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Análisis termomecánico de un PFC que integra armadura de red W en respuesta a diferentes escenarios de plasma predichos en el Tokamak EU-DEMO

Autores: Paoletti, Damiano; Fanelli, Pierluigi; De Luca, Riccardo; Stefanini, Chiara; Vivio, Francesco; Belardi, Valerio Gioachino; Trupiano, Simone; Calabrò, Giuseppe; You, Jeong-Ha; Neu, Rudolf

Idioma: Inglés

Editor: MDPI

Año: 2022

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Acceso abierto

Artículo científico


Categoría

Ingeniería y Tecnología

Licencia

CC BY-SA – Atribución – Compartir Igual

Consultas: 10

Citaciones: Sin citaciones


Descripción
A pesar del alto rendimiento exhibido por el tungsteno (W), ningún material podría soportar las enormes cargas esperadas con transitorios de plasma extremos en el EU-DEMO y futuros reactores, donde la instalación de limitadores de primera pared sacrificiales es esencial para prevenir la degradación excesiva de la pared. La integración de estructuras de W en la arquitectura de tales componentes puede permitir cumplir con sus requisitos conflictivos: de hecho, deben asegurar la evacuación efectiva de la carga térmica nominal durante la operación estacionaria; cuando ocurren transitorios, deben aislar térmicamente y desacoplar la superficie del sumidero de calor, promoviendo la formación rápida de un escudo de vapor. A partir de los diseños optimizados destacados en un estudio previo, en este trabajo se desarrolló un modelo detallado de elementos finitos en 3D para analizar en profundidad la influencia de las características reales del metamaterial enrejado sobre el rendimiento general del limitador PFC del EU-DEMO, basado en una configuración de baldosas planas. Su objetivo principal es ayudar a identificar el diseño más prometedor como un diseño preconceptual para la fabricación de un modelo a escala reducida. Para este propósito, la compleja geometría de una armadura de enrejado basada en W fue reproducida fielmente en el modelo y analizada. Esto permitió una evaluación detallada de las tensiones inducidas térmicamente que se desarrollan en el componente debido al campo de temperatura en respuesta a varios escenarios de plasma, sobre todo, operación normal y reducción de carga. La integridad estructural fue verificada a través de los criterios de aceptación establecidos para ITER. Los dos diseños optimizados propuestos para el PFC pudieron cumplir efectivamente con los requisitos bajo condiciones normales de operación del reactor, aunque no cumplieron con algunos requisitos en el caso de reducción de carga. Sin embargo, se realizarán las primeras pruebas de HHF para evaluar los análisis.

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