BCC遷移金属の粒界ヘリウム偏析および脆化; 第一原理計算によるモデル化

Grain boundary helium segregation and embrittlement in BCC transition metals; Modeling by first principles calculations

鈴土 知明   ; 山口 正剛   

Suzudo, Tomoaki; Yamaguchi, Masatake

BCC遷移金属は次世代の原子力システムの構造材料候補として検討されているが、延性脆性転移を起こし低温における脆性が問題となる。さらに低温領域においてヘリウム(He)の粒界偏析によって硬化を伴わずに粒界強度が低下するnon-hardening embrittlementが引き起こされる可能性も指摘されている。本研究では、粒界He偏析およびそれに伴う粒界脆化現象を第一原理計算をベースにモデル化し、その応用の一例として計画中の核融合原型炉DEMOの第一壁の照射環境に試料を1年間曝した場合の粒界強度低下を評価する。

BCC transition metals are being discussed as candidates of structural materials in future nuclear systems, but their embrittlement at low temperatures is a concern. Besides, possibilities of so-called non-hardening embrittlement caused by grain boundary (GB) helium segregation have been pointed out. In the current study, we model GB helium segregation and following GB embrittlement based on the first principles calculations, and as an application of this modeling we numerically evaluate decrease in the GB strength of various BCC transition metals after they are exposed at the first wall of concept future nuclear fusion reactor, DEMO.