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Advanced solutions for beryllium and tungsten plasma-facing components

C Ibbott, R Jakeman, T Ando, P Chappuis, G Vieider1998年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractBeryllium and tungsten are candidate plasma-facing armour materials for the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). These armours are proposed for areas with low heat flux (⩽5 MW m−2); however, in the divertor, surface melting during abnormal events may occur. This paper reports the progress made in developing novel approaches to solving the difficulties posed in designing with these armours. A Be monoblock brazed to an oxygen free high conductivity (OFHC) 10 mm ID Cu tube using InCuSil `ABA' braze alloy has survived 130 cycles of 10–11 MW m−2 for 6 s, with surface temperatures of 1250°C. No visible surface cracking occurred. The same monoblock was then exposed to several cycles of 20–22 MW m−2 for 8 s, creating a 2 mm deep molten layer. High cycle fatigue was then performed. The test results are detailed in this paper. Comparison between experimental and theoretical results are made. W and Cu have a large mismatch in their thermal expansion coefficients and two designs are proposed that minimise the interface stresses. These are: a `brush'-like structure with rectangular fibres set in a Cu substrate using the `active metal casting' (AMC) technique; and thin monoblocks (or lamellae) brazed or active metal cast onto a Cu tube. Analyses of the lamellae concept for steady-state heat loads of 5 MW m−2 are presented. Fatigue analyses show that both solutions are theoretically viable (∼104 cycles). A `brush' mock-up has been manufactured and progress on its testing is reported. Results of all tests and their relevance to the ITER design are discussed.

日本語訳

ベリリウムとタングステンは、国際熱核融合実験炉(ITER)のプラズマ対向装甲材料の候補である。これらの装甲は、低熱流束(⩽5 MW m−2)の領域に提案されている。しかし、ダイバータでは、異常時における表面溶融が発生する可能性がある。本論文では、これらの装甲を用いた設計における困難を解決するための新しいアプローチの開発における進捗について報告する。InCuSil `ABA' ろう付け合金を用いて無酸素高伝導(OFHC)10 mm内径Cu管にろう付けしたBeモノブロックは、表面温度1250°Cで10–11 MW m−2を6秒間、130サイクルに耐えた。目に見える表面割れは発生しなかった。その後、同じモノブロックを20–22 MW m−2を8秒間の数サイクルにさらし、2 mmの深さの溶融層を形成させた。その後、高サイクル疲労試験を実施した。試験結果の詳細を本論文に示す。実験結果と理論結果の比較を行う。WとCuは熱膨張係数に大きな差があり、界面応力を最小限に抑える2つの設計を提案する。これらは、活性金属鋳造(AMC)技術を用いてCu基板に矩形繊維を埋め込んだ「ブラシ」状構造と、Cu管にろう付けまたは活性金属鋳造した薄いモノブロック(またはラメラ)である。定常熱負荷5 MW m−2に対するラメラ概念の解析を示す。疲労解析により、両方の解決策が理論的に実行可能であることが示されている(∼104サイクル)。「ブラシ」モックアップを製作し、その試験の進捗を報告する。全試験の結果と、それらのITER設計への関連性について考察する。

装置

iter中精度(概要文一致)

wiki

TungstenPlasma-facing componentBeryllium
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