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Kafe 바로가기주관연구기관 | 한국표준과학연구원 Korea Research Institute of Standards and Science |
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연구책임자 | 이근우 |
참여연구자 | 박은수 , 이병찬 |
보고서유형 | 최종보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2017-08 |
주관부처 | 미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 | TRKO201800003554 |
DB 구축일자 | 2018-04-28 |
키워드 | 핵융합로 디버터.플라즈마 대면소재.텅스텐 합금.초고온 열물성.조사 손상 저항성.Fusion reactor divertor.Plasma facing component.Tungsten alloy.Thermophysical properties.Resistance to irradiation. |
1. K-DEMO 디버터용 플라즈마 대면소재로 적용 가능한 고기능성 W합금 개발을 위하여 각 세부별로 W 합금의 고온 열물성 측정,신합금 개발, 전산모사를 통한 구동환경 모사를 진행함.
2. 정전기 부양장치를 이용하여 3000 K, 20 MW/m2의 초고온, 고열속 환경을 구현하여 W 합금의 열물성 데이터 (융점, 복사냉각률, 비열, 밀도, 열팽창률)를 측정함.
3. 핵융합로 대면소재로 적용 가능한 고농도 합금 컨셉의 W 신합금 개발(저방사화원소 Ti, V, Cr, Ta 등 보유)을 통해 기존 순 W대
1. K-DEMO 디버터용 플라즈마 대면소재로 적용 가능한 고기능성 W합금 개발을 위하여 각 세부별로 W 합금의 고온 열물성 측정,신합금 개발, 전산모사를 통한 구동환경 모사를 진행함.
2. 정전기 부양장치를 이용하여 3000 K, 20 MW/m2의 초고온, 고열속 환경을 구현하여 W 합금의 열물성 데이터 (융점, 복사냉각률, 비열, 밀도, 열팽창률)를 측정함.
3. 핵융합로 대면소재로 적용 가능한 고농도 합금 컨셉의 W 신합금 개발(저방사화원소 Ti, V, Cr, Ta 등 보유)을 통해 기존 순 W대비 우수한 특성을 지닌 신합금 설계법을 개발함.
4. W대비 파괴인성 및 연성이 높고, 고온 항복강도가 유지되는 우수한 물성의 W 신합금을 개발하고 후속 개발방향을 제안함.
5. 최고온도 3000 K, 최대 500회 열피로 측정 및 미세조직 안정성과 열전도도 측정을 통해 W 합금의 열적 안정성 향상을 도모함.
6. W-Ta-Re 시스템의 2원계, 3원계 합금의 연속조사에 대한 전산모사를 최초로 시도하여 전위생성을 확인하였음.
7. 조사특성에 대한 전산모사를 수행하여 W에서 보이는 연속조사에 의한 전위 생성 결함을 최초로 발견하였으며 실제 중이온 조사평가 결과 W대비 조사특성이 급격히 개선됨을 확인함.
8. 대면소재 연구에 다양성을 제시하며 결과의 데이터베이스 구축을 통해 추후 관련 실험 및 전산모사에 기여할 수 있는 가이드라인을 제공함.
( 출처 : 보고서 요약서 3p )
Purpose & Contents
In this project, we develop novel tungsten alloys for plasma facing materials of divertor module in Korea DEMO fusion reactor (K-DEMO), which improve high-temperature durability, thermal conductivity, plasma & radiation damage resistivity and binding properties with backplate c
Purpose & Contents
In this project, we develop novel tungsten alloys for plasma facing materials of divertor module in Korea DEMO fusion reactor (K-DEMO), which improve high-temperature durability, thermal conductivity, plasma & radiation damage resistivity and binding properties with backplate compared to pure tungsten.
Results
In this project, we have developed a new tungsten alloy that can be applied as a plasma facing material in a fusion reactor. First, we developed 10 kinds of tungsten-based new alloys with low-activation elements such as Ti, V, Cr and Ta by applying a high-concentration alloy concept to tungsten. We have developed unique tungsten alloy design technology. The alloy design had a high melting point of 2500 ℃ or higher and a technical complement to secure the thermal conductivity of tungsten at high temperature. The resistance of the deuterium irradiation was improved compared to that of pure tungsten. Secondly, An electrostatic levitator (ESL) is successfully modified for high temperature and heat flux measurement conditions above 3000 K and 20 MW/m2. W-base multicomponent alloys were formed into bead samples and their thermo-physical properties such as melting, liquidus, solidus temperatures, radiative cooling rate, specific heat, density variation of melts, undercooled melts and solid and thermal expansion coefficient were measured in the levitator under extremely high vacuum. Especially, precise thermo-physical measurement within 2 % uncertainty was performed and related standardization was followed. Third, by developing a tungsten-based new alloy with improved fracture toughness, ductility and high-temperature softening resistance compared to conventional pure tungsten, it is possible to solve the shortcomings of the mechanical properties of existing tungsten.
Fourth, a study on the tungsten alloy of W-Re-Ta system predicted the possibility of various defects due to irradiation damage and discovered the dislocation generation by first attempting continuous irradiation of tungsten. Ultimately, evaluation results such as improved high temperature strength, thermal stability, bonding property with backplate, and irradiation damage resistance have been secured and compared with existing tungsten facing materials. Future research on the design and development of plasma facing materials for K-DEMO divertors will be helped by database we have developed.
Expected Contribution
In this project, we have developed a tungsten–based new alloy that can replace tungsten, which is used as plasma-facing material for existing fusion reactor, and proposed a future research and development direction. The high-concentration tungsten alloy can enhance mechanical properties such as high strength and high temperature softening resistance. The possibility of improving deuterium irradiation resistivity and reducing the thermal conductivity of pure tungsten can be complemented by technological complement to the disadvantages of existing tungsten. It is a pioneering study that provides guidelines and databases for related research. It is expected that it will be possible to accelerate the commercialization of fusion with high feasibility by proposing diversity in research of plasma facing material through the result of such property improvement compared to existing tungsten. In the case of candidate materials for nuclear fusion reactors in advanced countries, it is difficult to conduct actual test measurements and focuses on computational simulation studies.
When utilizing the ultra-high temperature thermal and thermal fatigue characteristics measurement techniques developed in this study, it is expected that it will be greatly improved to the level of domestic technology. We hope that this research will accelerate the development of Korean face-to-face materials through the unique tungsten alloy development technology.
( 출처 : SUMMARY 5p )
과제명(ProjectTitle) : | - |
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연구책임자(Manager) : | - |
과제기간(DetailSeriesProject) : | - |
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