The design and development of a fusion reactor divertor plasma facing component (PFC) is one of the many challenging issues on the road to commercial use of fusion energy. The divertor PFC is expected to exhaust steady state heat loads in the region of 10 MW m−2 while keeping temperatures and thermo-mechanical stresses in its structure within the allowable limits. For ITER (International Thermo-Nuclear Experimental Reactor) a water cooled W/CuCrZr divertor PFC concept has been developed. However, this concept is not necessarily assured for use in future fusion reactors mainly because the neutron radiation dose would be at least an order magnitude higher, resulting in limited thermo-mechanical performance and considerably more activated waste products. In the present study, a water cooled divertor PFC using reduced activation ferritic-martensitic (RAFM) steel as the heat sink pipe has been designed with pressurised water reactor-like cooling conditions (pressure of 15.5 MPa, velocity of 10–20 m s−1 and temperature of 300 °C). The PFC is made up of a number of rectangular tungsten tiles, each with an inner circular hole (so-called monoblocks), joined onto a RAFM steel pipe with copper interlayers. The thermo-mechanical performance of the PFC has been studied in detail. The heat transfer coefficient between the RAFM pipe inner surface and the water was calculated using published correlations. Geometric parameters and water velocity were optimized with finite element (FE) thermal analysis, to achieve acceptable temperatures in the structure given the target exhaust heat load of 10 MW m−2. Under this heat load and the optimised thermal design parameters, the structure of the PFC was further assessed by mechanical analysis. We find that under these conditions the RAFM steel pipe experiences cyclic plasticity, and fails the common linear elastic ratchetting (3 Sm) rule. Nevertheless, the designed W/RAFM divertor PFU can withstand 10 MW m−2 heat load, albeit with a fatigue life of approximately 0.55 years based on the expected operation scenario of a prototype or test reactor. This study extends the state of knowledge of the technological limit of a divertor based on a RAFM steel pipe structure.
核融合炉ダイバータのプラズマ対向機器（PFC）の設計と開発は、核融合エネルギーの商業利用への道のりにおける多くの困難な課題の一つである。ダイバータPFCは、構造内の温度と熱機械的応力を許容限界内に保ちながら、約10 MW m⁻²の定常熱流束を排出することが期待されている。ITER（国際熱核融合実験炉）向けには、水冷式のW/CuCrZrダイバータPFCコンセプトが開発されている。しかしながら、このコンセプトは、主に中性子照射線量が少なくとも一桁高くなると予想される将来の核融合炉での使用に対しては、必ずしも保証されていない。その結果、熱機械的性能が制限され、放射性廃棄物の活性化が著しく増大する可能性がある。本研究では、減活化フェライト・マルテンサイト（RAFM）鋼を放熱管として使用した水冷式ダイバータPFCを、加圧水型原子炉に類似した冷却条件（圧力15.5 MPa、流速10〜20 m s⁻¹、温度300°C）で設計した。PFCは、銅中間層を介してRAFM鋼管に接合された、内部に円形冷却孔を有する複数の矩形タングステンモノブロックで構成されている。PFCの熱機械的性能を詳細に調査した。RAFM管内面と水との間の熱伝達係数は、公表されている相関式を用いて算出した。幾何学的パラメータと水流速は、目標排熱負荷10 MW m⁻²において構造内の許容温度を達成するために、有限要素法（FE）熱解析を用いて最適化した。この熱負荷と最適化された熱設計パラメータの下で、PFC構造は機械解析によってさらに評価された。その結果、これらの条件下ではRAFM鋼管に繰り返し塑性変形が生じ、一般的な線形ラチェッティング則（3 Sm則）を満たさないことが判明した。それにもかかわらず、設計されたW/RAFMダイバータPFCは、原型炉または試験炉の想定運転シナリオに基づく疲労寿命が約0.55年であるものの、10 MW m⁻²の熱負荷に耐えることができる。本研究は、RAFM鋼管構造に基づくダイバータの技術的限界に関する知見を拡張するものである。