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Nov 26, 2023

Scientific Reports volume 5、記事番号: 16042 (2015) この記事を引用

照射損傷による機械的および物理的特性の変化に関する知識は、将来の核分裂炉および核融合炉の開発にとって不可欠です。 イオン照射は照射損傷を研究するための優れた代用手段となり、サンプルを活性化することなく高い損傷線量を得ることができます。 イオンの侵入深さが制限されているため、厚さ数ミクロンの損傷層しか生成されません。 これらの薄い注入層の機械的特性を調査するために多大な努力が払われてきました。 しかし、原子炉設計の鍵であるにもかかわらず、その熱輸送特性は、適切な測定技術が不足しているため、ほとんど解明されていないままである。 ここでは、核融合装甲用のイオン注入タングステンにおける非接触熱拡散率測定を実証します。 核変換元素による合金化と、保持されたガスと注入誘発欠陥との相互作用は両方とも、熱拡散率の劇的な低下につながります。 これらの変化は、私たちのモデリングアプローチによってうまく捉えられます。 私たちの観察は、将来の核融合発電所の設計に重要な意味を持ちます。

核融合は理想的な持続可能なエネルギー源です。 その商業的開発に対する大きな障害は、十分な弾力性のある材料を入手できるかどうかです。 タングステンベースの合金は、将来の磁気閉じ込め核融合炉のプラズマに面するコンポーネントの主な候補です1。 実証（DEMO）炉では、高温（約 1500 K）、14.1 MeV の核融合中性子および高エネルギーイオンの大量の束（最大 15 MWm-2）の照射にさらされます 2,3。 高い熱伝導率は主要な材料選択基準の 1 つです4。 熱伝導率が大幅に低下すると、過剰な温度が発生し、融合装甲の完全性にとって悲惨な結果を招く可能性があります5。

核融合装甲が 14.1 MeV 中性子に曝露されると、カスケード損傷と核変換合金化が発生します。 計算によれば、5 年間の運転後、原型炉ダイバータ内の最初の純粋なタングステン (W) には最大 4 原子% のレニウム (Re)6 が含まれることになります。 W-5%Re 合金の室温での熱拡散率は、純粋なタングステンの半分未満です 7,8。 熱伝導率に対する核融合中性子のカスケード損傷の影響を定量化することはさらに困難です。 代わりに、核分裂中性子を照射したタングステンの熱輸送が考慮されています9,10。 原子当たり 0.6 変位 (dpa) の損傷レベルは、DEMO6 では 3 か月で到達し、室温の熱伝導率が 25% 低下しました 10。

興味深い役割を果たしているのがヘリウムです。ヘリウムは核変換 6 によって形成され、同じくプラズマからタングステン マトリックスに注入されます。 高温では、ヘリウムは表面からバルク内に移動し、照射誘発欠陥と強く相互作用し 11、空孔に結合し 12、13、自己格子間原子 (SIA) との再結合を抑制します 14。 ヘリウムイオン注入は、この相互作用を研究するための効率的なツールであり 15、ミクロンの薄いイオン注入層の機械的特性を定量化できるマイクロメカニクスアプローチの開発に多大な努力が注がれてきました 16、17、18。

しかし、イオン損傷層の熱輸送特性は、適切な実験技術が不足しているため、まだほとんど解明されていません。 上記で引用した参考文献では、レーザーフラッシュ技術 8、9、10 または電気抵抗率測定 7 のいずれかを使用していました。 どちらもバルクサンプルにのみ適しています。 最近、イオン照射された薄い表面層における熱輸送を定量化するために、3 オメガ法 19 と熱反射率測定 20,21 という 2 つの新しいアプローチが提案されています。 前者では、サンプル上に複雑な表面特徴を堆積する必要があり、実験に重大な不確実性が示されました。 後者では、サンプルをコーティングする必要があり、プローブの深さは事前に未知の熱拡散率に依存していました。

ここでは、イオン注入された材料の熱輸送特性を測定するための、まったく異なる新しいアプローチを紹介します。 非接触のレーザー誘起過渡回折格子 (TG) 技術 22 を使用して、ヘリウム注入タングステンの厚さ数ミクロンの層の熱拡散率を定量化します。 核変換合金化の効果は、タングステン - レニウム合金を考慮することで模倣されます。 どちらのタイプのサンプルでも、熱拡散率に大きな変化が見られます。 これらは動力学的理論モデルを使用して分析され、根底にある欠陥の分布についての洞察が得られます。 私たちの結果は、将来の核融合炉の現在の設計実践に照らして議論されています。