Plasma-facing materials and components in a fusion reactor are the interface between the plasma and the material part. The operational conditions in this environment are probably the most challenging parameters for any material: high power loads and large particle and neutron fluxes are simultaneously impinging at their surfaces. To realize fusion in a tokamak or stellarator reactor, given the proven geometries and technological solutions, requires an improvement of the thermo-mechanical capabilities of currently available materials. In its first part this article describes the requirements and needs for new, advanced materials for the plasma-facing components. Starting points are capabilities and limitations of tungsten-based alloys and structurally stabilized materials. Furthermore, material requirements from the fusion-specific loading scenarios of a divertor in a water-cooled configuration are described, defining directions for the material development. Finally, safety requirements for a fusion reactor with its specific accident scenarios and their potential environmental impact lead to the definition of inherently passive materials, avoiding release of radioactive material through intrinsic material properties. The second part of this article demonstrates current material development lines answering the fusion-specific requirements for high heat flux materials. New composite materials, in particular fiber-reinforced and laminated structures, as well as mechanically alloyed tungsten materials, allow the extension of the thermo-mechanical operation space towards regions of extreme steady-state and transient loads. Self-passivating tungsten alloys, demonstrating favorable tungsten-like plasma-wall interaction behavior under normal operation conditions, are an intrinsic solution to otherwise catastrophic consequences of loss-of-coolant and air ingress events in a fusion reactor. Permeation barrier layers avoid the escape of tritium into structural and cooling materials, thereby minimizing the release of tritium under normal operation conditions. Finally, solutions for the unique bonding requirements of dissimilar material used in a fusion reactor are demonstrated by describing the current status and prospects of functionally graded materials.
核融合炉におけるプラズマ対向材料および構成部品は、プラズマと材料部分の間の界面である。この環境における運転条件は、おそらくあらゆる材料にとって最も過酷なパラメータである。すなわち、高い熱負荷と大きな粒子束および中性子束が、その表面に同時に作用する。トカマク型またはヘリカル型核融合炉における核融合の実現には、実証済みの幾何学的形状と技術的解決策を前提としても、現在利用可能な材料の熱機械的特性の向上が必要である。本論文の第一部では、プラズマ対向部品のための新規かつ先進的な材料に対する要求事項とニーズについて述べる。出発点となるのは、タングステン基合金および構造安定化材料の能力と限界である。さらに、水冷構成のダイバータにおける核融合特有の負荷シナリオから生じる材料要件について説明し、材料開発の方向性を定義する。最後に、核融合炉の安全性要件とその特有の事故シナリオおよび潜在的な環境影響から、本質的に受動的な材料の定義が導かれる。これは、放射性物質の放出を材料の固有特性によって回避するものである。本論文の第二部では、高熱流束材料に対する核融合特有の要件に応える現在の材料開発の方向性を示す。特に、繊維強化および積層構造を有する新規複合材料、ならびに機械的合金化によるタングステン材料は、定常状態および過渡状態の極端な負荷条件下での熱機械的運転領域の拡大を可能にする。自己不動態化タングステン合金は、通常運転条件下でタングステン様のプラズマ対向特性を示しながら、冷却材喪失事故および空気流入事象における壊滅的な結果に対する本質的な解決策を提供する。透過障壁層は、構造材料および冷却材へのトリチウムの浸透を防ぎ、通常運転条件下でのトリチウム放出を最小限に抑える。最後に、核融合炉において異種材料を接合する際の特有の要件に対する解決策として、傾斜機能材料の現状と将来展望について述べる。