Struktūras izmaiņu ietekme uz kodolsintēzes degvielas transportu plazmas saskares materiālos

Abstract

Struktūras izmaņu ietekme uz kodolsintēzes degvielas transportu plazmas saskares materiālos. Rihards Zauls, darba vadītājs Mg. chem. Mihails Haļitovs. Bakalaura darbs, 32 lappuses, 1 tabula, 14 attēli, 21 literatūras avots, 5 pielikumi, Latviešu valodā. Darbā izvērtēta tritija masas aktivitāte un sadalījums dažādu divertora ķieģeļu paraugos atkarībā no atrašanās vietas reaktorā. Izvērtēta volframa pārklājumu ietekme uz kodoldegvielas izkrāšanos divertora aizsargmateriālos. Analizēts matemātiskais modelis kodoldegvielas noskrējiena dziļumam divertora ķieģeļu materiālos, kā arī novērtēta modeļa atbilstība eksperimentālajiem datiem Iegūtie rezultāti parāda, ka 84-96% no kopējām tritija daudzuma materiālā ir koncentrēti virsmas slāni (1 mm dziļumā). Paraugiem ar volframa pārklājumu var novērot samazinātu tritija uzkrāšanos ķieģeļa virsmas kārtā, tomēr minimālas izmaiņas pārējā ķieģeļa tilpumā. Iegūtais matemātiskais modelis aptuveni atbilst eksperimentālajiem datiem, un norāda uz cita veida modeli tritija daļiņu pārvietošanās procesiem tilpumā Darbā iegūtie rezultāti izmantojami kodolsintēzes reaktoru aizsargmateriālu optimizēšanā, kodoldegvielas tritija sadalījuma un daudzuma teorētiskajai novērtēšanai tajos un iekārtas darbības apstākļu optimizēšanai.

Effects of structural changes on fusion fuel transport in plasma facing materials Rihards Zauls, research leader Mg. chem. Mihails Haļitovs. Bachelor’s thesis, 32 pages, 1 table, 14 figures, 21 sources of literature, 5 appendixes. In Latvian. Tritium distribution in various divertor tiles depending on the position of tiles in the reactor was evaluated in the research. The effect of tungsten coating on divertor tiles was estimated. Mathematical approximation of fusion fuel transport and stopping range was analysed and compared to experimental data. Results show that 84%-96% of tritium accumulated in the material is located in the first 1 mm of the divertor tiles. Tungsten coating on divertor tiles reduces the amount of fusion fuel deposition in divertor tiles. The mathematical approximation corresponds to main tendencies of fuel distribution from experimental results, along that offering suggesting a different model of tritium particle transport in the volume. Data obtained in this research can be used optimise plasma facing materials, theoretically evaluate the amount and deposition of fusion fuel tritium and improve reactor working conditions.