Currently, the study of fusion reactor first walls and structural materials is mainly being focused on austenitic and ferritic steels in China. A hydrogen embrittlement resistant austenitic steel, HR-1, and a ferritic steel, CHT-9, have been developed in China. To evaluate their prospects of application to fusion reactors, the electron irradiation effect on them has been studies by means of a high-voltage electron microscope (HVEM). The electron irradiation doses reached 19.2 dpa at temperatures of 773 and 673 K, and the experimental results are presented by microphotographs and curves. At maximum doses in this study the void number density, average void diameter, and swelling are 2.0E + 20/m3, 70 nm, and 4%, respectively. For comparison, the microphotographs of irradiated CHT-9 specimens are also given.
現在、中国における核融合炉第一壁および構造材料の研究は、主にオーステナイト系鋼とフェライト系鋼に焦点が当てられている。耐水素脆性オーステナイト系鋼HR-1およびフェライト系鋼CHT-9が中国で開発された。核融合炉への適用可能性を評価するため、高圧電子顕微鏡（HVEM）を用いてこれらの材料に対する電子照射効果が研究された。電子照射線量は773 Kおよび673 Kの温度で19.2 dpaに達し、実験結果は顕微鏡写真と曲線によって示されている。本研究の最大線量において、ボイド数密度、平均ボイド径、およびスエリングはそれぞれ2.0E+20/m³、70 nm、および4%である。比較のため、照射されたCHT-9試験片の顕微鏡写真も示されている。