In future nuclear fusion reactors, plasma facing components have to sustain specific neutron damage. While the majority of irradiation data provides a relatively clear picture of the displacement damage, the effect of helium transmutation is not yet explored in detail. Nevertheless, available results from simulation experiments indicate that 9%-chromium steels will reach their operating limit as soon as the growing helium bubbles extent a critical size. At that point, the material would most probably fail due to grain boundary embrittlement. In this contribution, we present a strategy for the mitigation of the before-mentioned problem using the following facts. (1) The neutron dose and related transmutation rate decreases quickly inside the first wall of the breeding blankets, that is, only a plasma-near area is extremely loaded. (2) Nanostructured oxide dispersion strengthened (ODS) steels may have an enormous trapping effect on helium, which would suppress the formation of large helium bubbles for a much longer period. (3) Compared to conventional steels, ODS steels also provide improved irradiation tensile ductility and creep strength. Therefore, a design, based on the fabrication of the plasma facing and highly neutron and heat loaded parts of blankets by an ODS steel, while using EUROFER97 for everything else, would extend the operating time and enable a higher heat flux. Consequently, we (i) developed and produced 14%Cr ferritic ODS steel plates and (ii) optimized and demonstrated a scalable industrial production route. (iii) We fabricated a mock-up with five cooling channels and a plated first wall of ODS steel, using the same production processes as for a real component. (iv) Finally, we performed high heat flux tests in the Helium Loop Karlsruhe, applying a few hundred short and a few 2 h long pulses, in which the operating temperature limit for EUROFER97 (i.e. 550 °C) was finally exceeded by 100 K. (v) Thereafter, microstructure and defect analyses did not reveal critical defects or recognizable damage. Only a heat affected zone in the EUROFER/ODS steel interface could be detected. However, a solution to prohibit the formation of such heat affected zones is given. These research contributions demonstrate that the use of ODS steel is not only feasible and affordable but could make a decisive difference in the future design and performance of breeding blankets.
将来の核融合炉において、プラズマ対向部品は特定の中性子損傷に耐えなければならない。照射データの大部分は変位損傷について比較的明確な像を提供しているが、ヘリウム核変換の影響はまだ詳細には調査されていない。それにもかかわらず、シミュレーション実験から得られた結果は、成長するヘリウムバブルが臨界サイズに達するとすぐに、9%クロム鋼が運転限界に達することを示している。その時点で、材料はおそらく粒界脆化によって破壊するだろう。本稿では、以下の事実を用いて、前述の問題を緩和するための戦略を提示する。(1) 中性子線量と関連する核変換率は、増殖ブランケットの第一壁内部で急速に減少する。すなわち、プラズマ近傍領域のみが極端に負荷される。(2) ナノ構造酸化物分散強化（ODS）鋼は、ヘリウムに対して巨大なトラップ効果を持つ可能性があり、これにより大きなヘリウムバブルの形成をはるかに長期間抑制するだろう。(3) 従来鋼と比較して、ODS鋼はまた、改善された照射引張延性とクリープ強度を提供する。したがって、ブランケットのプラズマ対向部および高中性子・高熱負荷部をODS鋼で製造し、その他すべてにEUROFER97を使用する設計は、運転時間を延長し、より高い熱流束を可能にするだろう。その結果、我々は(i)14%Crフェライト系ODS鋼板を開発・製造し、(ii)スケーラブルな工業生産ルートを最適化・実証した。(iii) 実部品と同じ製造プロセスを用いて、5つの冷却チャネルとODS鋼の板状第一壁を備えたモックアップを製作した。(iv) 最後に、カールスルーエ・ヘリウムループにおいて高熱流束試験を実施し、数百回の短いパルスと数回の2 hの長いパルスを適用した。この試験では、EUROFER97の運転温度限界（すなわち550 °C）を最終的に100 K上回った。(v) その後、微細組織および欠陥解析では、臨界的欠陥や認識可能な損傷は明らかにならなかった。EUROFER/ODS鋼界面にのみ熱影響部が検出された。しかしながら、そのような熱影響部の形成を防ぐための解決策が示されている。これらの研究成果は、ODS鋼の使用が実現可能で手頃な価格であるだけでなく、増殖ブランケットの将来の設計と性能に決定的な違いをもたらす可能性があることを実証している。