目前,國際熱核聚變實驗堆（International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER）正處于建造階段,我國的環(huán)流二號（HL-2M）和全超導托卡馬克核聚變實驗裝置（Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST）分別處于研發(fā)建造和升級改造階段。偏濾器是磁約束核聚變堆的關鍵部件,在裝置運行期間承受高熱負荷和高能量粒子輻照,處于極端苛刻的服役環(huán)境。偏濾器主要由面向等離子體材料（plasma-facing materials,PFMs）和熱沉材料（heat-sink materials,HSMs）連接而成。根據(jù)偏濾器的設計參數(shù)不同,目前聚變裝置中主要PFMs候選材料為W和碳纖維增強石墨（carbon-fiber reinforced carbon,CFC）,CuCrZr合金是主要的HSMs。由于PFMs和HSMs之間的熱膨脹系數(shù)差異大,目前二者采用的最有效的連接工藝為:先在PFMs表面活性澆鑄厚度2mm的無氧Cu,作為熱應力緩沖層,然后連接Cu和CuCrZr。因而,Cu/CuCrZr的有效連接... 

【文章來源】：大連理工大學遼寧省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：64 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
1 緒論
    1.1 核聚變能的發(fā)展
    1.2 中國磁約束核聚變的技術路線簡介
        1.2.1 ITER偏濾器中面向等離子組件的服役環(huán)境
        1.2.2 ITER偏濾器中面向等離子材料的選擇
        1.2.3 ITER偏濾器中熱沉材料的選擇
    1.3 偏濾器中異種材料的連接
        1.3.1 CFC/CuCrZr連接技術
        1.3.2 W/CuCrZr連接技術
    1.4 釬焊在偏濾器異種材料連接中的應用
    1.5 研究目的及內(nèi)容
2 研究方法
    2.1 實驗方案
    2.2 釬料的制備
    2.3 釬料性能表征
        2.3.1 微結構分析
        2.3.2 硬度分析
        2.3.3 物相分析
        2.3.4 熱分析
    2.4 釬焊實驗和釬焊接頭性能表征
        2.4.1 釬焊實驗
        2.4.2 微結構分析
        2.4.3 硬度分析
        2.4.4 物相分析
        2.4.5 力學性能分析
3 Cu/CuCrZr合金釬焊用Cu基固溶體釬料
    3.1 降熔點元素與微合金化元素的選擇
    3.2 釬料合金的熱性能與物相分析
    3.3 本章小結
4 Cu/CuCrZr合金釬焊工藝制定及釬焊接頭性能表征
    4.1 焊接工藝的制定
    4.2 接頭物相分析
    4.3 本章總結
結論
參考文獻
攻讀碩士學位期間發(fā)表學術論文情況
致謝



本文編號：3348937