研究課題
基盤研究(B)
本研究では、核融合炉実験装置のタングステンダイバータ板に関して、以下の点について調べる。(1) 国際熱核融合炉(ITER)のELM時のダイバータ熱負荷を模擬し、周期的なパルス高熱負荷を受けた際に発生するタングステンの損傷・損耗及びダスト・不純物発生、注入水素同位体の再放出挙動を明らかにする。(2) パルス熱損傷に対する水素同位体・ヘリウム(He)注入効果について明らかにする。(3) ELM時の負荷によるタングステンの耐損傷特性を、製造方法、加工度、組織の異なるタングステン材に対し評価を行うことにより、その依存性やさらに損傷メカニズムを明らかにし、ダイバータアーマ材としてのタングステン材を最適化する。
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すべて 雑誌論文 (4件) (うち査読あり 4件) 学会発表 (1件)
Journal of Nuclear Materials Vol.367
ページ: 812-816
Fusion Engineering and Design Vol.81
ページ: 133-138
Journal of Nuclear Materials (in press)