AbstractIn a next step D/T fusion device like ITER, an intense neutron flux will be produced as a consequence of the nuclear fusion reactions. The effects of the neutron induced damage in the microstructure of the plasma-facing material (PFM) may significantly change the thermal properties and the mechanical properties as well as the behaviour of the swelling and the tritium retention in such materials. In addition, a peak heat flux as high as 20 MW m−2 and a plasma flux of 1018–1020 cm−2 s−1 are expected in the divertor zone during the normal operation of the reactor. The divertor materials have to withstand the neutron damage, the high heat fluxes and the high erosion caused by the interaction with the high flux plasma. The sputtered particles are co-deposited with plasma, which may contribute significantly to the total tritium inventory in the PFM. Furthermore, the interaction of steam with the sputtered particles (with usually high specific surfaces) could produce large amounts of hydrogen. All of the above topics represent critical issues for plasma performance, safety and economy, as they could limit the use of some PFM materials in next generation fusion devices. Therefore, substantial R&D effort is needed to elucidate the effects of the neutron induced damage on microstructure, erosion/deposition, tritium retention and dust formation, as well as on hydrogen production. In the framework of the European Fusion R&D program, an extensive effort on neutron effects of the material properties: namely, thermal conductivity, mechanical properties, dimensional stability, tritium trapping, erosion/deposition, co-deposition, dust formation/removal, chemical reactivity with steam and oxygen, outgassing, baking and tritium removal from PFM have been undertaken during the past several years. In this paper, the recent progress achieved within the European Fusion R&D program and contributions to the development of ITER PFMs are presented and critically discussed.
次世代核融合装置（ITERなど）においては、核融合反応の結果として強力な中性子束が生成される。プラズマ対向材料（PFM）の微細組織における中性子照射損傷の影響は、熱的特性や機械的特性、さらにはスエリングやトリチウム保持挙動を大きく変化させる可能性がある。さらに、ダイバータ領域では、通常運転中に最大20 MW m⁻²のピーク熱流束と10¹⁸〜10²⁰ cm⁻² s⁻¹のプラズマ粒子束が予想される。ダイバータ材料は、中性子損傷、高熱流束、および高フラックスプラズマとの相互作用によって引き起こされる激しいスパッタリング損耗に耐えなければならない。スパッタリングされた粒子はプラズマ成分とともに再堆積し、PFM全体のトリチウムインベントリに大きく寄与する可能性がある。さらに、スパッタリング粒子（通常、比表面積が大きい）と水蒸気との相互作用により、多量の水素が生成される可能性がある。上記のすべての課題は、次世代核融合装置における一部のPFM材料の使用を制限し得るため、プラズマ性能、安全性、経済性にとって重大な問題である。したがって、微細組織への照射損傷が、熱伝導率、機械的特性、寸法安定性、トリチウム捕捉、エロージョン／再堆積、共堆積、ダスト生成／除去、水蒸気および酸素との化学反応性、ガス放出、ベーキング、PFMからのトリチウム除去に及ぼす影響を解明するための、多大な研究開発努力が必要とされている。欧州の核融合研究開発プログラムの枠組みにおいて、過去数年にわたり、材料特性に対する中性子効果に関する広範な取り組みが実施されてきた。本論文では、欧州の核融合研究開発プログラムにおいて達成された最近の進展と、ITERのPFM開発への貢献について紹介し、批判的に考察する。