Reweldability test of austenitic stainless steels irradiated with helium ion

ヘリウムイオン照射したステンレス鋼の再溶接試験

土谷 邦彦 ; 河村 弘; 三輪 幸夫; 浜田 省三

Tsuchiya, Kunihiko; Kawamura, Hiroshi; Miwa, Yukio; Hamada, Shozo

核融合炉(ITER)用ブランケット冷却枝管においては、中性子照射されたものと中性子照射されていないものを溶接することが必要となる。したがって、補修・交換を考えた場合、溶接継手の機械的性質に対するHe生成量依存性、すなわち、溶接補修・交換を行ううえで許容されるHe生成量のしきい値を明らかにすることが重要になる。このための第1段階として、本研究では、サイクロトロンを利用してステンレス鋼(SUS316LN-IG: ITER用構造材の候補材)にHeを最大で20appmまで比較的均一に注入した後、TIG溶接を行い、溶接継手の組織観察を行った。この結果、約20appmまでヘリウムを注入したステンレス鋼の溶接が可能である見通しを得た。

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