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W/Cu PFC 在 HT-7 装置长脉冲等离子体辐照下的表面损伤行为研究

W/Cu PFC 在 HT-7 装置长脉冲等离子体辐照下的表面损伤行为研究. 2011 年 HT-7 春季实验. 中国科学院理化技术研究所 清华大学 中国科学院等离子体物理研究所 李江涛，凌云汉，郭世斌，胡建生，高翔. 实验内容和研究目标. HT-7. 实验内容： 考察沿 SOL 区域往等离子体边缘不同脉冲放电参数下 W/Cu PFC 的表面损伤及热沉端的热响应特性。 研究目标： 了解不同离子通量和电子温度下应力约束金属 W 的表面微结构演化规律及界面行为。. 研究意义. HT-7. W 是 Tokamak 实验堆 PFC 的重要候选材料.

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W/Cu PFC 在 HT-7 装置长脉冲等离子体辐照下的表面损伤行为研究

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  1. W/Cu PFC在HT-7装置长脉冲等离子体辐照下的表面损伤行为研究 2011年HT-7春季实验 中国科学院理化技术研究所 清华大学 中国科学院等离子体物理研究所 李江涛，凌云汉，郭世斌，胡建生，高翔

  2. 实验内容和研究目标 HT-7 • 实验内容： 考察沿SOL区域往等离子体边缘不同脉冲放电参数下W/Cu PFC的表面损伤及热沉端的热响应特性。 • 研究目标： 了解不同离子通量和电子温度下应力约束金属W的表面微结构演化规律及界面行为。

  3. 研究意义 HT-7 W是Tokamak实验堆PFC的重要候选材料 • 提高钨PFC的热传递性能； • 降低钨的塑脆转变温度； • 提高钨材料的抗中子辐照损伤性能。 基本问题和主要任务： 钨与铜热沉连接与界面问题 钨PFC热传递性能 FGM是解决方案

  4. W/Cu FGM制备技术 HT-7

  5. 燃烧合成反应 超高重力场 + 释放出超高温使得 反应产物变成熔体 提供超高离心力 使得相发生分离 W/Cu FGM 超重力熔铸原理 HT-7 2Al+xCuO+yWO3+(mW/nCu)(y+m)W/(x+n)Cu + Al2O3，Tad=2000~4000K

  6. 超重力熔铸装置 HT-7

  7. 超重力熔铸W/Cu试样 40mm

  8. 实验装置 HT-7 磁力杆 传送装置 钨铜试样 温度记录仪

  9. 实验步骤 HT-7 • 第一步：热电偶和试样安装以及传送； • 第二步： 改变放置距离（R=280,275,270,265）条件下进 行放电； • 第三步：测量放电条件下的等离子体参数（密度和温度） 和钨背板温度响应； • 第四步：累积总辐照时间； • 第五步：表面/界面与热传导分析。

  10. 预期实验结果 HT-7 • 了解在长脉冲等离子体冲击下W/Cu PFC的抗热震行为； • W表面等离子体辐照损伤与热传导的关联； • 应力诱导下辐照损伤对材料微结构的影响（总辐照时间约为0.5h）。

  11. HT-7 衷心感谢

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