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

荒木 政則; D.L.Youchison*; 秋場 真人; R.D.Watson*; 佐藤 和義; 鈴木 哲

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.632 - 637, 1996/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(96)00101-8

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。