AbstractOne of the most difficult tasks in fusion reactor development is the designing, fabrication and high heat flux testing of actively cooled plasma facing components (PFCs). At present, for the ITER divertor project it is necessary to design and test components by using mock-ups which reflect the real design and fabrication technology. The cause of failure of the PFCs is likely to be through thermo-cycling of the surface with heat loads in the range 1–15 MW m−2. Beryllium, tungsten and graphite are considered as the most suitable armour materials for the ITER divertor application. This work presents the results of the tests carried out with divertor mock-ups clad with beryllium and tungsten armour materials. The tests were carried out in an electron beam facility. The results of high heat flux screening tests and thermo-cycling tests in the heat load range 1–9 MW m−2 are presented along with the results of metallographic analysis carried out after the tests.
核融合炉開発における最も困難な課題の一つは、プラズマ対向機器（PFC）の設計、製作、および高熱流束試験である。現在、ITERダイバータ計画においては、実際の設計および製作技術を反映したモックアップを用いて機器を設計し、試験することが必要とされている。PFCの破損原因は、1〜15 MW m⁻²の範囲の熱流束による表面の熱サイクルである可能性が高い。ベリリウム、タングステン、およびグラファイトは、ITERダイバータ用途に最も適したアーマー材料と考えられている。本稿では、ベリリウムおよびタングステンのアーマー材料で被覆されたダイバータモックアップを用いて実施した試験の結果を提示する。試験は電子ビーム施設で実施された。1〜9 MW m⁻²の範囲の熱流束による高熱流束スクリーニング試験および熱サイクル試験の結果を、試験後に実施した金属組織学的分析の結果とともに提示する。