AbstractConsidering beryllium as plasma facing armour this paper presents recent results obtained in Russia. A special process of joining beryllium to a Cu-alloy material structure is described and recent results of thermal cycling tests of such joints are presented. Summarizing the results, the authors show that a Cu-alloy heat sink structure armoured with beryllium can survive high heat fluxes (≥10 MW/m2) during 1000 heating/cooling cycles without serious damage to the armour material and its joint. The principal feasibility of thermal cycling of beryllium grades and their joints directly in the core of a nuclear reactor is demonstrated and the main results of this test are presented. The paper also describes the thermal cycling of different beryllium grades having cracks initiated by previously applied high heat loads simulating plasma disruptions.
ベリリウムをプラズマ対向材料として考慮し、本論文ではロシアで得られた最近の結果を提示する。ベリリウムとCu合金材料構造との接合の特別なプロセスを説明し、そのような接合部の熱サイクル試験の最近の結果を提示する。結果を要約すると、著者らは、ベリリウムで被覆されたCu合金ヒートシンク構造が、1000回の加熱/冷却サイクル中に高い熱流束（≥10 MW/m2）に耐え得ることを示し、被覆材料およびその接合部に深刻な損傷は生じない。プラズマ擾乱を模擬した事前に印加された高熱負荷によってき裂が発生した異なるベリリウムグレードの熱サイクル試験を、原子炉コア内で直接実施することの主な実現可能性を実証し、この試験の主な結果を提示する。本論文はまた、プラズマ擾乱を模擬した事前に印加された高熱負荷によってき裂が発生した異なるベリリウムグレードの熱サイクル試験についても説明する。