2017 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[1B01-07] Irradiated Material Behaviors

Mon. Mar 27, 2017 10:00 AM - 11:55 AM Room B (16-102 Building No.16)

Chair: Yasuhisa Oya (Shizuoka Univ.)

10:45 AM - 11:00 AM

[1B04] Correlation between microstructural development of W and W alloys by neutron and ion irradiation

*Akira Hasegawa1, Makoto Fukuda1, Taehyn Hwang1, Shuhei Nogami1 (1. Tohoku University)

Keywords:Divertor, Tungsten, Neutron irradiation, Heavy ion irradiation

タングステンおよびタングステン合金は核融合炉のダイバータ用の材料として注目され、中性子やイオン照射による損傷組織発達に関する多くの研究が現在進められている。それぞれの照射条件においてボイドや転位ループ、析出物などが観察されているが、それらは温度や照射量によって類似点もあれば相違点も多く、統一的な理解が進んでいない。本研究では1dpa以下の損傷の組織発達におけるW重イオン照射と中性子照射による損傷組織発達について解析を行って、いわゆる照射相関を理解する上で必要な事項を検討した結果を報告する。