ITER 12号水平诊断窗口碳化硼块状材料应用特性研究

作     者：胡晓月 王旭迪 胡庆生 许昌军 裴燕斌 杨传森 赵君煜 

作者机构：合肥工业大学机械工程学院 中国科学院等离子体物理研究所 安泰核原新材料科技有限公司 北京东方计量测试研究所 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2024年

核心收录：

学科分类：08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术] 

基　　金：国家科技重大专项(Y25QT15561) 北京市科技新星项目(2022115) 

主　　题：国际热核聚变实验反应堆 等离子体诊断集成 碳化硼 特性 真空放气率 传热 

摘      要：国际热核聚变实验反应堆（ITER）12号水平诊断窗口（EQ#12）集成多种等离子体诊断系统用于观测等离子体运行状态，其真空内侧的集成设计在满足窗口重量限制和中子屏蔽要求的前提下，需重点考虑材料的真空放气性能和窗口冷却效率等因素。根据EQ#12真空内侧标准化集成设计方案，使用热压工艺制备碳化硼（B4C）屏蔽块，采用SEM、质谱分析、对称结构流导法、稳态热流法及有限元分析等方法对其微观形貌、理化性能等基础特性，真空放气特性及传热特性进行系统研究。结果表明：该热压工艺下的B4C屏蔽块密度为（2.50±0.01） g/cm3，内部微小孔隙少；总硼含量达77.20%，且铁和钴等杂质元素含量均不超过0.03%；真空条件下经过烘烤处理后，块体释放气体组分主要为H2，样品对H2的单位面积放气率低至6.94×10-9Pa·m3·s-1·m-2；测试了100～500℃、1 MPa界面压力下B4C和不锈钢316L（N）-IG在真空条件下(约10-3Pa)的接触热导，结合测试结果进一步对B4C在应用工况下进行热仿真分析可知，其在ITER装置运行工况下可以有效带走核热、局部最高温度不会超过221.6℃，经48 h的烘烤可升温至209.1℃进行有效除气。针对此种热压B4C块状材料的应用特性研究为核聚变装置真空室内屏蔽材料选择提供了重要参考。