2002 Fiscal Year Annual Research Report
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13107201
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| Research Institution | National Institute for Fusion Science |
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Principal Investigator |
野田 信明 核融合科学研究所, 大型ヘリカル研究部, 教授 (10144172)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
和田 元 同志社大学, 工学部, 教授 (30201263)
久保田 雄輔 核融合科学研究所, 大型ヘリカル研究部, 助教授 (50023726)
相良 明男 核融合科学研究所, 大型ヘリカル研究部, 助教授 (20187058)
車田 亮 茨城大学, 工学部, 助教授 (60170099)
徳永 和俊 九州大学, 応用力学研究所, 助教授 (40227583)
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| Keywords | プラズマ対向材料 / タングステン / プラズマスプレイ / コーティング / 熱負荷 / ろう付け接合 / レニウム中間層 |
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| Research Abstract |
平成13年度までの成果を踏まえ、引き続きコーティング材料試作を行った。真空プラズマスプレイコーティング材については,レニウム層あり,なしの複数種材料を製作し、断面境界層を観察した。複数の層を持つ場合、カーバイド化は最初のタングステン層でとどまり、これが炭素拡散の障壁になることが期待される。大気圧プラズマスプレイコーティング法の評価をユーリッヒ研と協力して実施しつつあるが、適切なコーティング層が得られるまでには至っていない。CC材へのコーティング試作については、タングステンとの熱膨張率のずれによるクラック生成を防止するため、15mm間隔で表面に溝を切ったCC基板を製作した。最大60mmx50mmの基板へのコーティングを試みつつある。電子ビーム照射による熱負荷試験では、銅冷却管にロウ付けされた試験体について、平方メートルあたり10MW〜14MWの範囲で熱負荷試験を実施した。ロウ材として銀を含まない純チタンロウを使用した場合と、銀ロウを使用した場合を比較した。基板としては等方性黒鉛材とCC材を用いた。いずれの場合も、熱負荷に対するタングステンコーティング層表面温度の応答はほぼ線形であり、予測の範囲内にある。CC材基板のものが黒鉛材基板のものよりも熱伝導率のよい分だけ表面温度を下げることができる。
電子顕微鏡による熱負荷試験後の表面変化観察を行った結果、プラズマスプレイ法によるコーティング層においても、再結晶化は1400℃以上で起こることが確認された。
タングステンの炉心プラズマ、周辺プラズマに与える影響評価では、テキサトールトカマク実験の水素放射データの解析を行った結果、表面温度1200K-1400Kにおいて放出される水素は原子上であることを裏付けるデータが得られた。
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Research Products
(4 results)
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[Publications] K.Tokunaga, R.P.Doerner, R.Seraydarian, N.Noda et al.: "Surface morphology and helium retention on tungsten exposed to low energy and high flux helium plasma"Journal of Nuclear Materials. Vol.313-316. 94-98 (2003)
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[Publications] M.Wada, T.Hirai, T.Ohgo, T.Tanabe et al.: "Inhomogeneous heat loading to high-Z test limiters depending upon the limiter materials"Journal of Nuclear Materials. Vol.313-316. 294-298 (2003)
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[Publications] A.Kurumada, Y.Imamura, Y.Tomota, T.Oku, Y.Kubota, N.Noda: "Evaluation of the integrity of divertor models of tungsten or SiC/SiC composites joined with copper"Journal of Nuclear Materials. Vol.313-316. 247-251 (2003)
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[Publications] K.Tokunaga, R.P.Doerner, R.Seraydarian, N.Noda et al.: "Modification of tungsten coated carbon by low energy and high flux deuterium irradiation"Journal of Nuclear Materials. Vol.307-311. 126-129 (2003)
