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中科院等离子体物理研究所(下称等离子体所)在2010年开展了EAST W/Cu偏滤器工程，预计在2015年底完成。新偏滤器将采用与ITER相似的面向等离子体部件(Plasma-Facing Components，PFCs)结构，具有预期排除10MW/m2热负荷的能力。该工程一旦完成，结合其长脉冲、高参数等离子体，EAST装置将成为研究ITER相关物理和技术问题的最好平台。本论文研究了三种类型W/CuPFCs的制备工艺，并部分进行了高热负荷测试。第一种是与用于ITER偏滤器垂直靶板(Vertical Target，VT) PFCs相似的穿管(Mono-block)型W/Cu PFCs，设计具有排除10MW/m2热负荷的能力，将用于EAST偏滤器垂直靶板;第二种是真空等离子体喷涂(Vacuum Plasma Spraying，VPS) W/Cu PFCs，设计具有排除3-5MW/m2热负荷的能力，将用于偏滤器穹顶(Dome)区域或除偏滤器以外的第一壁(First Wall，FW)区域;第三种是平板(Flat-type)型W/CuPFCs，也设计具有排除3-5MW/m2热负荷的能力，也将用于偏滤器穹顶区域或除偏滤器以外的第一壁区域。 穿管型W/Cu PFCs的制备过程分为两步，首先将W与无氧铜(OFC)中间层连接起来，制备成W/OFC块，然后再将W/OFC块与CuCrZr管串接起来。本论文开发了“热等静压(Hot Isostatic Pressing，HIP)+胀管扩散焊(Hot RadialPressing，HRP)”或“HIP+HIP”两种创新的两步工艺组合制备穿管型W/Cu PFCs，并成功制备出了小尺寸的W/Cu模块(mock-up)和中等尺寸的W/Cu面向等离子体部件单元(Plasma-Facing Unit，PFU)。超声无损检测(Nondestructive Testing，NDT)表明，W/OFC和OFC/CuCrZr界面都结合良好。对“HIP+HRP”工艺组合制备的W/Cu模块进行了电子枪高热负荷测试，模块在冷却水流速2m/s的情况下承受住了1000次8.4MW/m2的热负荷而没有遭到破坏。 VPS-W/Cu PFCs制备的工序是先在热沉表面加工分割小块的沟槽，然后直接大面积喷涂钨涂层，自然形成表面钨涂层的网格结构。网格结构可以将装置运行期间长期热疲劳造成的裂纹限制在一个或少数几个格子内，避免造成涂层的大面积损坏。为了缓和钨涂层和铜基体之间的热应力，在基体表面预先喷涂了W/Cu梯度涂层或W/Ni、Cu/Ni中间层等。把VPS-W/Cu PFCs与传动装置焊接，组装了一个HT-7装置的活动限制器，进行了HT-7等离子体辐照试验，活动限制器承受住了20多炮欧姆和低杂波加热等离子体的冲击而没有破坏。利用边界等离子体理论对活动限制器表面的热流进行了模拟计算，结果表明，在欧姆放电情况下限制器表面热流在0.8MW/m2左右，而在低杂波加热情况下表面热流达7MW/m2。 平板型W/Cu PFCs的制备首先尝试了热压或HIP一步法制备工艺，但是连接效果不好。后来又研究了两步法制备，即先用铸造法连接W/OFC界面，然后用热压或HIP法连接OFC/CuCrZr界面，取得较好的效果。超声无损检测结果表明，W/OFC和OFC/CuCrZr两个界面的连接质量都比较好。拉伸试验结果表明，W/OFC界面的结合强度达100MPa。