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Investigation of microstructural evolution of irradiation-induced defects in tungsten: an experimental–numerical approach

Salahudeen Mohamed, Qian Yuan, Dimitri Litvinov, Jie Gao, Ermile Gaganidze, Dmitry Terentyev, Hans-Christian Schneider, Jarir Aktaa2025年6月Nuclear FusionIF 3出版社

This study employs an integrated experimental–numerical approach to assess the microstructural evolution of irradiation-induced defects in tungsten (W), which is being considered for fusion applications. A cluster dynamics (CD) model is utilized, and simulations are performed for irradiated disk-shaped compact tension W specimens. Experimental results indicate that the primary irradiation-induced defects in W at temperatures of 400 °C and 600 °C include dislocation loops (½<111> and <100>) and voids. Both experimental and CD results reveal that, at higher temperatures, the ½<111> loop population surpasses that of <100> loops, primarily due to the higher formation free energy of <100> loops compared to ½<111> loops. Given the high mobility of ½<111> loops in W, in the absence of traps, most ½<111> loops are absorbed by sinks or coalesce with <100> loops, leading to a reduced ½<111> loop population, as supported by the CD model. However, the introduction of traps results in an increased ½<111> loop population. The long-term evolution of loops demonstrates that the interaction between ½<111> and <100> loops facilitates the transfer of self-interstitial atoms between loops with different Burgers vectors, causing shifts in the populations of both loop types. The CD model reliably predicts the irradiation-induced microstructure in neutron-irradiated W, considering loops, voids and C15 clusters, while integrating the current state-of-the-art knowledge on radiation damage evolution and W energetics.

日本語訳

本研究は、照射誘起欠陥の微細構造発展を評価するために、実験と数値計算を統合したアプローチを用いる。核融合応用が検討されているタングステン(W)を対象とする。クラスターダイナミクス(CD)モデルを利用し、照射された円盤状コンパクトテンションW試験片についてシミュレーションを実施した。実験結果は、400 °Cおよび600 °Cの温度におけるW中の一次照射誘起欠陥が、転位ループ(½<111>および<100>)とボイドを含むことを示している。実験結果とCD結果の両方から、高温では、<100>ループの形成自由エネルギーが½<111>ループよりも高いことに主に起因して、½<111>ループの個数密度が<100>ループのそれを上回ることが明らかになった。W中での½<111>ループの高い移動度を考えると、トラップがない場合、ほとんどの½<111>ループはシンクに吸収されるか、<100>ループと合体し、その結果½<111>ループ個数密度は減少するが、これはCDモデルによって支持されている。しかし、トラップの導入により½<111>ループ個数密度は増加する。ループの長期的な発展は、½<111>ループと<100>ループの間の相互作用が、異なるバーガースベクトルを持つループ間での自己格子間原子の移動を促進し、両方のループタイプの個数密度に変化を引き起こすことを示している。CDモデルは、ループ、ボイド、C15クラスターを考慮し、放射線損傷発展とWのエネルギー論に関する現在の最先端の知識を統合しながら、中性子照射されたWにおける照射誘起微細構造を確実に予測する。

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Tungsten

AIによる論文要約

照射誘起欠陥のタングステンにおける微細構造の進化に関する研究:実験-数値的アプローチ
JAこの論文は、タングステンの照射損傷に関心のある核融合研究者や材料科学者に有益です。照射欠陥の形成と進化のメカニズムを理解し、照射耐性の向上に役立つ知見が得られます。#核融合#照射損傷#タングステン#微細構造#実験-数値解析
LLM向け: {'Title': '照射誘起欠陥のタングステンにおける微細構造の進化に関する研究:実験-数値的アプローチ', 'Author(s)': '不明', 'Rese…

この研究では、融合炉材料として検討されているタングステンの照射誘起欠陥の微細構造の進化を、実験と数値シミュレーションを組み合わせて評価しています。主な照射欠陥にはループと空孔が見られ、温度上昇に伴い1/2<111>ループが優勢になることが分かりました。ループ同士の相互作用により、自己間隙原子の移動が促進されることも明らかにされています。

Investigation of microstructural evolution of irradiation-induced defects in tungsten: an experimental–numerical approach
ENThis paper is of interest to fusion researchers and materials scientists studying the effects of radiation on structural materials for fusion reactors. The insights provided can help improve the design and performance of these materials.#FusionMaterials #RadiationDamage #TungstenMicrostructure
LLM向け: {'Title': 'Investigation of microstructural evolution of irradiation-induced def…

This study investigates how radiation damages the microstructure of tungsten, a material considered for fusion reactors. It uses experiments and computer simulations to understand the formation and behavior of defects like dislocation loops and voids in tungsten under different temperatures. The results show that the type and population of these defects depend on temperature, and the model can reliably predict the microstructural changes in irradiated tungsten.

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