The divertor target of a nuclear fusion reactor is a key in-vessel component with critical operational functions to exhaust particles at associated thermal power. For the European demonstration reactor (EU-DEMO, the maximum heat flux that peaks at the strike point is expected to reach 10 MWm−2 during a long pulse normal operation and up to 20–40 MWm−2 for slow transient events. The reliability and longevity of divertor targets compatible with the harsh and complex loading environment of a fusion power plant is the most crucial requirement to ensure power exhaust and thermal management. Therefore, the mechanical stability of the materials and the structural integrity of the components remain crucial requirements. Since 2014, the design and technology R&D activities for the DEMO divertor have been conducted in the framework of the Work Package Divertor of the EUROfusion Consortium. In late 2020, the preconcept design phase of the DEMO fusion reactor reported that uncertainty of stress states of divertor target components brought by fabrication processes and after high heat flux loads is one critical issue that needs to be addressed soon. Such residual stresses are often unknown from both an experimental and a modelling point of view. This work aims to shed light on this issue by Bragg edge neutron imaging of divertor mock-ups to determine residual strain distributions before and after high-heat flux tests. Moreover, non-destructive evaluations of the structural integrity of such divertor mock-ups have been performed by neutron tomography measurements.
核融合炉のダイバータターゲットは、関連する熱出力を伴う粒子を排気するという重要な運転機能を有する炉内の主要コンポーネントである。欧州実証炉（EU-DEMO）では、ストライク点でピークに達する最大熱流束は、長時間パルス通常運転中に10 MWm−2に達し、遅い過渡事象では20–40 MWm−2に達すると予想されている。核融合発電プラントの過酷で複雑な負荷環境に適合するダイバータターゲットの信頼性と寿命は、出力排気と熱管理を確実にするための最も重要な要件である。したがって、材料の機械的安定性とコンポーネントの構造的健全性は、依然として重要な要件である。2014年以降、DEMOダイバータの設計および技術研究開発活動は、EUROfusion ConsortiumのWork Package Divertorの枠組みの中で実施されてきた。2020年末、DEMO核融合炉の概念設計前段階では、製造プロセスおよび高熱流束負荷後に生じるダイバータターゲットコンポーネントの応力状態の不確かさは、早急に対処すべき重要な課題の一つであると報告された。そのような残留応力は、実験的およびモデリングの観点の両方から未知であることが多い。本研究は、高熱流束試験前後の残留ひずみ分布を決定するために、ダイバータモックアップのブラッグエッジ中性子イメージングを用いて、この問題を解明することを目的とする。さらに、そのようなダイバータモックアップの構造的健全性の非破壊評価が、中性子トモグラフィ測定によって実施された。