AbstractFor future fusion devices, target element specimens with a reversal of the coolant flow have been designed, manufactured and tested. Two parallel OFHC-Cu tubes connected with another at one end by a Cu flow reversal element brazed onto blocks of a 2-D Carbon Fibber reinforced Carbon (CFC) have been selected to realize such divertor elements. To estimate the thermal behaviour, heat load experiments were performed in the high heat flux ion beam facility MARION. Peak power densities up to 13 MW/m2 for 5, 10 and 20 s of the elliptic Gaussian shaped hydrogen ion beam have been applied to the target element specimens. After extreme heat loads, cracks in the 2-D CFC block occurred leading to a strong deformation of the CFC and a partial detachment of the Cu tubes. By using a castellated CFC materials and a large number of braze depots for the target elements no cracking of the CFC material took place and a good thermal performance up to power loads of more than 10 MW/m2 has been achieved.
将来の核融合装置向けに、冷却材流の反転を伴うターゲット要素試験体が設計・製作された。2本の平行なOFHC-Cu管が一端でCu製流路反転用ろう付け要素によって接続され、2次元炭素繊維複合材（CFC）ブロックにろう付けされた構造が、そのようなターゲット要素を実現するために選定された。熱挙動を評価するため、高熱流束イオンビーム施設MARIONにおいて熱負荷実験が実施された。最大13 MW/m²のピーク出力密度を持つ楕円形ガウス分布の水素イオンビームが、5秒間および20秒間、ターゲット要素試験体に照射された。極端な熱負荷後、2次元CFCブロックに亀裂が発生し、CFCの大きな変形とCu管の部分的な剥離が生じた。一方、カステレーション加工を施したCFC材料と多数のろう付け接合部を有するターゲット要素では、CFC材料の亀裂は発生せず、10 MW/m²を超える出力密度まで優れた熱性能が達成された。