AbstractAmong the low-Z materials, carbon and beryllium are primary candidates for use as plasma facing materials for the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), because of extensive experience in their application for first wall and divertor plate protection in existing tokamaks. In addition, their excellent plasma performance has been demonstrated. Carbon based materials have been chosen for protection of high heat flux components, whilst beryllium has been proposed as the first wall material for ITER. However, as next generation D/T plasma devices, i.e. ITER, will produce intense neutron fluxes, substantial R&D is needed to elucidate the effects of neutron-induced damage on the microstructure and critical properties of these materials, e.g. thermal conductivity, swelling, and tritium trapping, because they could limit the use of these materials in the next generation fusion devices. Neutron induced changes in thermal conductivity, dimensional stability, mechanical properties as well as behaviour of tritium interaction are crucial problems which need to be better understood. The assessed neutron flux of ITER will be around 3.5–9.0×1014 cm−2 s−1 for the first wall, whilst the neutron flux for the divertor is around 1–3×1014 cm−2 s−1, for which leads to a damage of around 10–20 dpa for the first wall and 3–6 dpa for the divertor for 1 full power year of operation. In the framework of European fusion R&D programs, an extensive effort on neutron effects on plasma facing component (PFC) materials is being undertaken. This paper presents the recent results of experiments performed to investigate the effects of neutron doses and irradiation temperature on the thermal conductivity, mechanical properties, dimensional stability and tritium inventory of various carbon based materials as well as beryllium. The consequences are discussed.
低Z材料の中でも、炭素とベリリウムは、既存のトカマクにおける第一壁およびダイバータ板の保護への応用における豊富な経験から、国際熱核融合実験炉（ITER）のプラズマ対向材料としての主要な候補である。さらに、それらの優れたプラズマ性能が実証されている。炭素系材料は高熱流束成分の保護用に選定されており、一方ベリリウムはITERの第一壁材料として提案されている。しかしながら、次世代のD/Tプラズマ装置、すなわちITERは、強力な中性子束を生成するため、これらの材料の微細組織および臨界特性、例えば熱伝導率、スエリング、トリチウム捕捉に対する中性子照射損傷の影響を解明するために、多大な研究開発が必要である。次世代核融合装置におけるこれらの材料の使用を制限し得るためである。熱伝導率、寸法安定性、機械的特性、ならびにトリチウム相互作用挙動の中性子照射による変化は、より良く理解される必要がある重要な問題である。ITERの第一壁における評価中性子束は約3.5～9.0×10¹⁴ cm⁻² s⁻¹であり、一方ダイバータにおける中性子束は約1～3×10¹⁴ cm⁻² s⁻¹であり、これにより1年間のフルパワー運転で第一壁は約10～20 dpa、ダイバータは3～6 dpaの損傷を受ける。欧州の核融合研究開発プログラムの枠組みにおいて、プラズマ対向成分（PFC）材料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いる。本論文は、様々な炭素系材料およびベリリウムの熱伝導率、機械的特性、寸法安定性、トリチウムインベントリに対する中性子線量と照射温度の影響を調査するために実施された実験の最近の結果を提示する。その結果について考察する。