The first wall and plasma interactive components of a fusion power reactor are subjected to heavy irradiation of high energy neutrons and high heat flux during normal operation. An extremely high heat flux is deposited in the components during a major plasma disruption categorized as abnormal operation. As a consequence of the event the components melt and solidify resulting in deterioration of the material, high residual stress, metallurgical change and initiation of small cracks. Quantitative evaluation of the consequence of plasma disruption is required to maintain the structural integrity of the components and predict their lifetimes.In the present study the whole process of melting, evaporation and resolidification is analysed using a newly developed computer code based on FEM. In addition, the elastoplastic thermal stress in the heated region during the event is described including residual stress. An experiment was carried out to verify the validity of the code.
核融合炉の第一壁およびプラズマ対向機器は、通常運転中に高エネルギー中性子と高熱流束の重照射を受ける。異常運転に分類される主要なプラズマディスラプション時には、機器に極めて高い熱流束が堆積する。この事象の結果として、機器は溶融および再凝固を生じ、材料の劣化、高い残留応力、冶金学的変化、および微小亀裂の発生をもたらす。プラズマディスラプションの結果を定量的に評価することは、機器の構造的完全性を維持し、その寿命を予測するために要求される。本研究では、FEMに基づいて新たに開発された計算コードを用いて、溶融、蒸発、および再凝固の全過程を解析した。さらに、事象中の加熱領域における弾塑性熱応力について、残留応力を含めて記述した。また、コードの妥当性を検証するための実験を実施した。