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Evaluation of damage tolerance of neutron-irradiated SiC/SiC composites

中性子照射したSiC/SiC複合材料の損傷許容性評価

小沢 和巳; 加藤 雄大*; 野澤 貴史; Snead, L. L.*

Ozawa, Kazumi; Kato, Yutai*; Nozawa, Takashi; Snead, L. L.*

先進SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の先進ブランケット材料候補である。破壊抵抗に及ぼす中性子照射効果を調べるために、HFIR-18Jにて$$sim$$5.9$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(${it E}$$$>$$0.1MeV), 800, 1300$$^{circ}$$Cの条件にて中性子照射した先進SiC/SiC複合材料を片側切欠き三点曲げ試験により評価した。非線形破壊力学に基づいたエネルギー収支解析、同条件で照射した引張試験並びにヒステリシスループ解析による界面摩擦応力解析の結果をすべて考慮すると、この条件における破壊抵抗に及ぼす中性子照射効果は重要ではないと結論づけられた。

Advanced SiC/SiC composites are candidates for the advanced blanket material for fusion DEMO reactor. In order to investigate the effects of neutron irradiation on fracture resistance, the composites after neutron irradiation to $$sim$$5.9 $$times$$ 10$$^{25}$$ n/m$$^{2}$$ (${it E}$ $$>$$ 0.1 MeV) at 800 and 1300$$^{circ}$$C were evaluated by three-point single edge notched bend miniature test. Taking all results into consideration for the global energy balance analysis based on the non-linear fracture mechanics, the previous tensile tests, and the hysteresis loop analysis for interfacial property evaluation, it was concluded that the effects of neutron irradiation in conditions studied on fracture resistance of the composites appeared insignificant.

使用言語

 :

English

掲載資料名

 :

巻

 :

号

 :

ページ数

 :

発行年月

 :

発表会議名

 :

15th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-15)

開催年月

 :

2011/10

開催都市

 :

Charleston

開催国

 :

U.S.A.

キーワード

 :

no keyword

特許データ

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PDF

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論文URL

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研究データの公開先DOI

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使用施設

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広報プレスリリース

 :

論文解説記事
(成果普及情報誌)

 :

受委託・共同研究相手機関

 :

Oak Ridge National Laboratory

Access

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