The operating conditions of a compact, high neutron wall loading fusion reactor severely limit the choices for structural, shield, insulator and breeder materials. In particular, the response of plasma-facing materials to radiation, thermal and pressure stresses, and their compatibility with coolants are of primary concern. Material selection issues were investigated for the compact, high mass power density TITAN reactor design study. In this paper the major findings regarding material performance are summarized. The retention of mechanical strength at relatively high temperatures, low thermal stresses, and compatibility with liquid lithium make vanadium-based alloys a promising material for structural components. The thermal creep behavior of V-3Ti-1Si and V-15Cr-5Ti alloys has been approximated. In addition, irradiation behavior including the effects of helium generation and coolant compatibility issues were investigated which led to the choice of V-3Ti-1Si as the primary structural material candidate for the liquid-lithium-cooled TITAN-I. For the water-cooled TITAN-II reactor, ferritic alloys are favored among structural material candidates. Depending on the choice of lithium salt dissolved in water, the radiolytic effects and corrosion characteristics of the aqueous breeding solution may be severe. LiOH and LiNO3 have been identified as the most viable salts; however, the radiolytic and corrosion behavior of these salts in aqueous solutions differ substantially. The radiolytic behavior of the aqueous salt solutions has been examined and various molecular decomposition product yields were estimated for the TITAN-II irradiation conditions. Insulator material issues of concern include irradiation induced swelling and radiation-induced conductivity. Both issues have been investigated and operating temperatures for minimum swelling and dielectric breakdown strength have been identified for spinel (MgO-Al2O3). The high heat flux and sputtering/erosion issues limit the choice of the materials for the divertor target plate. Mechanical properties of various tungsten-rhenium alloys have been investigated. A highly ductile W-Re alloy containing 26 atomic percent rhenium was identified as a viable plasma-facing material.
コンパクトで高中性子壁負荷の核融合炉の運転条件は、構造材料、遮蔽材料、絶縁材料、増殖材料の選択肢を厳しく制限する。特に、プラズマ対向材料の放射線、熱応力、圧力応力に対する応答、および冷却材との適合性が最も重要な関心事である。コンパクトで高質量出力密度のTITAN炉設計研究において、材料選択の問題が調査された。本論文では、材料性能に関する主要な知見を要約する。比較的高温での機械的強度の保持、低い熱応力、液体リチウムとの適合性により、バナジウム基合金は構造材料として有望な材料である。V-3Ti-1SiおよびV-15Cr-5Ti合金の熱クリープ挙動は近似されている。さらに、ヘリウム生成の影響を含む照射挙動と冷却材適合性の問題が調査され、液体リチウム冷却TITAN-Iの主要構造材料候補としてV-3Ti-1Siが選択された。水冷却TITAN-II炉では、構造材料候補の中でフェライト系合金が有利である。水に溶解したリチウム塩の選択に応じて、水性増殖溶液の放射線分解効果と腐食特性は深刻になる可能性がある。LiOHおよびLiNO3が最も viable な塩として特定されているが、水溶液中でのこれらの塩の放射線分解挙動と腐食挙動は大きく異なる。水性塩溶液の放射線分解挙動が検討され、TITAN-IIの照射条件に対する様々な分子分解生成物の収率が推定された。懸念される絶縁材料の問題には、照射誘起スエリングと放射線誘起導電性が含まれる。両方の問題が調査され、スピネル（MgO-Al2O3）について、最小スエリングと絶縁破壊強度のための動作温度が特定された。高熱流束とスパッタリング/エロージョンの問題は、ダイバータ標的板の材料選択を制限する。様々なタングステン-レニウム合金の機械的特性が調査された。26原子パーセントのレニウムを含む高延性W-Re合金が、プラズマ対向材料として viable であると特定された。