報告時間：2025年1月3日（星期五） 15:10
報告地點：材料樓601室
報 告 人：Yasuhisa Oya 教授
工作單位：靜岡大學
舉辦單位：材料科學與工程學院
報告簡介：
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.
報告人簡介：
靜岡大學Yasuhisa Oya（大矢恭久）教授是國際熱核聚變實驗堆（ITER）氚蓄積問題研究專家，日本國立核聚變科學研究所共同研究委員會委員。Oya教授主要從事聚變堆材料、等離子物理、放射化學等領域的研究工作。已發表學術論文210余篇，出版專著4部，是國際上從事氫同位素研究的著名學者，在學術與產業界上都享有極高的聲譽。Oya教授曾獲得日本放射線學會森川紀念獎（2017年）、日本放射化學會獎獎勵賞（2010年）、日本原子力學會聚變工學部獎勵賞（2005年）等多項榮譽。Oya教授先后主持日本國內競爭性研究項目8項，同時負責多項國際合作項目的開展，擔任日美合作研究前沿項目PHENIX及FRONTIER的任務負責人、日中核心大學項目氚包層系統負責人、日韓合作項目核聚變工程負責人、高級輻射防護監督員等。
