Fusion reactors are expected to be the next-generation power sources. In the conceptual design of the domestic DEMO reactor, Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steel (F82H) is the primary candidate material for the blanket first wall. One of the precipitates in F82H — the Cr₂₃₋ₓWₓC₆ system — has been confirmed to undergo amorphisation under Fe³⁺ ion irradiation at temperatures relevant to fusion reactor operation, raising concerns regarding material degradation. This study aims to elucidate the structural changes leading to amorphisation using first-principles calculations and molecular dynamics simulation.

核融合炉は次世代電源として期待されており、現在各国で研究が進められている。現在国内において概念設計中の原型炉（DEMO）では、低放射化フェライト鋼F82Hがブランケット第一壁材料の主要候補である。F82H中に含まれる析出物の一つにCr_23-xW_xC₆系があるが、核融合炉運転時温度帯でのFe³⁺イオン照射実験により非晶質化することが確認されており、材料の劣化が懸念される。本研究では、第一原理計算や分子動力学法等の分子シミュレーションツールを用いて非晶質化現象の要因となる構造変化を解明することを目的とする。