2019 Annual Meeting

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Oral presentation

VI. Fusion Energy Engineering » 601-4 Reactor Component Technology, First Wall, Divertor, Magnet

[2O18-20] Engineering and design for nuclear fusion (Blanket and plasma facing components)

Thu. Mar 21, 2019 5:10 PM - 6:00 PM Room O (Common Education Bildg. 2 4F No.46)

Chair:Teppei Otsuka(Kindai Univ.)

5:40 PM - 5:55 PM

[2O20] Evaluation on creep-fatigue damage of Test Blanket Module under cyclic heat loads

*Wenhai Guan1, Hyoseong Gwon1, Hideo Sakasegawa1, Hisashi Tanigawa1, Yoshinori Kawamura1 (1. QST)

Keywords:Thermo-mechanical analysis, F82H, Creep fatigue damage envelope

核融合炉ブランケットはプラズマからの熱および中性子負荷を繰り返し受け、プラズマに対向する領域は高温にもなるため、クリープ疲労損傷の評価は重要な検討課題の一つである。本研究では、量研機構が開発している水冷却固体増殖テストブランケットモジュール(TBM)の筐体を対象として、ITER およびDEMO 炉における繰り返し熱負荷条件を適用し、有限要素法による熱・機械解析を行った。構造材料である低放射化フェライトマルテンサイト鋼(F82H)の特性と圧力容器構造規格(ASME NH)に基づいて、筐体のクリープ疲労損傷を評価した。