报告时间：2025年1月3日（星期五） 15:10
报告地点：材料楼601室
报 告 人：Yasuhisa Oya 教授
工作单位：静冈大学
举办单位：材料科学与工程学院
报告简介：
Tungsten (W) is the main material for plasma-facing components in fusion reactors due to its high thermal conductivity and low hydrogen isotope retention. However, prolonged high-temperature exposure can degrade its properties, causing cracks. Tungsten also transmutates into rhenium (Re), forming a W-Re alloy, which affects hydrogen transport. We developed a plasma-driven permeation device to study hydrogen retention and permeation in W-Re alloys. Our findings show that the behavior of damaged W-Re alloys depends on the migration of Re and recovery from irradiation damage. To enhance tungsten’s properties, we are exploring alloys with elements like molybdenum (Mo), tantalum (Ta), and potassium (K). We have studied the deuterium retention in these alloys and their impact on hydrogen transport. This research aims to improve tungsten-based materials for better performance in fusion reactors.
报告人简介：
静冈大学Yasuhisa Oya（大矢恭久）教授是国际热核聚变实验堆（ITER）氚蓄积问题研究专家，日本国立核聚变科学研究所共同研究委员会委员。Oya教授主要从事聚变堆材料、等离子物理、放射化学等领域的研究工作。已发表学术论文210余篇，出版专著4部，是国际上从事氢同位素研究的著名学者，在学术与产业界上都享有极高的声誉。Oya教授曾获得日本放射线学会森川纪念奖（2017年）、日本放射化学会奖奖励赏（2010年）、日本原子力学会聚变工学部奖励赏（2005年）等多项荣誉。Oya教授先后主持日本国内竞争性研究项目8项，同时负责多项国际合作项目的开展，担任日美合作研究前沿项目PHENIX及FRONTIER的任务负责人、日中核心大学项目氚包层系统负责人、日韩合作项目核聚变工程负责人、高级辐射防护监督员等。