Application of Friction-Stir Process for Mechanically Strengthening CuCrZr-alloy

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Oral Presentation

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

[2L07-11] Fusion materials engineering (Divertor)

Sun. Mar 27, 2016 2:45 PM - 4:05 PM Room L (Lecture Rooms C C105)

Chair: Bun Tsuchiya (Meijo Univ.)

2:45 PM - 3:00 PM

＊Dai Hamaguchi¹, Yoshiaki Morisada², Hidetoshi Fujii², Hiroyasu Tanigawa¹, Kazumi Ozawa¹ (1.Japan Atomic Energy Agency, 2.Osaka University)

Keywords:Divertor, CuCrZr alloy, Friction-Stir Process, Irradiation resistivity

ITER等の核融合炉におけるダイバータ等プラズマ対向材のヒートシンクとしての使用を想定し、銅合金の課題である耐照射性の向上を目的として、機械的強化法の一つである摩擦攪拌プロセスのITER-Grクロムジルコニウム銅合金への適用性評価を行った。