Challenge to predict material degradation for tungsten under fusion neutron irradiation

2020 Fiscal Year Final Research Report

• Project/Area Number: 18K13523
• Research Category: Grant-in-Aid for Early-Career Scientists
• Allocation Type: Multi-year Fund
• Review Section: Basic Section 14020:Nuclear fusion-related
• Research Institution: Tohoku University
• Principal Investigator: Miyazawa Takeshi 東北大学, 工学研究科, 助教 (00733726)
• Project Period (FY): 2018-04-01 – 2021-03-31
• Keywords: 核融合炉材料 / 高融点金属 / 中性子照射 / プロトン照射 / 照射硬化 / 引張特性 / 微細組織

Outline of Final Research Achievements

By complementarily incorporating ion irradiation experiments using an accelerator in addition to neutron irradiation experiments using a nuclear reactor, the irradiation tolerance of tungsten (W) and advanced W alloys, which are expected as candidate materials for fusion reactor divertors, were evaluated. In addition to obtaining engineering knowledge that contributes to the design of fusion divertors, the application of advanced W alloys can improve the structural soundness of divertors and expand the margin of design and operating conditions. And the application can be expected to operate the divertor components for a longer term.

Free Research Field

材料工学

Academic Significance and Societal Importance of the Research Achievements

「ダイバータ機器構成材料の中性子照射影響」としてアクションプランの課題に挙げられているように、W の機械特性に及ぼす中性子照射の影響を明らかにし、ダイバータの設計に資するW のデータベースを構築することは喫緊の課題と言える。本研究成果において、Wバルク材の中性子照射後強度特性に関する工学的知見を得ることができ、これらをベースとして核融合ダイバータ設計への実用が期待される。さらにこれらの工学的知見は、ITERでのダイバータ機器構成材料の中性子照射影響に資する重要な知見と成り、核融合エネルギーの早期実現に寄与するものである。