Publication

Overview of recent European materials R&D activities related to ITER

Pierre Marmy
2004
Journal Articles

Résumé

An overview is given of the wide range of activities contained within recent R&D being performed within Europe on In-vessel materials for structural, heat sink and plasma facing purposes for ITER. The effect of creep-fatigue interaction on the fatigue life of CuCrZr and the effects of irradiation on over-aged CuCrZr are given. In addition the lifetime of ITER components has been further investigated by the performance of in situ experiments with both neutrons and high-energy protons. The effect of hydrogen on the crack initiation fracture toughness of Ti is reported at a range of irradiation temperatures. The irradiation induced stress relaxation of Alloy 718 used for bolting applications is being studied and initial results will be described. Work in the area of plasma facing materials and re-welding issues will also be presented. (C) 2004 Elsevier B.V. All rights reserved.

Source officielle

https://infoscience.epfl.ch/entities/publication/33033ba9-eac1-44bd-a5b1-22a51dee00e9

À propos de ce résultat

Cette page est générée automatiquement et peut contenir des informations qui ne sont pas correctes, complètes, à jour ou pertinentes par rapport à votre recherche. Il en va de même pour toutes les autres pages de ce site. Veillez à vérifier les informations auprès des sources officielles de l'EPFL.

Graph Chat

Chattez avec Graph Search

Posez n’importe quelle question sur les cours, conférences, exercices, recherches, actualités, etc. de l’EPFL ou essayez les exemples de questions ci-dessous.

AVERTISSEMENT : Le chatbot Graph n'est pas programmé pour fournir des réponses explicites ou catégoriques à vos questions. Il transforme plutôt vos questions en demandes API qui sont distribuées aux différents services informatiques officiellement administrés par l'EPFL. Son but est uniquement de collecter et de recommander des références pertinentes à des contenus que vous pouvez explorer pour vous aider à répondre à vos questions.

Pierre Marmy
2004
Journal Articles

Résumé

Source officielle

https://infoscience.epfl.ch/entities/publication/33033ba9-eac1-44bd-a5b1-22a51dee00e9

À propos de ce résultat

Concepts associés (31)

Plasma-facing material

In nuclear fusion power research, the plasma-facing material (or materials) (PFM) is any material used to construct the plasma-facing components (PFC), those components exposed to the plasma within which nuclear fusion occurs, and particularly the material used for the lining the first wall or divertor region of the reactor vessel. Plasma-facing materials for fusion reactor designs must support the overall steps for energy generation, these include: Generating heat through fusion, Capturing heat in the first wall, Transferring heat at a faster rate than capturing heat.

ITER

Le réacteur thermonucléaire expérimental international, ou ITER (acronyme de l'anglais International thermonuclear experimental reactor, également mot latin signifiant « chemin » ou « voie »), est un projet international de réacteur nucléaire de recherche civil à fusion nucléaire de type tokamak, situé à proximité immédiate du centre d’études nucléaires de Cadarache à Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône, France). Le projet de recherche s'inscrit dans une démarche à long terme visant à l'industrialisation de la fusion nucléaire.

Fusion par confinement magnétique

La fusion par confinement magnétique (FCM) est une méthode de confinement utilisée pour porter une quantité de combustible aux conditions de température et de pression désirées pour la fusion nucléaire. De puissants champs électromagnétiques sont employés pour atteindre ces conditions. Le combustible doit au préalable être converti en plasma, celui-ci se laisse ensuite influencer par les champs magnétiques. Il s'agit de la méthode utilisée dans les tokamaks toriques et sphériques, les stellarators et les machines à piège à miroirs magnétiques.

Afficher plus

Publications associées (29)

Afficher plus

Overview of recent European materials R&D activities related to ITER

Chattez avec Graph Search

Validation of 3d Mhd Simulations of Ne/d2 Mixed Shattered Pellet Injection in Jet

Overview of Wendelstein 7-X high-performance operation

Advances in 3D transient plasma dynamics and control through MHD and hybrid fluid-kinetic simulations with JOREK