2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

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

[3L09-15] Material Engineering for Fusion Reactor (Low Activation Structural Material)

Mon. Mar 28, 2016 2:45 PM - 4:30 PM Room L (Lecture Rooms C C105)

Chair: Takeo Nishitani (NIFS)

3:00 PM - 3:15 PM

[3L10] He Retention of He+ Ion-irradiated Pyrochlore-type Oxides

*Bun Tsuchiya1, Takuya YAMAMOTO2, Kazuhito OHSAWA3, George ODETTE2 (1.Faculty of Science and Technology, Meijo University, 2.Department of Chemical Engineering, University of California Santa Barbara, 3.Institute for Applied Mechanics, Kyushu University)

Keywords:Pyrochlore-type Oxides, Elastic Recoil Detection, First Principle Calculation, Helium, Retention, Oxygen Vacancy

フェライト鋼にナノサイズの微細粒子(パイロクロア型酸化物(Y2Ti2O7))を分散させた補強材料が核融合炉の構造材の候補の一つとして挙げられている。Y2Ti2O7の分散によって、転位の運動の抑制による材料強度の増加や、プラズマ粒子(He, H等)の捕捉によるボイドスウェリング(膨張)や粒界脆化の抑制が期待される。しかし、このY2Ti2O7の機能が照射効果により劣化することが考えられる。本研究では、イオンビーム分析法である反跳粒子検出(ERD)法および第一原理計算法を用いて、He+イオン照射されたY2Ti2O7中のHeの捕獲について調べた。その結果、イオン照射されたHeはY2Ti2O7中の四面体および八面体型格子間位置よりも照射により形成された酸素空孔欠陥を占有することがわかった。さらに、He+イオン照射されたFe中のHeの最も安定な占有位置と比較すると、HeはFeよりもY2Ti2O7中に捕獲されることがわかった。