2017 Fall Meeting

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Oral presentation

V. Fusion Energy Engineering » 501-2 Fusion Reactor Material Science (Reactor and Blanket Materials, Irradiation Behavior)

[2O17-23] Fusion Reactor Materials (Divertor Material, Tungsten)

Thu. Sep 14, 2017 4:35 PM - 6:30 PM Room O (Seminar room 1- Frontier Research in Applied Sciences Building)

Chair:Ken-Ichi Fukumoto (Univ. of Fukui)

5:50 PM - 6:05 PM

[2O22] Irradiation hardening behavior of ion-irradiated tungsten materials

*Takeshi Miyazawa1, Tsunenori Tabata1, Taehyun Hwang1, Makoto Fukuda2, Akira Hasegawa1, Shuhei Nogami1, Hiroyasu Tanigawa2 (1. Tohoku University, 2. National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology)

Keywords:Plasma facing component materials, Irradiation hardening, Nanoindentation test

核融合炉プラズマ対向機器用材料の候補材として期待されているタングステン(W)材料に短時間で損傷量を導入できる加速器を用いて重イオン照射を実施した。本研究では、W材料に対して重イオン照射することで照射硬化挙動を明らかにすることを目的とする。ナノインデンテーション試験を実施することで、試料表面における重イオン照射損傷領域の硬さを評価し、照射硬化挙動に及ぼす合金化の影響について報告する。