Thermal cycling tests of plasma facing components for Fusion Experimental Reactors at JAERI

核融合炉用プラズマ対向機器の熱サイクル試験

荒木 政則; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 横山 堅二; 伊勢 英夫*; 中村 和幸 ; 関 昌弘; 田中 茂

Araki, Masanori; Akiba, Masato; not registered; Dairaku, Masayuki; not registered; Ise, Hideo*; Nakamura, Kazuyuki; Seki, Masahiro; Tanaka, Shigeru

次期核融合実験炉(ITER/FER)の開発研究において、プラズマ対向機器(ダイバータ、第1壁)は、熱的に厳しい環境下にさらされ、かつ、異種材料接合体構造であるため、接合体としての構造性能も要求される。このため、プラズマ対向機器が繰り返し熱負荷を受けた場合の耐久性及び健全性を評価する必要があり、冷却構造を有したダイバータ及び第1壁の小規模試験体を製作し、繰り返し熱負荷を与えた熱サイクル試験を行った。試験の結果、以下のことを明らかにした。1)第1壁試験体では、0.2MW/m、定常の熱負荷条件下で健全であることを確認した。2)他方の0.6MW/m、定常を模擬した実験では、ボルト部で溶融したため、ボルト材質を含む構造の見直しが必要である。3)ダイバータの10MW/m、定常熱負荷を模擬した実験では、表面材料及び接合部の健全性を確認した。さらに、一部の接合体では、1000サイクル、12.5MW/m、定常熱負荷に対し、微少クラックは確認されたが、表面温度の変化はなく、持ちこたえた。

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