Liquid lithium is a leading candidate as a tritium-breeding material for fusion reactors because of its good breeding and heat-transfer characteristics. The self-cooled blanket concept is particularly attractive because of the inherent simplicity associated with the use of lithium as both breeder and coolant. In addition to liquid metal magnetohydrodynamic issues (LMMHD), two major compatibility concerns arising from the use of lithium are corrosion/mass transfer and degradation of mechanical properties of the containment material. This paper describes a new experimental facility for investigating the corrosion/mass transfer/deposition mechanisms at characteristic velocities and system temperatures.This test facility, which is constructed of ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-1Mo), simulates conditions projected for a liquid metal heat transport system. The test facility will provide test velocities to 0.5 m/s, and temperatures to 550 °C, and system ΔTs up to 150 °C. The corrosion test region simulates the blanket region with a low inlet temperature and a higher (ΔT ~ 150 °C) outlet temperature. Test specimens in the deposition region provide a measure of the deposition processes that will occur in a heat exchanger as the liquid metal is cooled (ΔT ~ 150 °C). In addition to temperature and flow control, the facility provides for control and monitoring of impurities in the liquid.
液体リチウムは、その優れた増殖特性と熱伝達特性により、核融合炉のトリチウム増殖材料として有力な候補である。自己冷却ブランケット概念は、増殖材と冷却材の両方としてリチウムを使用することに伴う本質的な単純さから、特に魅力的である。液体金属の磁気流体力学的问题（LMMHD）に加えて、リチウムの使用から生じる2つの主要な適合性の懸念は、腐食/質量移行と封入材料の機械的特性の劣化である。本論文は、特徴的な速度とシステム温度における腐食/質量移行/堆積メカニズムを調査するための新しい実験施設について述べるものである。この試験施設は、フェライト系/マルテンサイト鋼（Fe-9Cr-1Mo）で構成されており、液体金属熱輸送システムに想定される条件を模擬する。試験施設は、最大0.5 m/sの試験速度、550 °Cまでの温度、および最大150 °CのシステムΔTを提供する。腐食試験領域は、低温入口とより高い（ΔT ≈ 150 °C）出口温度を備えたブランケット領域を模擬する。堆積領域の試験片は、液体金属が冷却される際（ΔT ≈ 150 °C）に熱交換器で発生する堆積プロセスの尺度を提供する。温度と流れの制御に加えて、この施設は液体中の不純物の制御と監視も提供する。