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高Z材の開発状況

Present status of high Z material development

中村 和幸; 秋場 真人

Nakamura, Kazuyuki; Akiba, Masato

本稿では核融合実験炉に向けた高Z材の開発状況について紹介する。ITERのプラズマ対向機器の一部に、化学蒸着タングステン(CVD-W)を使用する設計を日本は提案しており、現在そのための基礎データを収集している。熱伝導率、引張強度等の熱機械特性の測定をほぼ終え、中性子照射効果の測定準備を現在進めている段階である。また、基礎データ収集と並行して、小中型ダイバータ試験体を製作し、接合部等の健全性を熱サイクル試験を行うことによって確認している。現在、5MW/m$$^{2}$$、定常条件(ITERの定常運転条件)下で1000回の熱サイクルに耐えるダイバータ試験体の開発に成功している。今後は、大面積被覆や厚膜被覆(約5mm程度)等の課題を解決していく予定である。

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