核融合炉プラズマ対向壁用タングステン材料開発におけるジレンマへの挑戦

开发用于聚变反应堆等离子体面壁的钨材料面临的挑战

基本信息

  • 批准号:
    14J03841
  • 负责人:
  • 金额:
    $ 0.77万
  • 依托单位:
  • 依托单位国家:
    日本
  • 项目类别:
    Grant-in-Aid for JSPS Fellows
  • 财政年份:
    2014
  • 资助国家:
    日本
  • 起止时间:
    2014-04-25 至 2015-03-31
  • 项目状态:
    已结题

项目摘要

核融合炉実機で想定される脆化現象への優れた耐性を有する、信頼性の高いプラズマ対向材料用タングステン(W)の開発を目的とし、脆化耐性を向上するための材料強化手法を適用したW材料の熱特性を評価すると共に、有限要素解析による信頼性評価を実施した。Wの照射脆化及び再結晶脆化を抑制するための手法として、3%のRe添加及び、Kバブルの分散に着目し、KドープW-3%Reを新たに作製した。また、KドープW-3%Reと同様の製造工程で作製した純W、KドープW、W-Re合金を参照材として作製し特性を評価した。Kバブル分散による熱特性の変化は認められなかったが、3%のRe添加に伴う伝導電子の散乱効果による熱伝導率の低下が800℃以下の温度で認められた。有限要素解析により、本研究で作製した各種W製モノブロックダイバータが核融合炉実機相当の熱負荷を受けた際の温度及び熱応力を調査したところ、20 MW/m2の熱負荷を10秒間受けた際のKドープW-3%Reの最高温度は純Wよりも200℃高くなり約2400℃となった。熱負荷により再結晶した領域の深さは、純Wでは約8mmであったのに対し、KドープW-3%Reの場合は約3mmであり、Kバブル分散と3%のRe添加によって、モノブロック内における再結晶領域の形成が大幅に抑制されるという結果が得られた。これは、純Wの再結晶温度がKバブル分散と3%のRe添加によって上昇しているためであり、結晶粒組織及び硬さの温度依存性を評価した結果から求められたKドープW-3%Reの再結晶温度は、純Wよりも約700℃高い、約1800℃であった。核融合炉プラズマ対向材料としてのW材料開発における問題点であった脆化耐性改善と熱特性低下のトレードオフ関係について、KドープW-3%ReはRe添加による熱特性の低下が認められるものの、それ以上にRe添加及びKバブル分散による再結晶脆化抑制の効果が大きいことが明らかになった。
应用材料强化方法来提高抗脆化能力,旨在开发用于等离子体表面材料的高度可靠的钨(W),该材料对实际聚变反应堆中预期的脆化现象具有出色的抵抗力。除了评估W材料的热性能外,还评估了可靠性。使用有限元分析进行评估。作为抑制W辐照脆化和再结晶脆化的方法,我们重点关注添加3%Re和分散K气泡,创建了新型K掺杂W-3%Re。此外,还制备了采用与掺钾W-3%Re相同制造工艺制造的纯W、掺钾W和钨铼合金作为参考材料,并评估了它们的性能。没有观察到由于 K 气泡分散而引起的热性能变化,但在低于 800°C 的温度下观察到由于添加 3% Re 的传导电子的散射效应而导致热导率下降。通过有限元分析,我们研究了本研究中制造的各种 W 整体分流器在承受与实际聚变反应堆相当的热负荷时的温度和热应力。 K 掺杂 W-3%Re 的最高温度。约为2400℃,比纯W高200℃。纯W的热负荷再结晶区域深度约为8 mm,而K掺杂W-3%Re的热负荷重结晶区域深度约为3 mm,并且由于K气泡分散和3% Re的添加,结果表明,形成了整体内的再结晶区域被显着抑制。这是因为K气泡分散和3%Re的添加提高了纯W的再结晶温度,而K掺杂W-3%Re的再结晶温度约为1800℃,比掺K的W-3%Re的再结晶温度高出约700℃。纯W.关于提高抗脆性和降低热性能之间的权衡关系,这是 W 材料作为聚变反应堆面向等离子体材料开发中的一个问题,K 掺杂的 W-3%Re 由于以下原因表现出热性能下降: Re的添加和K气泡分散的抑制再结晶脆化的效果甚至更大。

项目成果

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专著数量(0)
科研奖励数量(0)
会议论文数量(0)
专利数量(0)
Thermo-Mechanical Analysis of Tungsten and its Alloys Monoblock Divertor under Heat Load Conditions Relevant to a Fusion Reactor
聚变反应堆相关热负荷条件下钨及其合金整体偏滤器的热机械分析
  • DOI:
  • 发表时间:
    2015
  • 期刊:
  • 影响因子:
    0
  • 作者:
    M. Fukuda; S. Nogami; A. Hasegawa; K. Yabuuchi; K. Ezato; S. Suzuki; H. Tamura; T. Muroga
  • 通讯作者:
    T. Muroga
Thermo-mechanical analysis of tungsten and its alloys monoblock divertor under heat load conditions relevant to a fusion reactor,
与聚变反应堆相关的热负荷条件下钨及其合金整体偏滤器的热机械分析,
  • DOI:
  • 发表时间:
    2014
  • 期刊:
  • 影响因子:
    0
  • 作者:
    Makoto Fukuda; Shuhei Nogami; Kiyohiro Yabuuchi; Akira Hasegawa; Koichiro Ezato; Satoshi Suzuki; Hitoshi Tamura;Takeo Muroga
  • 通讯作者:
    Takeo Muroga
Effect of fusion reactor relevant heat load on pure tungsten and its alloys for plasma facing components
聚变反应堆相关热负荷对面向等离子体组件的纯钨及其合金的影响
  • DOI:
  • 发表时间:
    2014
  • 期刊:
  • 影响因子:
    0
  • 作者:
    Makoto Fukuda; Shuhei Nogami; Kiyohiro Yabuuchi; Akira Hasegawa; Koichiro Ezato; Satoshi Suzuki; Hitoshi Tamura;Takeo Muroga
  • 通讯作者:
    Takeo Muroga
結晶粒組織を微細化したタングステン合金圧延材の引張特性の異方性
细晶组织钨合金轧制材料拉伸性能各向异性
  • DOI:
  • 发表时间:
    2014
  • 期刊:
  • 影响因子:
    0
  • 作者:
    福田誠; 野上修平; 藪内聖晧; 長谷川晃; 室賀健夫
  • 通讯作者:
    室賀健夫
Anisotropy of mechanical property of potassium and rhenium doped tungsten alloys plate for fusion reactor application
聚变反应堆用钾铼掺杂钨合金板力学性能各向异性
  • DOI:
  • 发表时间:
    2014
  • 期刊:
  • 影响因子:
    0
  • 作者:
    Makoto Fukuda; Shuhei Nogami; Kiyohiro Yabuuchi; Akira Hasegawa; Takeo Muroga
  • 通讯作者:
    Takeo Muroga
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