研究課題
本研究では、原子炉による中性子照射に加えて加速器によるイオン照射を相補的に取り入れることで、核融合炉プラズマ対向材料として期待されているタングステン(W)及び先進W合金の耐照射特性を評価し、原型炉における長期運用における材料劣化を予測することを目的としている。中性子照射には米国オークリッジ国立研究所のHFIRを用いて、W及び先進W合金の照射後試験を実施することで、照射によるW材料の劣化メカニズムを明らかにするとともに、先進W合金の耐照射特性を評価する。2020年度ではこれまで得られたW及び先進W合金の中性子照射後機械特性に関して論文として成果をまとめた。Wの材料開発では、工業的規模での生産性と材料均質性等を勘案して、ITERのダイバータタイルの製作においては粉末焼結と高温における圧延加工によって製造されたW合金圧延材の適用が有力視されている。一般的に金属材料においては、圧延加工における圧延率と圧延方向によって結晶粒の形態は変化し、機械特性に異方性が生じることが知られている。W圧延材においても圧延による層状組織に沿ってき裂が進展することで層間割れが生じる場合がある。一方で、中性子照射による核変換で生成し、粒界破壊等を助長すると言われているヘリウム(He)による破壊挙動への影響は明らかになっていない。そこで本研究では、W圧延材の引張特性に及ぼす組織異方性とそれに対するHeの影響を明らかにした。圧延方向、板幅方向、板厚方向の順番で、低温において良好な延性を示し、引張特性に異方性が生じた。板幅方向では全伸びにはほとんど変化が無かったのに対して、板厚方向では伸びが失われ脆性破壊を示した。粒内のHe-空孔集合体が転位のすべり運動の障害物となり、き裂の鈍化が緩和されることで、き裂が進展しやすくなったと考えられる。板厚方向では、き裂進展に及ぼすHeによる影響が敏感に現れた。
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Fusion Engineering and Design
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