Progress of ITER full tungsten divertor technology qualification in Japan

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.03.009

原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/mの繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/mにおける繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m・5000サイクルおよび20MW/m・1000サイクルに耐えた。この20MW/mのサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。

Development of HIP technique for bonding of CuCrZr with stainless steel and beryllium for application to the ITER first wall

秦野 歳久; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-075, 59 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-075.pdf:17.38MB

ITER第一壁は、ベリリウムのアーマータイル,銅合金の熱シンク,ステンレス鋼の冷却管と後壁により構成され、それらを高温等方加圧(HIP)法を用いて接合する。本研究では、銅合金とステンレス鋼並びにベリリウムとの各接合に対するスクリーニング試験を実施して最適な接合条件を選定した。さらに第一壁の部分モデルを試作するとともにその熱負荷試験を行って、製作性を実証し、かつ熱機械特性を評価した。特に、ここでは低コストと高靭性の利点から、従来のアルミナ分散強化銅に代わるクロムジルコニウム銅の適用性について検討した。スクリーニング試験の結果、ステンレス鋼とクロムジルコニウム銅のHIP温度として1050を選定した。これにより接合体の破壊靭性値は~276kJ/mとアルミナ分散強化銅の接合体に比べて非常に高い値を示した。ベリリウムとの接合では温度を555として時効処理を兼ねたが、接合後のクロムジルコニウム銅は受け入れ材に比べてやや軟化する傾向を示した。これらによりHIP接合条件及び熱処理条件を絞り込むことができた。さらに第一壁の部分モデルを試作し、その高熱負荷試験を行い除熱性能及び熱疲労特性が良好であることを確認した。以上の結果からクロムジルコニウム銅の第一壁への適用に見通しを得ることができた。