초록 ▼

1. 정전기 부양장치를 이용하여 3000 K, 20 MW/㎡의 초고온, 고밀도 열부하 환경 구현
2. 초고융점의 순금속, 텅스텐 합금의 용융/응고 과정 중의 열물성 데이터(융점, 복사냉각율, 비열, 밀도, 열팽창율) 측정
3. 최고온도 3000 K, 최대 500 싸이클의 열피로 싸이클 수행 및 열피로 전후의 미세조직 안정성 분석
4. 초고온 열물성 측정관련 불확도 분석 및 측정기법 표준화
5. 초고융점의 순금속, 텅스텐 합금 33종의 열물성 축적 및 플라즈마 대면소재용 데이터베이스 구축

(출처 :

1. 정전기 부양장치를 이용하여 3000 K, 20 MW/㎡의 초고온, 고밀도 열부하 환경 구현
2. 초고융점의 순금속, 텅스텐 합금의 용융/응고 과정 중의 열물성 데이터(융점, 복사냉각율, 비열, 밀도, 열팽창율) 측정
3. 최고온도 3000 K, 최대 500 싸이클의 열피로 싸이클 수행 및 열피로 전후의 미세조직 안정성 분석
4. 초고온 열물성 측정관련 불확도 분석 및 측정기법 표준화
5. 초고융점의 순금속, 텅스텐 합금 33종의 열물성 축적 및 플라즈마 대면소재용 데이터베이스 구축

(출처 : 요약서 3p)

Abstract ▼

Purpose & Contents
In the present study, we propose to develop evaluation techniques for thermo-physical properties and thermal fatigue at ultra-high temperature over 2000℃ using electrostatic levitation. Based on real property database at high temperatures of newly-developed W alloys resulted fr

Purpose & Contents
In the present study, we propose to develop evaluation techniques for thermo-physical properties and thermal fatigue at ultra-high temperature over 2000℃ using electrostatic levitation. Based on real property database at high temperatures of newly-developed W alloys resulted from cooperating researches on atomic simulations of low radiative elements and synthesis of new alloys, we will suggest a paradigm-shifting high-performance W alloys as plasma facing materials of divertor module in Korea DEMO fusion reactor. In addition, we try to standardize the measurement and analysis methods for thermo-physical properties at high temperature above 2000℃. The specific research issues for the final goals are listed below; (1) stabilization of sample levitation at extreme high temperature above 2000℃, (2) precise measurement of fundamental thermo-physical properties such as melting, liquidus and solidus temperatures, density, thermal expansion coefficient, specific heat, radiative cooling rate and so on within 3 % measurement uncertainty, (3) development of thermal fatigue method (above 100 cycles) under high heat flux above 20 MW/㎡ and (4) formation of thermo-physical database for selection guideline of plasma-facing materials for divertor.

Results
An electrostatic levitator (ESL) is successfully modified for high temperature and heat flux measurement conditions above 3000 K and 20 MW/㎡. Candidate plasma-facing materials such as high temperature pure metals forming solid solution with W, W-binary alloys and 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. To simulate long-term thermal history of plasma-facing material, thermal fatigue test was performed for a levitated sample; maximum 500 heating-cooling cycles up to 3000 K were applied for newly formed W alloys and subsequently their microstructural stability was investigated. W-Ta alloy showed high radiative cooling rate, low thermal expansion coefficient and stable and slight grain growth after the thermal fatigue. These are necessary properties for good performance of a divertor. Finally, thermo-physical database of high temperature-melting elements and W alloys which will be a guideline for selecting divertor materials was formed.

Expected Contribution
Thus, it is urgent to start systematic material research for fusion reactor in Korea in order to catch up with other developed countries in this important area. In particular, this project can greatly contribute to improve the domestic research field on fusion materials by developing a novel alloy design and evaluation techniques for properties at ultra-high temperature. These effort open a new era of developing a paradigm-shifting fusion reactor material for K-DEMO.

Despite advanced technologies for fusion reactor (represented by KSTAR), the domestic research for structural materials of fusion reactor is not active compared to other developed countries. However, research for high-Z plasma facing materials under extremely severe conditions is still in the beginning stages even in developed countries and especially, experimental results are much less than computational simulation results.

(출처 : SUMMARY 6p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 국문 요약문 ... 4
• SUMMARY ... 6
• CONTENTS ... 8
• 목차 ... 9
• 1. 연구 개발 과제의 개요 ... 10
• 가. 연구 개발 목적 ... 10
• 나. 연구 개발의 필요성 ... 10
• 다. 연구 개발 범위 ... 12
• 2. 국내외 기술 개발 현황 ... 13
• 가. 국내 수준 ... 13
• 나. 국내외 연구현황 ... 13
• 다. 선행연구의 내용 및 결과 ... 14
• 3. 연구 수행 내용 및 결과 ... 17
• 가. 디버터 소재의 개발, 연구동향 및 수요분석 ... 17
• 나. 초고온 환경구현 및 열물성 측정을 위한 시스템 구성 ... 21
• 다. 텅스텐과 고용체를 형성하는 고융점 단원소 금속의 열물성 측정 ... 23
• 라. 합금화 원소 조성 제어를 통한 텅스텐계 합금의 특성 최적화 ... 26
• 마. 텅스텐계 신합금의 초고온 환경 하에서의 열피로 거동 후 미세구조/기계적 특성 변화측정 ... 38
• 바. ESL을 이용한 초고온 물성 평가 기법의 표준화 추진 ... 50
• 사. 텅스텐계 합금의 초고온 열물성 데이터베이스 구축 ... 60
• 4. 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 62
• 가. 목표 달성도 ... 62
• 나. 관련 분야 기여도 ... 65
• 5. 연구 결과의 활용 계획 ... 66
• 가. 추가연구의 필요성 ... 66
• 나. 타 연구에의 응용 ... 66
• 6. 연구 과정에서 수집한 해외 과학 기술 정보 ... 68
• 7. 연구 개발 결과의 보안 등급 ... 68
• 8. 국가과학기술종합정보시스템에 등록한 연구 시설·장비 현황 ... 68
• 9. 연구 개발 과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행실적 ... 69
• 10. 연구 개발 과제의 대표적 연구 실적 ... 69
• 11. 기타 사항 ... 70
• 12. 참고 문헌 ... 71
• 끝페이지 ... 71