２Ｑ０８

材料研究の最前線
The Frontiers of Fusion Materials Research木京

村大晃エ彦
ネ研KIMURA Akihiko
IAE Kyoto University

1. はじめに
核融合環境は材料にとって極めて過酷な環境であり，核融合環境下において長期間にわたって耐えうる材料の開発は決して簡単では無い。一方，材料開発研究の進展は著しく，核融合模擬環境下における材料挙動の理解が一段と進み，材料挙動の予測は勿論のこと，その成果に基づいた材料開発努力により，飛躍的な材料性能の向上が達成されている。ここでは，核融合炉構造材料開発研究における最近の進捗状況および核融合エネルギーの早期実現に向けた材料開発の今後の展開について述べる。
2. 構造材料開発戦略
構造材料開発のロードマップを図 1 に示す。核融合エネルギーの実現が望まれている現在，材料開発の第 1 のターゲットは実証炉（DEMO）である。ここでは，中性子壁負荷として 10 ないし 20MWa/m2 が想定されている。燃焼効率としては 40％を目標とし，材料の使用温度は 500 ないし 600℃前後になると予測される。材料開発の最終ターゲットは，当然のことながら商用炉であり，材料に課せられる条件は益々過酷になってくる。ブランケット材料およびそれらの構造体を取り巻く，いわゆる動的・複合・変動照射下での材料組織の相安定性の確保が材料の最重要課題となる。低放射化フェラ
イト鋼，バナジウム合金および SiC ｆ /SiC
複合材料のそれぞれにおける材料開発最先端について以下に述べる。
kimura@iae.kyoto-u.ac.jp●低放射化フェライト鋼
核融合エネルギーの早期実現に向けた最有力候補材料である。実験炉テストブラン
ケットモジュールに向けた材料課題は既にほとんど達成されている。実証炉に向けた
力学特性上の課題としては，600℃付近における高温強度の向上および 350℃付近の比較的低温における靭性低下とヘリウム脆化の抑制があげられ，これらはいずれも照射下における鋼組織の相安定性に依存する。
照射下における相安定性に関連する課題としては，固溶強化，ラーベス相等の析出物形成に伴う特性変化，転位組織の回復，核変換ヘリウム効果など，数多く存在していたが，研究が進むにつれて多くの問題が解決されている。高温強度に強い影響を与える W や Ta，析出挙動を左右する Ti，C，N，B 等，鋼の合金元素の照射下での振る舞いは，より核融合環境に優れた鋼の合金設計に直接関係しており，その成果に基づいて
JLF‑1 鋼（No.3 Heat）が新たに開発されている。さらに，酸化物分散強化鋼の開発により鉄鋼材料の性能は,商用炉のターゲットに急接近しており，低放射化フェライト鋼と ODS 鋼の相補的かつ高効率な利用を可能とするブランケット工学設計が望まれる。
●バナジウム合金
大型構造物の作製に有利な溶解製造が可能であり,低放射化でしかも高融点金属であるバナジウム元素を主に用いた
V‑4Cr‑4Ti 合金は，極めて魅力的な候補材料である。酸素，窒素，炭素などの侵入型

不純物元素が照射下における材料特性を損なうことから，バナジウム合金の高純化が課題となり，高純度バナジウム合金 NIFS ヒートが溶製された。高純化は照射下での特性向上のみではなく，溶接性の向上にも効果的であることが判明している。また，比較的大型のインゴットが得られ，工業基盤の拡充にも貢献した。講演では，高純化に伴う材料性能の向上についてまとめ，照射下における相安定性について述べるとともに，解明された機構に基づく材料開発の新たな展開，すなわち，Scavenging 法や分散強化法を用いた合金開発について触れる。
●SiCｆ/SiC 複合材料
この候補材料は魅力的な核融合発電炉を実現するための先進構造材料として位置付けられており，航空・宇宙関連材料としての期待も高い。従来，照射に伴う SiC ファ
イバーの収縮は致命的な欠点と言われていたが，新たに開発された結晶性の高い SiCファイバーを用いることで，収縮をほぼ完全に抑え，照射下における強度特性の大幅FUSION Reactors

DEMO

Com ertialreactor

2000

20052010

2015

1st Plasma
Construction and Operation
ITER
H. Load: 0.3MWa/m2
Temp.: <150°C
Coolant: H2O

3. IFMIF と炉工学インテグレーション
実証炉から発電炉に移行する過程においては，核融合中性子源による材料性能の確証試験が必須の条件となる。また，核融合中性子照射下における材料とブランケットシステムのインテグレーションは，より高度な炉工学の構築とそれに基づいたより魅力的な発電炉の建設に不可欠であり，IFMIF実験の最重要課題であり，核融合中性子工学の展開にも繋がる。

Shift to DEMO

ITER 1st Plasma

Materials
Experim ental
reactor (ITER)な改善がなされた。また，熱伝導度の向上のため，新たな複合化プロセスの開発に取り組み，反応焼結法を用いることにより，熱伝導度を従来の 6‑7 倍まで高めることに成功している。SiCf/SiC 複合材料の照射下特性はファイバーとマトリックスの界面性状・構造に強く依存することが解明され，SiC 基多層界面やポーラス界面を新たに開発し，界面構造の最適化の研究が進められている。講演では，SiCf/SiC 複合材料に関する最先端技術開発について述べる。

DEMO startup

20202025

Candidates for Structural Materials

Reducedactivation
ferritic steels
ODS steels

Vanadiumalloys
Ceram ics
com posites

CDA &EDA

Reconstruction and Operation*ready for ITER test blanket module
F82H, JLF-1 (Martensitic steels)*need processing R&Dand weld/joint tech.
Reduced Activation ODS steels*need purification
O,N,C <10wt.ppm*coating tech.
V-4Cr-4Ti Alloys

Construction and Operation

nd1 Material Selection

Construction

3rd Material Selection

2 Material Selection

DBTT<383Kσy > 220MPa
105hr at σ=100MPa

Requirements*Heat loading: 20-40MWa/m2*Transmutation He: 3000-6000atppm*Heat efficiency: >50%

JLF92H
DBTT<383K
105hr at σ=110MPa

JLF92H/92ODS Composites

92-ODS steels
DBTT<383K
105hr at σ=110MPa*Engineeringbases

HP-V-4Cr-4Ti Alloys*fracture toughness, *matrix coating, *matrix/fiber*processing R&D, *leak rate, *weld/joint R&D

ODS-V-4Cr-4Ti-Y,Al*Largecomponents

LS-SiC/SiC

Testing

LS-3D-SiC/SiC

200 dpa

400 dpa
Testing

図 1：核融合炉材料開発ロードマップ（平成 14 年 3 月末：木村）

kimura@iae.kyoto-u.ac.jp

2050

Generationof power*ready for ITER
SUS316L(N)-ITER Grade (0.06-0.08%N)
SUS30467(2%B) for shielding*Irradiation effects, *matrix*fiber, *complex, *boundary issues
SiC/SiC Composites

2045

POWER REACTOR
H. Load: 20-40MWa/m2
Temp.: 600-800°C

Testing

CDA &EDA

CDA &EDA

2040

System startup

100 dpa

IFMIF

2035

DEMO
H. Load: 10MWa/m2
Temp.: 550°C

stAustenitic
steels2030

Power reactor