ダイバータ材料として液体リチウムを使用し、プラズマ過渡時の近くのコンポーネントの重大な損傷を軽減します。

Scientific Reports volume 12、記事番号: 18782 (2022) この記事を引用

948 アクセス

1 オルトメトリック

メトリクスの詳細

ITER、DEMO、将来の商業プラントなどの熱核融合炉の運転の成功は、主にさまざまなコンポーネントの材料の最適な選択によって決まります。この研究の目的は、装置全体を 3D で正確かつ包括的にシミュレーションし、さまざまな材料の長所と短所を予測することです。たとえば、タングステンや炭素と比較した液体リチウムなど、将来の ITER や原型炉のダイバータ性能を予測します。私たちは、包括的な HEIGHTS シミュレーションパッケージを使用して、正確な 3D 形状における過渡現象中の ITER のようなコンポーネントの応答を調査しました。失われたホットコアプラズマ粒子から始まり、SOLを介してダイバータ表面に堆積し、ダイバータ材料の二次プラズマが生成されます。私たちのシミュレーションでは、ダイバータプレートにリチウムを使用した場合、熱負荷が大幅に軽減され、ダイバータ付近および内部コンポーネントへの損傷が予測されました。一方、ダイバータプレートにタングステンまたはカーボンが使用されている場合、リフレクター、ドーム、およびステンレス鋼管にかなりの溶融領域と蒸発スポットが発生する可能性があり（カーボンの場合は少ない）、高放射線により最初の壁の一部さえも溶融する可能性があります。二次ダイバータープラズマのパワー。ダイバータおよびその近くの表面へのリチウム光子放射線の堆積は、タングステンと比較して 2 桁、炭素と比較して 1 桁減少しました。この分析は、ITER のような表面や将来の DEMO に液体リチウムを使用すると、コンポーネントの寿命が大幅に向上する可能性があることを示しました。

ITER や次世代原型炉などの熱核融合炉の開発の成功は、主にさまざまなコンポーネントやシステムの材料の最適な選択によって決まります。材料の選択は、プラズマ過渡事象中の高熱負荷への耐性を含むコンポーネント (特にダイバータ) の長寿命を促進し、効率的な熱核反応とエネルギー変換を提供し、コンポーネント内のトリチウム濃度を最小限に抑え、材料の適合性の問題、安全性およびその他の要件を促進する必要があります。。現在、ITER は、将来のエネルギー生産のためのトカマク構想の能力を実証することを目的とした主要な国際プロジェクトです。 ITER 装置は既存のどのトカマクよりもはるかに大型で、プラズマが不安定になっている間はダイバータ部品への熱流束がはるかに高くなります。プラズマ材料相互作用 (PMI) 中に予想される表面熱負荷は、成功する核融合装置の開発における主な制限の 1 つです。 ITER 装置のプラズマ対向コンポーネント (PFC) は、異常動作中 (例: 破壊) だけでなく、通常動作、つまりエッジ局所モード (ELM) においても損傷および浸食されます1。現在のITER設計のようにフルタングステンダイバータを使用すると、バッフル、反射板、ドーム、さらにはベリリウムの第一壁など、最初は破壊するプラズマから見えなかったすべての内部コンポーネントに重大な損傷を引き起こす可能性があります。これらすべてのコンポーネントを修理するには、長期間にわたる原子炉の運転における大幅なダウンタイムが必要になります。プラズマ不安定時の ITER ダイバータのフルタングステン設計により、さまざまな内部コンポーネントへの非常に高い放射出力を持つ高密度の高 Z 二次タングステンプラズマが開発されます。

内部コンポーネントの熱負荷を軽減するために提案されている方法の 1 つは、タングステンダイバータのストライクポイント (SP) の周囲に低 Z 材料のストリップを部分的に覆うか挿入することです。たとえば、SP に小さなカーボンインサートを使用すると、二次プラズマ、つまり炭素生成プラズマのタングステン含有量を排除または大幅に減らすことができ、コアプラズマのタングステン汚染が減少し、表面や最初の壁付近のダイバータの損傷を大幅に軽減できます。放射パワーの低減2。カーボンインサートの小さなストリップ (オールカーボンダイバータープレート設計オプションのわずか 10% 未満ですが、これには独自の問題があります) は、修理が非常に難しいこれらすべての内部コンポーネントの損傷を防ぎ、重大な損傷の可能性を防ぎます。過渡現象中の炉心プラズマへの高Z汚染の量は、完全な混乱を引き起こしたり、現在のITER設計の正常な動作に影響を与えたりする可能性があります。炭素生成プラズマは、高 Z タングステンと比較して、主に熱部分にエネルギーを吸収します。炭素はタングステンに比べて単純な原子構造を持っています。その結果、タングステンイオンはイオン化によって過渡プラズマエネルギーの多くを消費しますが、炭素内ではイオン速度が増加します。カーボンを使用する利点は、熱冷却のプロセスが遅いことです。最終的なエネルギーの蓄積は時間的に遅れて炭素粒子内に局在化され、重大な損傷を引き起こさない非常に低い強度で遠くの場所に伝達されます。タングステンの場合、冷却プロセスは W イオンの再結合と強い光子の放出です。このプロセスははるかに高速であり、再放射された光子は磁場の構造に関係なく全方向に移動するため、最終的なエネルギーの蓄積はタングステンイオン内に局在化されません。タングステンイオンは炭素イオンより重いため、タングステンの場合、衝突および散乱プロセスがより「効果的」になります。つまり、より多くの入射水素イオンとそのエネルギーの方向が変わり、壁や内部コンポーネントに反射され、影響を受けません。二次高密度プラズマ雲に深く浸透します。その結果、最終的なエネルギーの蓄積がコンポーネントの内部表面に再分配され、局所的なホットスポットが発生します。

しかし、PFCとして炭素を使用することには、浸食の進行、トリチウムの滞留の問題、チャンバー内の粉塵、深刻な中性子損傷などを含むいくつかの欠点もあります。炭素およびCFCからトリチウムを除去する方法としては、以前に提案された方法があります。たとえば、レーザービームを使用した放電間の加熱などです。実際、ELM や小さな炭素片の破壊などの一時的な現象自体は、実際には、これらの現象中の高温によるトリチウムの除去に役立ちます。ドーム、バッフル、反射板、およびダイバータ板の大部分など、内部設計の大部分は依然としてタングステンで作られています。薄いカーボンインサートは、フルタングステンダイバーターと、現在好まれていない全体カーボンプレートを備えたダイバーターとの間の妥協案です。どちらのオプションにも長所と短所があります。非常に小型で簡単に交換可能な低 Z カーボンインサートをタングステンプレートに取り付けることで、近くのすべての表面と最初の壁を重大な損傷から大幅に保護し、ダイバータコンポーネントの寿命を延ばすことができます2。

次世代原型炉核融合発電所は、ITER と商用核融合発電所との間の装置として計画されている3。この原型炉は、数百 MW の正味発電量で安定した長期運用を実証する必要があります。ダイバータやその他のプラズマに面する表面は、ITER と比較してはるかに高いエネルギー束にさらされることになります。 DEMO プロジェクトでは、タングステンの代わりに PFC として液体リチウムを使用し、ELM を使用しない環境で動作し、混乱を回避または軽減することが提案されています。液体リチウムは、PFC の侵食問題を解決できるだけでなく、効果的な熱輸送体、トリチウム増殖材料となり、炉心プラズマの性能を向上させることができます。液体リチウムのこれらの議論の余地のない利点により、ITER プロジェクトの特定の段階で建設材料として液体リチウムを検討することが可能になりました4。リチウム自冷ブランケットは、ITER プロジェクト中にテストされる予定だった原型炉の主要コンセプトです5。

この研究の目的は、ITER のような設計と条件における液体リチウム材料の利点を正確かつ包括的にシミュレートし、タングステンやカーボンと比較して原型炉の性能を評価することです。我々は、脱出するホットコアプラズマ粒子から始まり、二次ダイバータプラズマの生成と周囲のさまざまなPFCとの相互作用に至るまで、プラズマ過渡事象中のITERコンポーネントの応答をシミュレーションしました。

我々は、詳細な光子放射輸送（RT）を含むリチウム計算用の HEIGHTS フル 3D 統合シミュレーションパッケージを強化し、ELM や破壊の過渡現象中のさまざまな PFC 表面への熱負荷と損傷を調査するために本研究の焦点を当てました6。以前の研究と同様に、現在の ITER 設計ではこれらのイベントの継続時間を 1 ミリ秒と仮定しました 7、8、9。図 1 は、使用される 3 次元計算領域と座標系を概略的に示しています。アダプティブメッシュリファインメント (AMR) は、サブミクロンからメートル長までの元の 3D ITER 設計形状を正確に記述するために使用されます10。

ITER コンポーネントと座標系の 3D 概略図。画像は CorelDRAW Graphics Suite 11 を使用して作成されました。

クアッドスリー AMR には 5 つの層があり、最小 MHD セルサイズは約 5 mm です。逃げた高温プラズマコア粒子は、最後の閉磁束表面 (LCFS) から始まり、PFC 表面に衝突するまでトロイダル方向に旋回します。過渡現象の開始時に最も可能性の高い衝突領域は、リチウムトレイが取り付けられているダイバータプレート上の SP です (図 1、緑色)。シミュレーションの最初の段階では、脱出した粒子の進化は、トカマク表面への実際のエネルギー蓄積と、SOL におけるダイバータ蒸気/プラズマの進化と伝播の計算に使用されます。私たちは、核プラズマのエネルギー輸送を説明するためのジャイロキネティックモンテカルロモデルを開発しました 6,11。私たちのモデルのフレーム内では、散乱プロセス中の角度変化を正確に考慮するために、粒子の回転は完全 3D (いわゆる誘導中心近似 12 ではなく) で計算されます。散乱モデルには、8 つの主要な物理プロセス (SOL 内および表面下) を含めました: イオン - 核相互作用、イオン - 電子相互作用、電子 - 核相互作用、電子 - 電子相互作用、制動放射過程、コンプトン過程、光吸収、およびオージェ組換え6．図 2 は、SOL 内で脱出した重水素イオンのシミュレーションされた軌道のサンプルを示しています (コア領域から脱出した電子および水素イオンのシミュレーションされたダイナミクスについては、補足ビデオ S1 を参照してください)。ジャイロキネティックモデルは希薄化したホットコアプラズマを記述しますが、MHD モデルはダイバータの蒸発後に開始される高密度の二次プラズマの進化をシミュレートします。二次プラズマ (この場合は Li) はレアコアプラズマよりも数桁密度が高く、MHD 処理は高密度プラズマに対して正当化されます 13。私たちのシミュレーションでは、水素プラズマの約 1013 cm-3 と比較して、二次プラズマの密度が最大約 1017 cm-3 であると予測されました。ジャイロキネティックモデルは、いくつかの MHD タイムステップごとに、トカマクチャンバー内のすべての領域/コンポーネントへのコアプラズマフラックスとエネルギーの蓄積を動的に再計算します。逃げたコア粒子のエネルギーは (1) 進化する高密度の二次プラズマに蓄積して加熱し、(2) 凍った磁力線を動かし、(3) 逃げて入ってくるプラズマ粒子の軌道を決定します。この自己矛盾のないフル 3D スキームの詳細については、参考文献 2 を参照してください。

HEIGHTS は、ITER SOL 内で炉心から脱出した重水素イオンの軌道をシミュレートしました。 (補足ビデオ S1 を参照)。

リチウムは低 Z 材料であり、たとえばタングステンよりも原子構造がはるかに単純であるにもかかわらず、原子物理学とリチウム二次プラズマにおける光子放射輸送 (RT) 計算の詳細を無視しませんでした。 RT 計算は、0.05 ～ 105 eV (フルスペクトル) の範囲の約 2,800 を超えるスペクトルグループを考慮して実行されました。 HEIGHTS の RT 物理学とモデルの詳細は、参考文献 2、14 に示されています。プラズマの熱伝導および磁気拡散モデル 15、バルク材料の熱伝導および蒸発モデル 16 により、HEIGHTS の自己矛盾のない統合モデルが完成します。

私たちの数値研究では、1 ms の破壊では完全なペデスタルエネルギー QDIS = 126 MJ が放出され、1 ms の巨大 ELM ではペデスタルエネルギーの 10% のみ (QELM = 12.5 MJ) が放出されると仮定しました。ペデスタルプラズマ温度は Tped = 3.5 keV とされました。過渡現象の総エネルギーに基づいて、すべての主要 PFC への最終的なエネルギー配分バランスを ITER ELM と破壊のパーセンテージで表しました (図 3)。 Li プラズマに放出された粒子エネルギーは赤、外側ダイバータプレートは緑、内側ダイバータプレートは青、その他すべての表面は黄色でマークされます。リチウムの場合のエネルギー再分配の分析は、タングステンおよびカーボンの場合と比較されます2。

リチウムによる ITER 過渡事象における最終エネルギーバランスの HEIGHTS 予測: 1.0 ms ELM (a); および 1.0 ミリ秒の中断 (b)。画像は OriginPro V2020 を使用して作成されました。

以前に報告したように 2、低 Z 炭素プラズマは、その原子構造により光子放射パワーがはるかに低くなります。高Zタングステンプラズマとは反対です。炭素プラズマに蓄積された総 ELM エネルギー (12.6 MJ) の一部は、タングステンの 8.6 MJ と比較して、最大 10.2 MJ まで増加しました。さらに、タングステンプラズマの場合は 6.47 MJ であったのに対し、炭素プラズマでは光子エネルギーが 0.62 MJ しか再放射されませんでした。光子放射は軽減することが非常に難しく、その伝達時間は熱プラズマエネルギーの輸送に比べて非常に短く、磁場の構造の影響を受けません。潜在的なダイバータ材料としての Li の現在のシミュレーションでは、炭素と比較して光子放射パワーがさらに低下することが示されました。

ITER設計におけるW、C、およびLiダイバータのエネルギー分布の結果を表1にまとめました。示されているように、Li二次プラズマへの総エネルギー蓄積は炭素プラズマの場合と同様ですが、コアプラズマはダイバータプレートへ直接蓄積されます。 Li の場合ははるかに小さい (約 3 分の 1)。これは、Li 材料が蒸発しやすく、プラズマ雲が急速に形成され、ダイバータプレートがシールドされていることによって説明できます。上で予測したように、Li 二次プラズマは低 Z 炭素プラズマと比較しても放射性がはるかに低いです。 ELM 中、タングステンプラズマはエネルギーの 51.34%、炭素プラズマはエネルギーの 4.92%、リチウムプラズマはわずか 0.36% を再放射します。 Li の場合、予想される光子放射線の堆積と表面の損傷は非常に小さいです。ダイバータプレートに戻る放射線エネルギーの蓄積は、総衝撃エネルギーの約 0.01 ～ 0.05% です。 Liの場合、コアプラズマのエネルギーは主に二次プラズマの熱エネルギーに変換されます。熱エネルギーの輸送は、輸送速度が光の速度によって決まる放射線エネルギーの高速輸送に比べてはるかに遅いです。私たちのシミュレーションは、二次プラズマのポロイダル速度が毎秒数百メートルのオーダーであることを示しました。その結果、ダイバータコンポーネントへの熱負荷が時間とともに分散され、加熱が軽減されます。

表 1 は、時間内の合計積算値を反映しています。しかし、トカマクにおける過渡現象は、時間と空間における確率的分布を伴う複雑な自己矛盾のない性質を持っています。ここで、2 つの主な損傷源を強調する必要があります。それは、散乱されたコアプラズマ粒子と、SOL を伝播する動的に進化する二次プラズマからの光子放射です。時間積分された放射線エネルギーは、PFC 表面への損傷のリスクが最小限であることを示しています。ダイバータ空間内のプロットされた放射場（図4a）は、WおよびC二次プラズマと比較してLiの場合の光子放射束が2桁小さいことを示しています（参考文献2の図6を参照）。 3 つのケースはすべて、1.0 ms ELM 中の 0.5 ms の時点でプロットされています。

t = 0.5 ms における Li 二次プラズマの計算されたフラックスのスナップショット：（a）1.0 ms ELM 中の光子放射フラックス（a）。 Li プラズマ原子密度のバックグラウンドでの 1.0 ms の破壊中のコアプラズマ粒子束 (縮尺ベクトル) (b)。画像は OriginPro V2020 を使用して作成されました。

以前のシミュレーションと同様に、#1、#9 がバッフルであるコンポーネントサーフェスの同じ番号に従いました。 #2、#8 はダイバータープレートです。 #3、#7 はリフレクターです。 #4、#6はドームチューブです。そして5位はDome2です。 Li 光子放射による損傷に加えて、放出されたプラズマコアと、進化する Li 二次プラズマからの散乱粒子も表面損傷を引き起こします。図 4b は、破壊の影響の位置と方向を明確に示すために、対数スケールのベクトルとしてプロットされた粒子束を示しています。粒子束は、バッフル表面上の 1.0 ms の破壊の 0.5 ms で非常に高くなります。

以前の計算では、破壊中に #5 ドームの表面にフルタングステンダイバータの重大な損傷箇所が発見されました 2。この予期せぬスポットもELMイベント中に溶解されます。 SP に小さなカーボンインサートを使用すると、ELM のこの問題は解決されますが、破壊中にドームスポットは依然として溶けてしまいます。リチウムトレイまたは構造を使用すると、ドーム表面の過熱問題が完全に解決されます (図 5 を参照)。緑色の曲線 (Li の場合) は、ELM 中のドーム表面温度が 800 K 未満、破壊イベント中の 3000 K 未満であることを示しています。 ITER のような設計で予測された 2 番目の過熱領域は、#3 反射器でした。 Li の二次プラズマ雲も、この表面の熱負荷を大幅に減少させます。図 6 は、破壊イベント中にリチウムの場合の反射板表面温度が大幅に低下したことを示しています (緑色の曲線)。

PFC 過渡応答の HEIGHTS シミュレーション: 1.0 ms ELM (a、b) および 1.0 ms 破壊 (b) 中の #5 ドーム最大表面温度、表面の位置については図 4a を参照。画像は OriginPro V2020 を使用して作成されました。

PFC 過渡応答の HEIGHTS シミュレーション: #3 1.0 ms ELM (a)、1.0 ms 中断 (b) 中の反射板の最大表面温度、表面の位置については図 4a を参照。画像は OriginPro V2020 を使用して作成されました。

破壊中に予測される予期せぬ侵食位置は、外側の #9 バッフル上にあります。図 7 は、1.0 ms の破壊後のバッフル表面の侵食形状を示しています。このプロットに示されているように、フルタングステンダイバータの場合 (赤い曲線) の最大浸食深さは最大 1 μm に達する可能性があります。 Low-Z 材料の使用により、1.0 ms の破壊の終了時にクレーターの深さが最大 10 分の 1 まで侵食が軽減されます。私たちは、原型炉ダイバータ部品の完全なリチウムコーティングの実装により、この問題も軽減されると期待しています。 Li プラズマ密度はバッフル表面より上では不十分です (図 8)。（ダイバータコンポーネント表面に沿ったSP位置からのLi二次プラズマの開始と拡大のHEIGHTSシミュレートされたダイナミクスについては、補足ビデオS2を参照してください）。 #9 バッフルの侵食は、二次プラズマのシールドが不十分であること、つまり、バッフル表面に沿った Li 雲の形成と膨張が不十分であることが原因です。他のリチウムDEMO表面の存在により、開発されたLiプラズマシールドが強化され、浸食が軽減され、コンポーネントの寿命が向上するはずです。

1.0 ms 破壊中の #9 バッフル表面の侵食深さの HEIGHTS シミュレーション。表面の位置については図 4a を参照。画像は OriginPro V2020 を使用して作成されました。

HEIGHTS は、1.0 ms 破壊後のダイバータ空間内の Li 二次プラズマ密度を計算しました。 (補足ビデオ S2 を参照)。

磁気的に閉じ込められた核融合炉内の炉心プラズマからダイバータ空間に入る主なエネルギー束は、閉じた磁力線領域と開いた磁力線領域の境界であるセパラトリクスの周囲の比較的狭い領域に集中します。トカマク炉の成功は主に、装置のさまざまなコンポーネントの材料の最適な選択によって決まります。ダイバータ空間では、プラズマ不安定時の高温水素プラズマの相互作用とダイバータ材料への堆積により、ダイバータ表面材料から発生する二次プラズマ雲が発生します。タングステン、ベリリウム、カーボンなどの従来の材料は、数千パルス後にダイバータを交換する手順を含むものの、当初は ITER のようなプロジェクトのプラズマと材料の相互作用の問題を解決すると思われます。既存のトカマクに含まれるこれらの十分にテストされた材料には、特定の利点とともに重大な欠点もあります。その結果、高Zプラズマ不純物による放射冷却、高熱蓄積、大きな侵食、燃料滞留、ダストの蓄積など、いくつかの問題が発生します。が予想される場合は、新しい材料と設計ソリューションが必要です。高 Z 炉心プラズマの冷却の低減、浸食の軽減、燃料滞留の低減などに向けた明らかなステップは、ダイバータプレートの材料をリチウムなどの低 Z 補充可能な材料に変更することであり、現在、対応するいくつかの研究が研究されています。 NSTX-U、DIII-D、および EAST トカマク 18、19、20 で。

この研究の目的は、ITER のような設計におけるプラズマ過渡事象中の液体リチウム応答の利点と、元の完全に正確な 3D ITER 設計とパラメータを使用した将来の原型炉プロジェクトのパフォーマンスを包括的な統合シミュレーションで研究することでした。この目的のために、我々は、詳細な光子放射輸送を含むリチウム計算用の HEIGHTS フル 3D 統合シミュレーションパッケージを強化し、ELM や破壊のプラズマ過渡現象中のさまざまな PFC 表面への熱負荷と損傷を調査するために本研究の焦点を当てました。

私たちのシミュレーションでは、ダイバータプレートにリチウムを使用した場合、熱負荷が大幅に軽減され、ダイバータ付近および内部コンポーネントへの損傷が予測されました。ダイバータプレートにタングステンまたはカーボンが使用されている場合、リフレクター、ドーム、ステンレス鋼チューブに重大な溶解および蒸発スポット (タングステンよりもカーボンの方が少ない) が発生する可能性があり、高放射線により最初の壁の一部さえも溶解する可能性があります。二次ダイバータープラズマのパワー。ダイバータおよびその近くの表面へのリチウム光子放射線の堆積は、タングステンと比較して 2 桁、炭素と比較して 1 桁大幅に減少しました。この分析は、ITER のような表面や将来の DEMO に液体リチウムを使用すると、コンポーネントの寿命が大幅に向上する可能性があることを示しました。

データの利用可能性や関連するアクセッションコードや参考文献などのメソッドの詳細は、https://doi.org/10.1038/s41598-021-81510-2 および https://doi.org/10.1038/s41598- からも入手できます。 022-08837-2。私たちは、連続体スペクトルとともに強い線でのエネルギー移動を詳細に考慮して、リチウムプラズマにおける HEIGHTS 放射線輸送 (RT) 計算をアップグレードしました。多くの強い線を含む RT のシミュレーションを可能にするために、初期の不透明度テーブルを最適化し、全プラズマスペクトルを光学係数が比較的不変であるスペクトルグループに分割しました。このような技術を使用して、不透明度テーブルは、タングステンのような複雑な元素では 1 桁減少し、炭素やリチウムなどのより軽い元素では 2 桁減少しました。図 9 は、温度 25 eV、イオン濃度 1017 cm-3 におけるリチウム不透明度の最適化の例を示しています。プラズマスペクトルは温度に大きく依存するため、収集されたスペクトルグループは大規模な温度セットに対して作成されます。光子エネルギー〜10 keVの領域で強い線が分離されたスペクトル微細構造を図9bに示します。

RT 計算用に最適化されたリチウムプラズマの不透明度: フルスペクトル a、および微細構造 b。画像は OriginPro V2020 を使用して作成されました。

この研究の結果を裏付けるデータは、パーデューのサーバーとアルゴンヌ国立研究所のビバップクラスターに保存されており、合理的な要求に応じて対応する著者から入手できます。

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この研究は、エネルギー省、核融合エネルギー科学局の助成番号 DE-SC0020111 と、HEIGHTS パッケージのアップグレードにおける以前の Intel Corp のサポートによって部分的に支援されました。アルゴンヌ国立研究所の研究所コンピューティングリソースセンターが運営する Bebop クラスターによって提供されたコンピューティングリソースに感謝します。

極限環境材料センター (CMUXE)、パデュー大学、ウェストラファイエット、インディアナ州、47907、米国

V. シジューク & A. ハサネイン

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両著者は、物理モデルと数学モデルの概念、数値結果の分析、および論文の執筆に貢献しました。 AH は、さまざまなトカマクプラズマに面したコンポーネントや隠れたコンポーネントの間接的な損傷に関するアイデアを考案し、特定のモデリングアルゴリズムと潜在的な解決策のアイデアを提案しました。 VS はモデルを統合し、HEIGHTS をアップグレードし、数値シミュレーションを実行しました。

V. シジュークへの通信。

著者らは競合する利害関係を宣言していません。

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転載と許可

Sizyuk, V.、Hassanein, A. プラズマ過渡時の近くのコンポーネントの重大な損傷を軽減するためのダイバータ材料としての液体リチウム。 Sci Rep 12、18782 (2022)。 https://doi.org/10.1038/s41598-022-21866-1

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受信日: 2022 年 7 月 14 日

受理日: 2022 年 10 月 4 日

公開日: 2022 年 11 月 5 日

DOI: https://doi.org/10.1038/s41598-022-21866-1

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ダイバータ材料として液体リチウムを使用し、プラズマ過渡時の近くのコンポーネントの重大な損傷を軽減します。