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Towards reduced activation structural materials data for fusion DEMO reactors

A. Möslang, E. Diegele, M. Klimiankou, R. Lässer, R. Lindau, E. Lucon, E. Materna-Morris, C. Petersen, R. Pippan, J.W. Rensman2005年被引用 66Nuclear FusionIF 3出版社

The development of first wall, blanket and divertor materials that are capable of withstanding for many years high neutron and heat fluxes, is a critical path to fusion power. Therefore, the timely availability of a sound materials database has become an indispensable element in international fusion road maps. In order to provide materials design data for the short-term needs of ITER test blanket modules (TBMs) and for a DEMOnstration fusion reactor, a wealth of R&D results on the European reduced activation ferritic–martensitic steel EUROFER, and on oxide dispersion strengthened variants are being characterized, mainly in the temperature window 250–650°C. The characterization includes irradiations up to 15 dpa in the mixed spectrum reactor HFR and up to 75 dpa in the fast breeder reactor BOR60. Industrial EUROFER-batches of 3.5 and 7.5 tons have been produced with a variety of semi-finished, quality-assured product forms. To increase the thermal efficiency of blankets, high temperature resistant SiCf/SiC channel inserts for liquid metal coolant tubes are also developed. Regarding radiation damage resistance, broad based reactor irradiation programmes deal with several ranges from ≤ 5 dpa (ITER TBMs) up to 75 dpa (DEMO). For the European divertor designers, a materials database is currently being set up for pure W and its alloys, and related reactor irradiations are foreseen with temperatures from 650°C to 1000°C.

日本語訳

第一壁、ブランケット、ダイバータ材料であって、長年にわたり高い中性子束と熱流束に耐えることができるものの開発は、核融合発電への重要な経路である。したがって、信頼性の高い材料データベースの適時の整備は、国際的な核融合ロードマップにおいて不可欠な要素となっている。ITER試験ブランケットモジュール(TBM)の短期ニーズと、DEMO核融合炉のための材料設計データを提供するために、欧州の低放射化フェライト・マルテンサイト鋼EUROFERと、その酸化物分散強化型の変種に関する豊富な研究開発結果が、主に250~650°Cの温度範囲で特徴づけられている。その特徴づけには、混合スペクトル炉HFRにおける最大15 dpa、および高速増殖炉BOR60における最大75 dpaまでの照射が含まれる。工業用のEUROFERバッチ(3.5トンおよび7.5トン)が、さまざまな半製品形態で、品質保証付きで製造されている。ブランケットの熱効率を高めるために、液体金属冷却材用のSiC繊維強化SiC(SiCf/SiC)チャネルインサートも開発されている。放射線損傷耐性に関しては、広範な照射プログラムが、ITER TBMの≤5 dpaからDEMOの75 dpaまでのいくつかの範囲を扱っている。欧州のダイバータ設計者向けに、純Wおよびその合金の材料データベースが現在構築されており、関連する炉内照射は650°Cから1000°Cの温度で計画されている。

装置

iter中精度(概要文一致)

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DEMO
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