Neutron damage of austenitic stainless steels as condidate materials of blanket-components in a fusion reactor

核融合炉ブランケット構造材料の候補材料としてのオーステナイトステンレス鋼における中性子重照射による材料特性の劣化

not registered; Suzuki, Masahide; Hamada, Shozo; Hishinuma, Akimichi; Kondo, Tatsuo

核融合次期装置を含む実験炉を建設する上で、不可欠な技術である構造材料の溶接にとなう、溶接部の中性子照射劣化について報告する。材料(316ステンレス鋼及び改良ステンレス(JPCA))は、現行の日米協力HFIR/ORR共同照射プログラムの一環として55 $^{circ}$ C(冷却水温度)で50dpa(~110 $^{23n}$ /cm $^{2}$ )、生成ヘリウム約4000appm、までHFIRで照射され、その後、引張特性及び組織観察が行われた。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Fusion Engineering and Design
巻	:	9
号	:
ページ数	:	p.153 - 158
発行年月	:	1989/00
発表会議名	:	International Symposium on Fusion Nuclear Technology
開催年月	:	1988/04
開催都市	:	Tokyo
開催国	:	Japan
キーワード	:	核融合炉

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	https://doi.org/10.1016/S0920-3796(89)80027-4
研究データの公開先DOI	:
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : B19870774
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 9379

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