НИОКТР
№ АААА-А19-119080690022-8Исследование теплообмена при охлаждении высоконагруженных элементов диспергированным потоком
05.08.2019
: Согласно прогнозам ожидается, что население Земли к середине 21 века достигнет 9-10 миллиардов. По оценкам академика Е.П. Велихова к этому времени мировое потребление энергии увеличится в несколько раз. Одним из перспективных направлений обеспечения потребности в таком колоссальном количестве энергии может стать термоядерная энергетика.На сегодняшний день в разных станах созданы и эксплуатируются специально разработанные установки (токамаки и стеллараторы), основной целью которых является отработка различных систем и изучения процессов, необходимых для создания стационарно работающего термоядерного реактора. Безусловно, одним из передовых проектов в этом направлении является создание международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР), а также реактора DEMO в котором Российская Федерация принимает активное участие. Несомненно, одной из главных проблем в термоядерных экспериментальных установках является стационарное длительное удержание плазмы внутри камеры, но, наряду с этой глобальной задачей, возникает ряд технологических трудностей, которые в настоящее время еще не решены или требуют дополнительных исследований и обоснования возможности их использования. Одной из таких проблем является обеспечение надежной тепловой защиты элементов конструкции термоядерного реактора, таких как дивертор, лимитер, бланкет, системы инжекционного дополнительного нагрева, контактирующих с плазмой и потоками высокоэнергетических частиц.На сегодняшний день решением этой проблемы может стать использование жидкого лития. Наличие лития в системе и требование исключить его возможный контакт с водой, предопределяют необходимость использования оригинальной системы охлаждения и термостабилизации внутрикамерных элементов. Данный проект направлен на экспериментальное обоснование эффективности применения диспергированного газо-жидкостного потока для охлаждения высоконагруженных элементов конструкций, в частности лимитера термоядерного реактора. В рамках работы будет получен массив новых экспериментальных данных о теплообмене двухкомпонентных потоков на двух типах рабочих участках – модельных элементах лимитера термоядерного реактора. Часть данных будет получена при плотностях теплового потока, характерных для работы реальных конструктивных элементов и востребована на практике. Полученные данные позволят выявить наличие режимов наиболее эффективного охлаждения поверхности образца, что определяется, в первую очередь, дисперсностью капель жидкости и процессом испарения капель с нагретой поверхности. Эти данные представляют интерес, как для элементов термоядерного реактора, так и большинства энергонапряженных элементов конструкций используемых в других областях научных исследований и промышленности. Предполагается подготовить конкретные рекомендации по оптимальному взаимному расположению форсунки и обогреваемой поверхности с целью эффективного охлаждения последней. Анализ полученных результатов позволит подготовить рекомендаций для проектирования системы охлаждения КПС насыщенной жидким литием.Коллектив располагает необходимым заделом для выполнения проекта, включая экспериментальный стенд с индукционным нагревом. Экспериментальный стенд позволяет проводить исследования гидродинамики и теплообмена на рабочих участках – модельных элементах лимитера термоядерного реактора. Стенд оснащен всеми необходимыми системами, включая современную автоматизированную систему сбора и обработки информации.
ГРНТИ
44.33.33 Термоядерная энергетика
Ключевые слова
ДИВЕРТОР
ЛИМИТЕР
ДИСПЕРГИРОВАННЫЙ ПОТОК
МЕТОД ОХЛАЖДЕНИЯ
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
КОЭФФИЦИЕНТ ТЕПЛООТДАЧИ
ИНТЕНСИФИКАЦИЯ
Детали
Начало
30.07.2019
Окончание
30.06.2021
№ контракта
19-79-00271
Заказчик
Российский научный фонд
Исполнитель
федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ"
Бюджет
Средства фондов поддержки научной и (или) научно-технической деятельности: 3 000 000 ₽
ИКРБС
Похожие документы
Методы дистанционного контроля накопления и удаления изотопов водорода из стенок термоядерных установок
0.921
НИОКТР
Обоснование физики работы и технических решений термоядерного реактора на основе ловушки с диамагнитным удержанием плазмы
0.916
НИОКТР
Обоснование физики работы и технических решений термоядерного реактора на основе ловушки с диамагнитным удержанием плазмы
0.916
НИОКТР
Применение диспергированного потока для интенсивного охлаждения теплозащитных конструкций при мегаватных нагрузках
0.915
НИОКТР
Взрывоэмиссионные процессы в термоядерных установках с магнитным удержанием плазмы и линейных электрон-позитронных коллайдерах
0.907
НИОКТР
Взрывоэмиссионные процессы в термоядерных установках с магнитным удержанием плазмы и линейных электрон-позитронных коллайдерах
0.907
НИОКТР
Разработка и создание экспериментальных устройств-коллекторов лития для обеспечения технологии стационарной циркуляции топлива и лития в токамаке Т-11М с применением вольфрам-литиевых капиллярно-пористых систем для термоядерного источника нейтронов (ТИН)
0.906
НИОКТР
Моделирование улучшенного дивертора токамаков-реакторов следующего поколения
0.905
НИОКТР
Свойства материалов при экстремальных тепловых, плазменно-пучковых и нейтронных нагрузках в обеспечение разработки новых конструкционных компонентов для гибридных термоядерных реакторов
0.904
НИОКТР
Свойства материалов при экстремальных тепловых, плазменно-пучковых и нейтронных нагрузках в обеспечение разработки новых конструкционных компонентов для гибридных термоядерных реакторов
0.904
НИОКТР