[3O01-05] Fusion Reactor Materials (SiC, Coating Material, Molten Salt)

[3O02] Thermal Conductivity of W/SiC Joints for Divertor in Fusion Reactor

*Hirotatsu KISHIMOTO¹, Yuuki Asakura¹, Naofumi Nakazato¹, Joon-Soo Park¹, Tamaki Shibayama² (1. Muroran Institute of Technology, 2. Hokkaido University)

Keywords:Fusion reactor, divertor, W/SiC joints, thermal conductivity

SiC/SiC 複合材料は将来の核融合炉構造材料として期待されている。ダイバーターにおいては10MW／m²超の熱流束の入熱が想定されるが、ダイバーター表面から冷却材までの熱伝導度評価において、界面の存在を議論する必要がある。本研究ではW/SiC、SiC、Wを準備して界面部に存在する熱抵抗を推定し、これをもとに過去のデザインで計算された温度と、現実の機器での温度に相違が生じうることを議論する。