Degradation and defects in plasma facing components for future fusion devices [Elektronische Ressource] / von Anna Kapustina

Andrey Sharpar

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• Publié par: rheinisch-westfalischen_technischen_hochschule_-rwth-_aachen
• Publié le: 01 janvier 2004
• Nombre de lectures: 10
• Langue: English
• Poids de l'ouvrage: 10 Mo

Extrait

Degradation and Defects in Plasma Facing
Components for Future Fusion Devices





Von der Fakult t für Maschinenwesen
der Rheinisch-Westfälischen Technischen Hochschule Aachen
zur Erlangung des akademischen Grades einer Doktorin
der Ingenieurwissenschaften genehmigte Dissertation




von


Anna Kapustina

aus Sewerodwinsk (Russland)






Berichter:
apl. Prof. Dr.rer.nat. F. Schubert
Univ.-Prof. Dr.-Ing. L. Singheiser

Tag der mü ndlichen Pr fung:
24. Mai 2004









„Diese Dissertation ist auf den Internetseiten der Hochschulbibliothek online verfü gbar.“

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ä“Degradation and Defects in Plasma Facing Components
for Future Fusion Devices”

Anna Kapustina

Abstract

The main function of the first wall and the divertor are to remove the power generated by
the plasma and to shield from neutrons. The plasma facing components (PFCs) are optimised
the high heat flux energy removal. PFCs are composed of a thick armour joined to an actively
cooled heat sink to provide the necessary transfer of the incident power to the cooling system.
2During normal operation these components have to dissipate a heat flux up to 5 MW/m in the
2divertor and 0.5 MW/m on the first wall. During short time off-normal events these loads can
2locally rise up to 20 MW/m . Consequently, only materials with excellent thermal properties and
sufficient thermal shock resistance are tolerated in these regions. Three materials, beryllium,
carbon fiber composites (CFCs) and tungsten, are selected as candidates for armour materials
in the fusion facility ITER.
For basic studies of PFC heat transfer properties inspection and quality control an infrared
inspection facility (IRINA) has been installed. The impact of local differences in emissivity of the
armour materials on temperature measurements was studied. To compensate local
temperature variations originating from emissivity inhomogeneities of the most specimens a
temperature correction method was applied successfully. On different components defect
zones with reduced heat transfer properties could be detected. In the combination with FE-
calculations a correlations between defects within the component and the measured
temperature field was found. On this basis the minimum temperature difference between intact
and defect zones for detection by IR analysis could be given.
The heat transfer in defect areas of plasma facing components has been tested in the
electron beam facility JUDITH under cyclic loads with different configurations. Special
emphasis has been given on the thermal fatigue behavior of CFC flat tile divertor modules. Two
regimes of surface temperature increase rate were detected. It was found that slow
temperature increase characterizes small structure imperfections growing with thermal fatigue.
A strong surface temperature increase indicated catastrophic crack propagation leading to
armour detachment.
The heat transfer reduction of beryllium armoured modules during cyclic loading has in
general been not detected. The tested first wall modules did not shown degradation of heat
2transfer rate during 1000 cycles at 1.5 MW/m . It was shown that complete failure of beryllium
2tiles progressed with heat flux ‡ 2 MW/m during a few seconds. The reasons of failure were
found to be joint damages including cracks, the formation of intermetallic phases and high
thermal stresses.
Additionally, the neutron induced heat transfer degradation of tungsten and carbon-based
modules was investigated. It was found that neutron irradiation did not reduced the heat
transfer ability of tungsten armoured plasma facing components under static loads remarkable.
But the heat transfer reduction of irradiated CFC modules was significant. It is caused by a
strong decrease of thermal diffusivity of C-based materials after neutron irradiation. During
2cycling at loads of 10 MW/m the surface temperature of irradiated CFC modules slightly
decreased with time. It indicates an improvement of the that heat transfer properties due to
annealing effects of armour material. The heat transfer degradation of irradiated modules due
to thermal fatigue were observed at lower loads compared to non-irradiated reference samples.
Degradation und Defekten in plasmabelasteten
Komponenten kü nftiger Fusionsanlagen

Anna Kapustina

Kurzfassung

Die grundlegenden Funktionen der ersten Wand und des Divertors bestehen in der Abfuhr
von im Plasma erzeugter Wä rme und der Neutronenabschirmung. Die plasmabelasteten
Wandkomponenten (PFCs) sind fü r die optimale Abfuhr der hohen Wä rmeströme an das
K hlsystem ausgelegt und bestehen aus einer dicken Armierung, welche auf eine aktiv
gekü hlte Wä rmesenke aufgebracht ist. Im normalen Betrieb mü ssen diese Komponenten einen
Wä rmestrom von 5 MW/m² im Divertor und 0,5 MW/m² an der ersten Wand abf hren.
Zusä tzlich werden kurzzeitige lokale Fehlbelastungen von bis zu 20 MW/m² auftreten. Daher
k nnen lediglich Werkstoffe mit hervorragenden thermischen Eigenschaften und
ausreichendem Thermoschockverhalten in diesen Bereichen eingesetzt werden. Fü r ITER sind
die drei Werkstoffkandidaten Beryllium, kohlefaserverstä rkte Graphite (CFC) und Wolfram
vorgesehen.
Im Rahmen der vorliegenden Arbeit wurde ein Infrarot-Teststand (IRINA) aufgebaut um
grundlegende Untersuchungen zum Wä rmetransport in den PFCs durchzuf hren und darauf
aufbauend eine Qualit tskontrolle zu entwickeln. Zun chst ist der Einfluss von lokalen
Emissionsunterschieden auf die Temperaturmessung analysiert und eine Korrekturmethode
zur Kompensation lokaler Ungleichmäß igkeiten erfolgreich eingefü hrt worden. An
unterschiedlichen Komponenten konnten somit Bereiche mit geminderter Wärmeabfuhr
bestimmt werden. Mit der Hilfe von FE-Berechnungen wurde eine Korrelation zwischen
Defekten innerhalb der Komponenten und den gemessenen Temperaturfeldern erstellt. Dies
erm glichte die Festlegung eines minimalen Temperaturunterschiedes zwischen intaktem und
fehlerbehaftetem Gebiet für eine erfolgreiche Defektzuordnung mittels IR-Analyse.
Die Wä rmeabfuhr in den fehlerbehafteten Gebieten der PFCs wurde weiterhin in der
Elektronenstrahlanlage JUDITH mit unterschiedlichen Lastzyklen untersucht. Spezielles
Augenmerk galt dabei den CFC-Flachziegel-Modulen für den Divertor, wobei zwei Bereiche mit
unterschiedlichem Temperaturanstieg als Funktion der Zyklenzahl mit Vorg ngen innerhalb der
Komponenten in Korrelation gestellt werden konnte. Ein langsamer Temperaturanstieg
beschreibt demnach langsames Defektwachstum während ein schneller Temperaturanstieg mit
massivem Risswachstum einhergeht und das baldige Versagen der Komponente ankü ndigt.
An Beryllium Modulen wurde eine Reduktion der Wä rmeabfuhr im allgemeinen nicht
festgestellt. Nach 1000 Zyklen mit 1,5 MW/m² zeigten die Bauteile der ersten Wand keinerlei
Degradationserscheinungen. Es konnte jedoch gezeigt werden, daß Belastungen oberhalb 2
MW/m² innerhalb weniger Sekunden zum vollst ndigen Versagen der Flachziegel fü hren.
Versagensursachen treten dabei in Form von Fehlern oder Rissen an den Fü gezonen, der
Bildung intermetallischer Phasen und hohen thermischen Spannungen, in Erscheinung.
Zusä tzlich ist der Einfluss von Neutronensch den auf die Wä rmeabfuhr von Wolfram- und
CFC-Modulen untersucht worden. Es zeigte sich, daß Neutronenbestrahlung die Wä rmeabfuhr
von plasmabegrenzenden Komponenten mit Wolfram Armierung nicht wesentlich beeinflusst.
Dagegen war die Reduktion der Wä rmeabfuhr bei CFC-Modulen beachtlich, hervorgerufen
durch eine starke Abnahme der Wä rmeleitf higkeit des Kohlenstoff-Werkstoffs nach der
Bestrahlung. Nach einigen Belastungszyklen mit 10 MW/m² nahm die Oberflächentemperatur
der CFC-Module jedoch mit der Zeit langsam ab. Dies deutete auf eine Verbesserung der
thermischen Leitfähigkeit des Werkstoffs hin, hervorgerufen durch thermische
Erholungseffekte. An den zuvor bestrahlten Modulen konnten thermische
Erm dungserscheinungen bereits bei geringeren Belastungen beobachtet werden, als an den
unbestrahlten Referenzproben.
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üAcknowledgments

I would like to thanks Univ.-Prof. Dr.-Ing. L. Singheiser for the possibility for the doctoral
research in the Institute for Materials and Processes in Energy Systems (IWV2), for the lively
interest and precious assistance during all the years of my research.
I also want to thank Prof. Dr. rer. nat. F. Schubert for reviewing and adding valuable critique of
this PhD thesis.
I am grateful to Dr. J. Linke and Dr. M Roedig for being my scientific supervisors and a great
influence on my thinking and practical advises. Similarly, Dr. T. Hirai and Dr. P. Majerus gave
me a great for support and input.
I would like to thank Dr. A. Bukaemskiy for his support