AbstractThis paper describes a new experimental liquid-lithium facility for investigation of the corrosion-mass transfer and stability of electrical insulator self-healing coatings in the self-cooled vanadium-lithium blanket. This monometallic test facility was constructed of V-4 wt.% Ti-4 wt.% Cr alloy and simulates the conditions projected for a fusion reactor blanket. The vanadium alloy-liquid-lithium test facility will provide test velocities up to 4 m s−1, temperatures up to about 700°C and a system temperature difference up to 250°C. The facility provides the control and monitoring of impurities in liquid lithium.
本論文は、自己冷却バナジウム-リチウムブランケットにおける腐食-質量移行および電気絶縁性自己修復コーティングの安定性を調査するための、新しい実験用液体リチウム施設について述べている。このモノメタリック試験施設は、V-4 wt.% Ti-4 wt.% Cr合金で建設され、核融合炉ブランケットに想定される条件を模擬している。バナジウム合金-液体リチウム試験施設は、最大4 m s⁻¹の流速、約700°Cまでの温度、および最大250°Cのシステム温度差を提供する。本施設は、液体リチウム中の不純物の制御およびモニタリングを可能にする。