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Development of irradiation tolerant tungsten alloys for high temperature nuclear applications

Dmitry Terentyev, Petra Jenus, Elisa Sal, Aleksandr Zinovev, Chih-Cheng Chang, Carmen Garcia-Rosales, Matej Kocen, Saša Novak, W. Van Renterghem2022年被引用 5Nuclear FusionIF 3出版社

Development of refractory metals for application as plasma-facing armour material remains among priorities of fusion research programmes in Europe, China and Japan. Improving the resistance to high temperature recrystallization, enhancing material strength to sustain thermal fatigue cracking and tolerance to neutron irradiation are the key indicators used for the down selection of materials and manufacturing processes to be applied to deliver engineering materials. In this work we investigate the effect of neutron irradiation on mechanical properties and microstructure of several tungsten grades recently developed. Neutron irradiation campaign is arranged for screening purposes and therefore is limited to the fluence relevant for the ITER plasma facing components. At the same time, the neutron exposure covers a large span of irradiation temperatures from 600 up to 1000 °C. Four different grades are included in the study, namely: fine-grain tungsten strengthened by W-carbide (W–4wt.% W2C), fine-grain tungsten strengthened by Zr carbides (W–0.5% ZrC), W alloyed with 10 at.% chromium and 0.5 at.% yttrium (W–10Cr–0.5Y) and technologically pure W plate manufactured according to the ITER specification by Plansee (Austria). The strengthening by W2C and ZrC particles leads to an enhanced strength, moreover, the W–0.5ZrC material exhibits reduced DBTT (compared to ITER specification grade) and is available in the form of thick plate (i.e. high up-scaling potential). The W–10Cr–0.5Y grade is included as the material offering the self-passivation protection against the high temperature oxidation.

日本語訳

核融合研究プログラムにおける優先事項の一つとして、欧州、中国、日本では、プラズマ対向材料としての応用を目的とした高融点金属の開発が引き続き進められている。高温再結晶に対する耐性の向上、熱疲労き裂に対する材料強度の強化、ならびに中性子照射に対する耐性は、工学的材料を実現するための材料および製造プロセスの選定において重要な指標となる。本研究では、最近開発された数種類のタングステン材料について、中性子照射が機械的特性および微細組織に及ぼす影響を調査した。中性子照射試験はスクリーニングを目的として実施されたため、照射量はITERのプラズマ対向コンポーネントに関連するフルエンスに限定された。同時に、中性子照射は600℃から1000℃までの広範囲の照射温度にわたって実施された。本研究には4種類の材料が含まれており、すなわち、W–4wt.% W2C(炭化タングステン強化微細粒タングステン)、W–0.5% ZrC(炭化ジルコニウム強化微細粒タングステン)、W–10Cr–0.5Y(10 at.%クロムおよび0.5 at.%イットリウムを添加したタングステン合金)、ならびにPlansee社(オーストリア)のITER仕様に従って製造された工業用純タングステン板である。W2CおよびZrC粒子による強化は強度の向上をもたらし、さらにW–0.5% ZrC材料はITER仕様品と比較して延性脆性遷移温度(DBTT)の低下を示し、厚板の形態で入手可能である(すなわち、高いスケールアップ可能性を有する)。W–10Cr–0.5Y材料は、高温酸化に対する自己保護性を提供する材料として含められている。

装置

iter低精度(概要文一致)

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Tungsten
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