Fusion structural material development in view of DEMO design requirement

核融合原型炉設計要求の観点での核融合炉構造材料開発

谷川 博康

Tanigawa, Hiroyasu

核融合炉構造材料、特にブランケット構造材料は、高熱負荷と高エネルギー中性子負荷にさらされ、さらに熱応力、プラズマディスラプション時の電磁応力、そして冷却水漏えい時の高圧負荷にさらされる。核融合炉原型炉では、14MeV核融合中性子照射効果が顕著となる厳しい環境下で使用されることとなる。本講演では、核融合ブランケットシステムの構造材料開発を例として、設計要求に対応した構造材料開発戦略について論じる。

The fusion structural materials, especially those in blanket system, will be subjected to high heat loads and high flux 14 MeV fusion neutrons, and will experience thermal stresses, substantial magnetic forces in case of plasma disruptions, and high pressure loads in the case of a coolant leak. For this use, the structural material must have an adequate database including irradiation database to assure the mechanical properties, and to define the limits for its usage, along with sound technical bases on full scale manufacturing and joining technologies. In this talk, the strategy to develop fusion structural material in view of design requirement is discussed in case of structural material development for fusion blanket system.