AbstractThe first wall (FW) of a tokamak fusion reactor is subjected to periodically changing large heat fluxes. Water-cooled FW panels made from austenitic SS 316 L steel are analyzed. First, life predictions for initially defect-free components, obtained by applying design code rules, are compared with experimental results. It is shown that designing by code is very conservative under thermal fatigue. Secondly, a fracture mechanical analysis of the ITER—CDA FW is presented using linear—elastic and elastic—plastic approaches. Fatigue growth of pre-existing cracks is considered. Problems of FW composite structures of dissimilar materials are addressed. The mismatch in the thermal expansion coefficients give rise to residual stresses during the joining process, and leads to a jump in the stress at the interface. Moreover, different elastic properties result in stress singularities at free boundaries or at interface corners.
トカマク核融合炉の第一壁（FW）は、周期的に変動する大きな熱負荷にさらされる。オーステナイト系ステンレス鋼316L製の水冷式FWパネルを解析対象とする。まず、設計コード規則を適用して得られた初期欠陥のない部品の寿命予測を実験結果と比較する。設計コードに基づく設計は、熱疲労条件下では非常に保守的であることが示される。次に、ITER—CFWの破壊力学的解析を、線形弾性および弾塑性アプローチを用いて提示する。既存の亀裂の疲労進展を考慮する。異種材料からなるFW複合構造の問題点を取り上げる。熱膨張係数のミスマッチにより、接合プロセス中に残留応力が生じ、界面に応力の不連続が生じる。さらに、弾性特性の違いにより、自由端または界面コーナーにおいて応力特異性が発生する。