. Barabash, I. Mazul, et al., Performance of the Ti-Doped Graphite RGTi-91 at Divertor of Tokamak ASDEX Upgrade, J. of Nuclear Materials, 241-243, (1997), 716-721.

86. B.Kelly et al., The Annealing of Irradiation Damage in Graphite, J. of Nucl. Mater. 20 (1966).

87. V.Barabash, I.Mazul, RXatypov, A.Pokrovky, C.H.Wu. The Effect of Low Temperature Neutron Irradiation and Annealing on the Thermal Conductivity of Advanced Carbon-Based Materials, J. of Nucl. Mater. 307-311 (2002) 1300-1304

88. A.Makhankov, V. Barabash, I. Mazul, D. Youchison. Performance of the Different Tungsten Grades under Fusion Relevant Power Loads, J. of Nucl. Mater. 290-293,(2001), 1117-1122

89. R.Giniyatulin, A.Makhankov, I.Mazul et al., Qualification of W, CFC, W-Cu and CFC-Cu joints and HHF testing of mock-ups, RF ITER Team Report G 17 TT 50 FR, 2001.

90. A. Makhankov, I. Mazul, V. Safronov, N. Yablokov. Development and Optimisation of Tungsten Armour Geometry for ITER Divertor, Procecd. of the 20th Symposium on Fusion Technology, Marseille, September 1998, v. 1, p. 267270.

91. J.W.Davis, V.R.Barabash, A.Makhankov, L.Plochl, K.T.Slattery, Assesment of Tungsten for Use in the ITER Plasma Facing Components, J. of Nucl. Mater. 258263 (1998)308-312.

92. А.К.Николаев, А.И.Новиков, В.М.Розенберг. Хромовые бронзы. Москва, Металлургия, 1983

93. V.Barabash, M.Akiba, A.Cardella, I.Mazul, B.Odegard, L.Plochl, R.Tivey, G.Vieider. Armor and Heat Sink Materials Joining Technologies Development for

94. ER Plasma Facing Components, J. of Nuclear Materials 283-287 (2000) 12481252.

95. H.Kawamura, M.Sato, Reactivity Test Between Beryllium and Copper, Proceed, of 2 IAE International Workshop on Beryllium Technology for Fusion, Jackson Lake Lodge, Wyoming, INEL ,Conf-9509218, 1995, p.204-211.

96. Л.А.Ижванов, Г.И.Пепекин и др.// Отчет Гос. НИИ «ЛУЧ» №7790, Подольск, 1995.

97. C.M. Ibbott, H.D.Falter et al., Further Development of the Brazing of Beryllium to CuCrZr, Proceed, of 18 SOFT, Karlsruhe, 1994, p.431-434.

98. Б.А.Калин, В.Т.Федотов, О.Н.Севрюков, A.E. Григорьев, А.Н.Плющев, Аморфные ленточные припои для высокотемпературной пайки. Опыт разработки технологии производства и применения. //Сварочное производство, 1996, №1, с. 15-19.

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

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

101. R. Giniyatulin, A. Gervash, V.L. Komarov, A. Makhankov, I. Mazul, N. Litunovsky, N. Yablokov. High Heat Flux Tests of Mosk-ups for ITER Divertor Application. Fusion Engineering, and Design 39-40 (1998), p. 385-391.

102. M.Merola, M.Akiba, V.Barabash, I.Mazul. Overview on Fabrication and Joining of Plasma Facing and HHF Materials for ITER, J. of Nuclear Materials 307-311 (2002) 1524-1532.

103. M.Chazalon, J.Boutard, M.Budd et al., Next European Torus In-vessel Components, Fusion Technology, vol. 14, #1, 1988, pp.82-144.

104. A.Gervash, I.Mazul, R.Giniyatulin, A.Makhankov et al., Task T-221, RF ITER Final Report, ITER Doc.No. G17 TTfrl5FR, 1998.

105. R.N.Giniyatulin, V.L.Komarov, Ye.G. Kuzmin, A.N.Makhankov, I.V.Mazul, N.A.Yablokov, A.N.Zhuk. Optimization of Armour Geometry and Bonding Techniques for Tungsten- Armoured High Heat Flux Components, Fusion Eng. and Design 61-62 (2002) 185-190.

106. A.Gervash, I.Mazul et al., Qualification of Structural Materials and Joints, RF ITER Team Final Report on Task T427.1, (G16 TT98 FR), 2003

107. A. Gervash, I. Mazul, N. Yablokov, Study of Alternative SS/Cu-Alloy Joining Methods for ITER. Fusion Eng. and Design 56-57 (2001) 381-384.

108. V.Belyakov, I.Mazul, Yu.Strebkov. Manufacturing and Testing of Large-Scale Mock-ups of ITER Plasma Facing Components in Russia, Fusion Eng. and Design 61-62(2002) 129-134.

109. Mazul, R. Giniyatulin, V.L. Komarov et al., Manufacturing and Testing of ITER Divertor Gas Box Liners. Proceed, of the 20th Symp. of Fusion Techn., Marseille, 1998, v. 1, p. 77-80.

110. Barabash V.R., Giniyatulin R.N., Komarov V.L., Mazul I.V. et al., Thermocyclic Test of the Divertor Plate Mock-ups for the ITER Reactor, Fusion Eng. and Design 18, (1991), 151-156.

111. R.D.Watson, C.D.Croesmann, J.F.Dempsey and J.G.Watkins. Sandia National Laboratories, SAND 87-2452,1987.

112. R.Duwe, W.Kuhnlein, H.Munstermann, The New Electron Beam Facility for Materials Testing in Hot Cells. Design and Preliminary Experience, Proc.18 Symp. on Fusion Techn., Karlsruhe, v 1, 1994 ( Edit: K.Herschbach),355 358.

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

114. G.Mayaux et al. Fusion Technology, 1, (1992), p.317.

115. Litunovsky N.V., Komarov V.L., Mazul I.V. Development of Alternative Surface Thermal Loading Simulation. Fus. Eng. and Design,51-52(2000),803-807

116. R. Giniyatulin, I. Mazul, R. Melder et al. In-Pile Thermocycling Testing and Post-Test Analysis of Beryllium Divertor Mockup, Proceed. 3rd IEA Workshop Beryllium Techn. for Fusion, Japan, JAERI-conf.98-001, Oct. 1997, p. 221-227

117. H. Vernickel, Thermal Processes in Tokamaks of the Next Generation and Future Reactors, J.of Nucl. Materials 11-112 (1982) 531-540.

118. 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. •

119. ITER RF Team Final Report on Task T-224, Test of Divertor Bumper Cooling, G18 TTfrl9FR, October 1998.

120. О.Г.Филатов, И.В.Мазуль, Макетирование и испытания элементов «первой стенки» реактора ИТЭР.// Вопросы атомной науки и техники, сер. Термоядерный синтез, 2003, вып. 2, с. 27-48.

121. V.Barabash, A.Baranov, T.Burtseva et al., Damage of Refractory Metals and Carbon-Based Materials under Simulation of the Thermal Influence at Plasma Disruption, Fusion Engineer. And Design 18 (1991) 145-150.

122. J. Linke, V. Barabash, H. Bolt, A. Gervash, I. Mazul, I. Ovchinnikov, M. Rodig, Erosion of Metals and Carbon-Based Materials During Disruptions Simulation Experiments in Plasma Accelerators, J. of Nucl. Mater 212-215(1994) 1195-1200.

123. J.Linke, M.Akiba, H.Bolt et al., J. of Nuclear Materials 196-198 (1992) 607

124. Arkhipov N., Bakhtin V., Kurkin S., Materials Erosion and Erosion Products in Disruption Simulation Experiments at the MK-200UG Facility, Fusion Engineer. And Design , 49-50 (2000) 151.

125. A.Drozdov, V.Litunovsky, B.Lublin et al., Quasistationary Plasma Accelerators for Experiments on Thermonuclear Fusion and Technology, Plasma Devices and Operations, 1992, v.2, pp. 101-123.

126. В.А.Бурцев, С.В.Божокин, В.М.Кожевин и В.Н.Литуновский, Использование компоктных плазменных тороидов с конфигурациейобращенного поля для подпитки топливом токамаков, Препринт НИИЭФА П-К-0867, М., ЦНИИатоминформ, 1990.

127. J.Linke, M.Akiba and I.Mazul, Proceed. Workshop on Thermal Shock and Thermal Fatique Behaviour of Advanced Ceramics, Ringberg, 1992.

128. I.Mazul, Yu.Prokofiev, Some Alternative Design Options and R&D Works for ITER Divertor in Russia, Presented 3d Intern. Symp. Fusion Nucl. Technology, Los Angeles, 1994.

129. ITER Structural Design Criteria for In-Vessel Components (SDC-IC), ITER Doc. G 74 MA 8 01-05-28 WO.2, May 2001.

130. O.G.Filatov, Status of ITER R&D in the Russian Federation, Fus. Engin. and Design 39-40 (1998) 55-56.

131. V.A. Belyakov, O.G.Filatov, I.V. Mazul, Development of Plasma Facing Components for ITER at Efremov Institute, Proceed, of the 17th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, October 1997, San-Diego.

132. E.B.Deksnis, H.D.Falter, A.T.Peacoak et al. Assement of Water Cooled Beryllium Components for Plasma Facing Application, J.of Nucl. Materials 212-215(1994), 1266-1271.

133. T.Tanabe, M.Akiba, Y.Ueda et al. On the Utilization of High Z Materials as Plasma Facing Component, Fus. Engin. and Design, 39-40 (1998), 275-285.

134. V.Philipps, A.Pospieszczyk, B.Unterberg et al. Performance of Binary Carbon Materials Under High Thermal Loads in TEXTOR, Proceed, of 6th Intern. Workshop on Carbon Materials, Julich, 1993, 91-105.

135. T.Hirai, V.Philipps, A.Huber et al. Performance and Erosion of Tungsten Brush Limiter Exposed at the TEXTOR Tokamak, J. Nucl. Materials 313-316 (2003), 69-73.

136. ITER Final Report on Task T222, Manufacturing and Testing of the Permanent Components, ТА # G 17 TT FR 19, RF Home Team, July 1998.

137. О.Г.Филатов, И.В.Мазуль, Экспериментальный комплекс НИИЭФА для имитации эксплуатационных факторов «первой стенки» реактора ИТЭР. .// Вопросы атомной науки и техники, сер. Термоядерный синтез, 2003, вып. 3, с. 3-31.

138. Y.A. Sokolov, I.V.Altovskij, A.A.Borisov et al., Russian DEMO plant study, Fus. Eng. and Design 41 (1998) p.525-533.

139. M.S.Tillack, X.R.Wang, J.Pulsifer et al., ARIES-ST plasma-facing component design and analysis, Fus. Eng. and Design 49-50 (2000), p.363-369.

140. K.Lackner, R.Andreany, D.Campbell et al., Long-term Fusion Strategy in Europe, Journ. ofNucl. Mater. 307-311 (2002) 10-20.

141. В.Н.Михайлов, В.А.Евтихин, И.ЕЛюблинский и др. Литий в термоядерной и космической энергетике XXI века, Энергоатомиздат, 1999.

142. J.Schlosser, J.Boscary, F.Escourbiac, Critical Heat Flux Data Base of Assotiation Euratom-CEA for High Heat Flux Components for Fusion Application, EU ITER Task T222.4, 1997.

143. C.B. Baxi and C.P.C. Wong, Review of helium'cooling for fusion reactor application, Fusion Eng. and Design 51-52 (2000) 319.

144. Kirillov I.R., Muraviev E.V. Review of Liquid Metal Divertor Concepts for Tokamak Reactor, Fusion Technology, 1996,251-254

145. I.V. Mazul (editor) "Alternative Divertor Target: Final Technical Report on the Base of USSR Contribution, 1988-1990, ITER-IL-PC-1-0-8, Garching, June 1990.

146. И.В. Мазуль, Г.Л. Саксаганский, Д.В. Серебренников "Энергоприемник дивертора термоядерного реактора с магнитным удержанием", Патент РФ №1039386, Бюл. №42, 1988.

147. И.В. Мазуль, Ю.Г. Прокофьев, Г.Л. Саксаганский, Д.В. Серебренников "Возобновляемый лимитер термоядерного реактора токамака", Патент РФ №1402160, Бюл. №7,1994.

148. И.В. Мазуль, Е.В. Муравьев, Г.Л. Саксаганский "Способ теплосъема с поверхности энергоприемника дивертора термоядерного реактора", Патент РФ №1672858, Бюл. №7,1994.

149. I.R. Kirillov, I.V. Mazul, A.A. Kazakov, V.V. Yakovlev. Solid Plate Divertor Target Cooled by Liquid Metal Jet, Plasma Devices and Operations, 1995, vol. 4, p.p. 21-29.

150. Б.С. Фокин, Э.В. Фирсова, М.Я. Беленький, М.Е. Лебедев, В.В. Баранов, В.А. Дивавин, И.В. Мазуль, В.Н. Макаренков, В.П. Озимов. Теплоотдача при течении жидкой серы в трубе, // Письма в ЖТФ, том 20, вып. 15, 1994, стр. 46-49

151. I.Mazul, Innovative Divertor Target Concepts, Presented at 1st Intern.Workshop on Innovative Concepts for Plasma-Interactive Components in Fusion Devices, Osaka, May 2002.

152. A. Makhankov, A.Anisimov, A.Arakelov, A.Gekov, N.Jablokov, V.Yuditskiy, I.Kirillov, V.Komarov, I.Mazul, A.Ogorodnikov, A.Popov , Liquid Metal Heat Pipes for Fusion Application, Fusion Engineering and Design 42 (1998) 373-379.

153. B.G. Karasev, I.V. Mazul, Ye.V. Muraviev et al., Liquid Metal Film Limiter, Report of a Specialists Meeting on Tokamak Concept Innovations, IEAE-TECDOC-373, Vienna, 1986, p.p. 494-487.

154. V.O.Vodyanuk, B.G. Karasev, A.F. Kolesnichenko, I.V. Mazul, Ye.V. Muravjev, V.N. Odintsov, A.M. Shapiro. Droplet Contact Device of Divertor, Report of a Specialists Meeting on Tokamak Concept Innovations, IAEA-TECDOC-373, Vienna, 1986, p.p. 480-483.

155. T. Kuroda, G. Vieider, M. Akiba, I. Mazul et al. ITER Plasma Facing Components, ITER Documentation Series, N30, IAEA, Vienna, 1991, p.p. 18, 42, 83-84,98-100.

156. B. Badger et al. Wisconsin Toroidal Fusion Reactor Design Study, UWMAK-1, UWFDM-68, 1974.

157. B. Badger et al. Conceptual Tokamak Reactor Design, UWMAK-II, UWFDM-112,1975.

158. B. Badger et al. UWMAK-III, Noncircular Tokamak Power Reactor Design, UWFDM-150, 1976.

159. S.V. Mirnov, Sov. J. Plasma Phys. 6, (1980) 172.

160. T.N. Aitov, A.B. Ivanov, E.M. Kirillina, B.G. Karasev, Ye.V. Muravjev, A.V. Tananaev. Divertor Plates with a Protective Film, Report of a Specialists Meeting on Tokamak Concept Innovations, IAEA-TECDOC-373, Vienna, 1986, p. 488490.

161. V.A. Divavin, S.P. Gurin, V.N. Odintsov. First Wall Protective Device, Report of a Specialists Meeting on Tokamak Concept Innovations, IAEA-TECDOC-373, Vienna, 1986,p. 491-493.

162. Муравьев E.B. Жидкометаллический альтернативный дивертор для реактора ИТЭР, Вопросы Атомной Науки и Техники, сер. Термоядерный Синтез, 1990, вып.2, стр. 3-7.

163. E.V. Muraviev, V.S. Petrov, V.A. Chuyanov. Concept of Liquid Metal Cooled Divertor for ITER, Working material for ITER Workshop, December 1991.

164. Muraviev E.V., Jet Droplet Liquid Metal Divertor for Fusion Reactor, Proceed, of 1992 Seminar on Liquid Metal Magnetohydrodynamic, UTNL-R-0276, Univ of Tokyo, 1992.

165. V.Kovalenko, V.Khripunov, A.Antipenkov, A.Ulianov, Heat-pipes-based First Wall, Fus. Eng. Des. 27 (1995),544-549.

166. S.A. Moshkin, Ye.V. Muravjov, First Wall with Protective Elements Incorporating Heat Tube, Report of a Specialists Meeting on Tokamak Concept Innovations, IAEA-TECDOC-373, Vienna, 1986, p. 474-476.

167. S. Malang, First Wall Concept with Radiatively Cooled Protection Tiles, Report of a Specialists Meeting on Tokamak Concept Innovations, IAEA-TECDOC-373, Vienna, 1986, p. 470-473.

168. D. Besson, F. Moons et al. In: NEXT EUROPEAN TORUS, Status Report, EUR-FR/XIII-80/86-51, Brussebs, 1985.

169. A.W. Mullendore, D.M. Mattox, J.B. Whitley and P.J. Sherp, Thin Solid Films, 63 (1979), p. 243.

170. ITER Concept Definition, vol. 2, ITER Documentation Series, n3, IAEA, Vienna, 1989, p.p. 243-257.

171. Timrot D.L. et al., Heat Recovery System, 1981, v. 1, №4, p.309-314.

172. М.Н.Ивановский, В.П.Сорокин, И.В.Ягодкин, Физические основы тепловых труб, Атомиздат, Москва, 1978.

173. P.I.Bystrov, D.N.Kagan, G.A.Krechetova, E.E.Shpilrain, Liquid-Metal Coolants for Heat Pipes and Power Plants, Hemisphere, N.Y., 1990, p. 272.

174. N.L.Schwertz, M.A.Hoffman, Nucl. Technol./Fusion 4 (1983) 479.207. <G. A.Carlson, M.A.Hofmann, Heat Pipes in the Magnetic Field Environment of a Fusion Reactor, Trans. ASME (1972), 282-288.

175. H. Bolt, W. Kohlhaas, R. Duwe, A. Gervash, J. Linke, I. Mazul. Heat Flux Experiments on Heat Pipes for Plasma Facing Applications, Proceed, of 18 SOFT, Karlsruhe, August 1994, v. 1, p. 383-386.

176. Н.Е.Лысов, А.Г.Годжелло, В.Г.Мейксон, В.Г.Дегтярь. Сопротивление жидкометаллических контактов. // Электротехника. 1. 1969, стр. 29-31.