AbstractVanadium-based alloys are promising candidate materials for application in fusion reactor first-wall and blanket structures because they offer several important advantages, i.e. inherently low irradiation-induced activity, good mechanical properties, good compatibility with lithium, high thermal conductivity and good resistance to irradiation- induced swelling and damage. As part of a program to screen candidate alloys and develop an optimized vandanium-base alloy, extensive investigations of various VTi, VCrTi and VTiSi alloys have been conducted after irradiation in lithium in fission reactors. From these investigations, V4wt.%Cr4wt.%Ti was indentified as the most promising alloy. The alloy exhibited attractive mechanical and physical properties that are prerequisites for first-wall and blanket structures, i.e. high tensile strength, high ductility, good creep properties, high impact energy, low ductile—brittle transition temperature before and after irradiation, excellent resistance to irradiation-induced swelling and microstructural instability and good resistance to corrosion in lithium. In particular, the alloy is virtually immune to irradiation-induced embrittlement, a remarkable property compared with other candidate materials being investigated in the fusion—reactor—materials community. The effects of helium, charged dynamically in simulation of realistic fusion reactor conditions, on tensile, ductile—brittle transition and swelling properties were insignificant. The thermal creep behavior of the alloy was significantly superior to that of austenitic and ferritic/martensitic steels.
バナジウム基合金は、核融合炉の第一壁およびブランケット構造材への応用において有望な候補材料である。これは、本質的に低い照射誘起放射能、優れた機械的特性、リチウムとの良好な適合性、高い熱伝導率、ならびに照射誘起スエリングおよび損傷に対する優れた耐性など、いくつかの重要な利点を有するためである。候補合金の選定および最適化されたバナジウム基合金の開発プログラムの一環として、様々なV-Ti、V-Cr-TiおよびV-Ti-Si合金について、核分裂炉内でのリチウム中照射後の広範な調査が実施されてきた。これらの調査から、V-4wt.%Cr-4wt.%Tiが最も有望な合金として特定された。当該合金は、第一壁およびブランケット構造に必要な前提条件となる魅力的な機械的・物理的特性を示した。すなわち、高い引張強度、高い延性、優れたクリープ特性、高い衝撃エネルギー、照射前後の低い延性-脆性遷移温度、照射誘起スエリングおよび微細組織不安定性に対する優れた耐性、ならびにリチウム中での優れた耐食性である。特に、当該合金は照射誘起脆化に対して実質的に免疫であり、これは核融合炉材料コミュニティにおいて調査されている他の候補材料と比較して顕著な特性である。現実的な核融合炉条件のシミュレーションにおいて動的にチャージされたヘリウムの影響は、引張特性、延性-脆性遷移およびスエリング特性に対してわずかであった。当該合金の熱クリープ挙動は、オーステナイト系およびフェライト系/マルテンサイト系鋼のそれよりも有意に優れていた。