Manufacturing and testing of a Be/OFHC-Cu divertor module

Be/OFHC-Cuダイバータ試験体の製作及び加熱実験

荒木政則; D.L.Youchison*; 秋場真人; R.D.Watson*; 佐藤和義; 鈴木哲

Araki, Masanori; D.L.Youchison*; Akiba, Masato; R.D.Watson*; Sato, Kazuyoshi; not registered

次期核融合実験炉、例えば、ITERでは、プラズマ対向機器表面材料にベリリウム、炭素系材料及びタングステンが選定されている。特に、ベリリウムは第1候補材料であるため、原研ではベリリウムと銅の接合体開発研究を進めてきた。そこで、この開発研究で培った接合技術を適用して、25mm角、厚み2mm及び10mmのベリリウムタイル各2個を1本の銅製冷却管に真空ロー付けしたダイバータ試験体を製作した。加熱実験は、日米核融合協力のもとで、米国サンディア研究所の電子ビーム照射装置を用いて、ITER等のダイバータ部で予想される熱負荷条件で各々のタイルに対して行った。本論文は、ベリリウム/銅接合体の接合特性及び加熱実験結果について述べるとともに、今後の開発課題についても言及した。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Materials
巻	:	233-237
号	:	PT.A
ページ数	:	p.632 - 637
発行年月	:	1996/00
発表会議名	:	7th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-7)
開催年月	:	1995/09
開催都市	:	Russia
開催国	:
キーワード	:	Plasma Facing Materials; Be-OFHC-Cn Bonds; Thermal Cycling; High Heat Load; Durability of the Bonds

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	https://doi.org/10.1016/S0022-3115(96)00101-8
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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InCites™	:	パーセンタイル：45.11 分野：Materials Science, Multidisciplinary
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登録番号 : B19950516
抄録集掲載番号 : 250350
論文投稿番号 : 14627

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