Distribution of He bubbles and dislocation loops in single-crystal W and W-ZrC materials after He2+ ion irradiation

この研究では、単結晶タングステン（W）とタングステン-ジルコニウムカーバイド（W-ZrC）材料にHe2+イオンを照射した後、内部に形成されるヘリウムバブルと転位ループの分布を調べました。これらの欠陥は、核融合炉のプラズマ対向材料として使用されるタングステンの性能に大きな影響を与えます。実験の結果、W-ZrC材料ではW単結晶に比べてヘリウムバブルのサイズや分布が異なることがわかりました。これにより、ZrCの添加が照射誘起欠陥の形成に影響を与える可能性が示唆されました。この知見は、将来の核融合炉における耐照射性材料の設計に役立ちます。