FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

The tubular separate first wall for ITER-EDA

A Pizzuto, B Riccardi, E Salpietro, G Malavasi1995年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractThe first wall (FW) is one of the most loaded plasma-facing components; the heat flux is such that the thermal stresses are the most important design concern. In addition, the FW must resist the eddy current induced during plasma disruption and the high pressure of the coolant and should maintain its properties under a fast neutron flux (dose up to 3 MW m−2).The tubular solution is the most suitable to cope with the thermal stresses; the use of a double wall reduces the risk of leaks inside the vacuum vessel by avoiding the growth of cracks through both walls: the soft brazing in between the walls stops the growth of cracks from one tube to the other. The eddy currents induced in the tubes are low and the halo current flowing poloidally in the tubes exerts a radial pressure which is supported by the blanket box via supporting points provided in between the FW and the blanket.The tubes are protected with a coating of beryllium or boron carbide against the radiation heat load during disruption, and with a coating of copper against runaway electrons. Fins attached to the tubes are provided to cope with the change in the toroidal width of the FW along the poloidal direction. The fins are also protected by coatings.The tubes can be made of steel to resist a heat flux of up to 1 MW m−2. For higher heat loads, copper or vanadium can be used. The tubular FW can be replaced independently of the blanket.The thermohydraulic, electromagnetic and dynamic analyses confirm the viability of the solution proposed.

日本語訳

第一壁(FW)は最も負荷の高いプラズマ対向機器の一つであり、その熱流束は熱応力が最も重要な設計上の関心事となるものである。さらに、FWはプラズマディスラプション時に誘起される渦電流と冷却材の高圧に耐えなければならず、高速中性子束(最大3 MW m−2の線量)下でもその特性を維持すべきである。管状ソリューションは熱応力に対処するのに最も適しており、二重壁の使用は、両壁を通る亀裂の進展を軟質ろう付け層が壁間で阻止することにより、真空容器内の漏洩リスクを低減する。管内に誘起される渦電流は低く、管内をポロイダル方向に流れるハロー電流は径方向の圧力を及ぼすが、これはFWとブランケットの間に設けられた支持点を介してブランケットボックスが支持する。管は、ディスラプション時の放射熱負荷に対してはベリリウムまたは炭化ホウ素のコーティングで保護され、ランナウェイ電子に対しては銅のコーティングで保護される。管に取り付けられたフィンは、ポロイダル方向に沿ったFWのトロイダル幅の変化に対応するために設けられている。フィンもまたコーティングによって保護される。管は最大1 MW m−2の熱流束に耐えるために鋼で製造することができる。より高い熱負荷に対しては、銅またはバナジウムを使用することができる。管状FWはブランケットとは独立して交換可能である。熱流体力学的、電磁気力学的、および動的解析により、提案されたソリューションの実現可能性が確認されている。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERFirst wall
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Thermal-hydraulic and structural design for the lithium-cooled TITAN-I reversed-feeld-pinch reactor

1989Fusion Engineering and Design

Thermal-mechanical analyses of the ITER shielding blanket designs

1995Fusion Engineering and Design

Thermal-hydraulic and structural design of the TITAN-I reversed-field-pinch fusion power core

1993Fusion Engineering and Design

Design and issues of the ITER in-vessel components: ITER Joint Central Team and Home Teams

1998Fusion Engineering and Design

Design of the ITER EDA plasma facing components

1998Fusion Engineering and Design

ITER blanket designs

1995Fusion Engineering and Design

High power density self-cooled lithium–vanadium blanket

2000Fusion Engineering and Design

Tungsten and beryllium armour development for the JET ITER-like wall project

2007Nuclear Fusion

High heat flux test on first wall materials

1991Fusion Engineering and Design

Design of the ITER vacuum vessel

1995Fusion Engineering and Design