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若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03
Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.
若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。
勅使河原 誠; 原田 正英; 斎藤 滋; 及川 健一; 前川 藤夫; 二川 正敏; 菊地 賢司; 加藤 崇; 池田 裕二郎; 直江 崇*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 356(1-3), p.300 - 307, 2006/09
被引用回数：9 パーセンタイル：53.38(Materials Science, Multidisciplinary)現在、J-PARCで建設が進められている核破砕中性子源において、パルス特性を向上させるために熱中性子吸収材としてAg-In-Cd合金が採用された。一方、熱除去及び冷却水による浸食の観点からAg-In-Cd合金をAl合金(Al5083)で被覆する必要があり、Ag-In-Cd合金とAl5083と接合に関する開発が急務になった。そこで、HIP(熱間等方圧延)を用いてAl5083と3元系Ag-In-Cd合金との接合に関する試験を行った。小試験片(
20mm)において良い接合条件が見つかり、接合領域にAlAg
生成による硬い相の形成が見られるものの、必要とされる機械的強度(20MPa)より大きい結果が得られた。実機を模擬した大型試験片(200
20030mm
)においても、接合が成功し、小試験片と比較して機械的強度が多少落ちるが必要とする強度を満足した結果が得られた。
勅使河原 誠; 原田 正英; 斎藤 滋; 菊地 賢司; 粉川 広行; 池田 裕二郎; 川合 將義*; 栗下 裕明*; 小無 健司*
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.154 - 162, 2005/08
被引用回数：10 パーセンタイル：56.74(Materials Science, Multidisciplinary)大強度陽子加速器計画(J-PARC)では物質・生命科学施設として核破砕中性子源の建設が進められている。早い時間減衰を持ったパルス中性子ビームを得るため、非結合型及びポイゾン型減速材を用いる。これらの減速材はデカップラと呼ぶ熱中性子吸収材を用いる。炭化硼素(B4C)が多く用いられてきた。しかしながら、MWクラスの中性子源では(n,
)反応のHe生成を起因とするスウェリングのため使用が困難である。そこで、B4Cに似た特性を有するヘリウム生成を伴わない共鳴吸収型の材料としてAg-In-Cd系の合金に着目した。この合金をCdの焼損の観点からAg-Cd及びAg-In合金の2枚に分割する。熱除去及びコロージョンの観点から減速材の構造材であるアルミ合金(A6061-T6)と密着される必要がある。そのため、Ag-In, Ag-Cd合金とアルミ合金とに十分な接合を得ることを目的として、熱間等方加圧接合(HIP)を用いて接合試験を行った。温度: 803K、圧力: 100MPa、保持時間: 1時間で十分な接合が得られた。特に、Ag-In板をAg-Cd板で挟み、それをアルミ合金で被覆した条件がより良い接合となった。拡散層部には非常に硬い層が観測されたが、接合部の破断応力は設計応力の20MPaを越える値であった。
栗下 裕明*; 山本 琢也*; 鳴井 實*; 吉武 庸光; 赤坂 尚昭
JNC TY9400 2004-006, 48 Pages, 2004/04
JNC-TY9400-2004-006.pdf:1.95MB
高速実験炉「常陽」で照射された高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS(2WFK、63WFS))および酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(H35)のハーフサイズと微小サイズ(1.51.520mm)試験片について計装化シャルピー衝撃試験を行い、照射脆化を評価した。また、照射脆化に及ぼす熱時効と組織の効果を検討した。次に、シャルピー衝撃試験における延性脆性遷移温度(DBTT)に及ぼす試験片サイズ・ノッチ形状の効果を解明するために、塑性拘束係数を次式で定義する。a=s*/sy*ここで、s*はへき開破壊の臨界応力、sy*はDBTTにおけるシャルピー衝撃試験と同一ひずみ速度での単軸降伏応力である。s*とsy*を評価する方法を示し、その方法により2WFKの試験片サイズ・ノッチ形状の異なる計12種類の試験片についてaを評価した。 aは試験片サイズを表す (A*/b2) と次の関係にあることが示される。a=a0.k(A*/b2)0.4但し、A*はs*に対応する臨界面積、bはリガメントサイズである。また、a0とkはa/W(aはノッチ深さ、Wは試験片の幅)に依存する定数であり、a/W が大きいほどaは大きい。
Li, J.-F.*; 川合 將義*; 菊地 賢司; 五十嵐 廉*; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; 川崎 亮*
Journal of Nuclear Materials, 321(2-3), p.129 - 134, 2003/09
被引用回数：14 パーセンタイル：66.94(Materials Science, Multidisciplinary)タンタルで被覆したタングステン固体ターゲットを核破砕中性子源に使う場合、接合強度が問題となる。そこで、HIP接合材の機械的強度を、微小押し込み試験と有限要素法により、評価した。接合温度を変えて試験片を作製した。亀裂はいずれの場合でも界面からタングステン側に進展した。界面に沿った亀裂はなかった。タングステンの再結晶化は強度の低下を招いた。亀裂進展に耐えた最適接合条件では、機械的強度は1000MPaを超えることがわかった。
川合 將義*; 古坂 道弘; Li, J.-F.*; 川崎 亮*; 山村 力*; Mehmood, M.*; 栗下 裕明*; 菊地 賢司; 竹中 信幸*; 鬼柳 善明*; et al.
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1087 - 1096, 2003/07
中性子源として最高性能を誇るタングステン固体ターゲットを実用化するため、薄板状のタンタル被覆タングステンターゲットを製作した。ポイントは熱応力を下げるため、数mmの薄板にし、かつ温度監視のために熱電対孔を設けつつ、HIPによる拡散接合で製作したことである。HIP条件は既に明らかにした条件で行い、超音波顕微鏡観察の結果、接合は完璧であった。もう一つの方法として、複雑形状に対応でき、かつタンタル厚さを薄くできる電気メッキ法も確立した。
川合 將義*; 古坂 道弘*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; Li, J.*; 杉本 克久*; 山村 力*; 平岡 裕*; 阿部 勝憲*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 318, p.35 - 55, 2003/05
将来の核破砕施設で使用可能な、MW級の中性子源固体タングステンターゲットの開発を行った。Wを腐食から守るため、3つのコーテング技術を研究した。HIP,ろう付け,メッキである。HIP法は前報で最適化した条件が接合力の観点からも言えるかどうかを微小押し込み試験法で調べた。その結果、接合部からの亀裂発生荷重が最も高いことが証明され、確かに最適化条件であることを再確認した。たの2つの方法は、基礎的な技術としてターゲット製作に応用可能であることを示した。コーテングが無い場合のWのエロジョンを流水下で調べた。高速度ではエロージョンが発生しやすい。固体ターゲットの設計では、スラブ型と棒型を設計した。1MWターゲットの中性子特性に関する限り、固体ターゲットのほうが、水銀より優る。
川合 將義*; Li, J.*; 渡辺 龍三*; 栗下 裕明*; 菊地 賢司; 五十嵐 廉*; 加藤 昌宏*
第23回熱物性シンポジウム論文集, p.313 - 315, 2002/11
タングステンは中性子の収量が高く、重金属の中では半減期が短いため、核破砕中性子源ターゲット材料の候補として選ばれた。しかし、タングステンは、放射線下での冷却水への耐食性と耐照射性を改善する必要がある。しかも、核破砕中性子源では発熱密度が数MW/mと高く、冷却水の流速を上げる必要がある。例えば、秒速5mではタングステンの損耗速度が静水中に比べて50倍ほど高まるというデータが、杉本の腐食試験によって得られている。そのため、タングステン結晶粒の間にステンレス鋼相のネッワークが形成され、タングステン粒子がステンレス鋼相に包まれるような重合金型複合材料が強靭性と耐食性に強いターゲット材料として期待されている。われわれは、成形自由度の高い粉末冶金プロセスを使用して、ステンレス鋼を結合相とするタングステン/ステンレス鋼系重合金型焼結合金を作製し、その液相焼結組織及び焼結体の機械的・熱的特性を評価することにより、核破砕中性子源用ターゲット用の材料開発を行った。得られた合金の密度は比較的高いが、完全な液相系合金でなく、熱伝導度は理論値に比べて低いものであった。今後、さらなる改良が必要である。
川合 將義*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; Li, J.*; 古坂 道弘*
Journal of Nuclear Materials, 296(1-3), p.312 - 320, 2001/07
被引用回数：47 パーセンタイル：93.85(Materials Science, Multidisciplinary)高エネ研で使用する核破砕ターゲットの性能アップのため、1996年から使用していたタンタルをタングステンと交換した。しかし、タングステンは冷却水中での腐食が問題となるため、腐食に強いタンタルで被覆することとした。本報告は、タンタル被覆タングステンターゲット製作のR&Dについてまとめたものである。さまざまな試行を行った結果、最終的には1500
,2000気圧でHIP加工し、実用可能なターゲットを製作できた。新しいターゲットは、平成12年11月20日に新しい中性子源として、運転が開始された。
栗下 裕明*
JNC TJ9400 2000-016, 46 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-016.pdf:1.01MB
微小試験片による照射脆化評価手法、とくに照射による破壊靭性の変化の評価手法を確立するために、最近のシャルピー衝撃試験法と破壊靭性試験法の進歩に基づき、これまでの受託研究により得られた高強度フェライトマルテンサイト鋼照射材料(微小試験片)のシャルピー衝撃試験データを検討し、以下の結果を得た。1、照射により生ずる破壊靭性の変化は、破壊靭性値が100MPa√mになる温度のシフト(
T100)により表される。このT100はシャルピー吸収エネルギーが41JでのDBTTのシフト(T41)にほぼ等しい。したがって、微小試験片シャルピー試験結果からT41を評価することにより、照射による破壊靭性の変化を評価することが可能である。2、微小試験片のT41のM乗は、その吸収エネルギーが41/x[(Bb)の2分の3乗F/(Bb)の2分の3乗M](Bは試験片厚さ、bはリガメントサイズ)になる温度に相当する。ここで、x[(Bb)の2分の3乗F/(Bb)の2分の3乗M]は微小試験片の上部棚エネルギー(USEのM乗)からフルサイズ試験片のUSEのF乗を評価するための規格化因子であり、はUSEとともに増加し、
=0.65である。なお、USEの規格化に用いる破壊体積は、Bbの2乗よりも(Bb)の2分の3乗が有効である。3、T41のF乗とT41のM乗の間には、Mを寸法補正因子とすると近似的に次の関係式が成立する。T41のF乗-T41のM乗=M=98-15.1In(Bb)の2分の3乗Mの値はノッチ形状にも依存し、試験片寸法が小さいほど依存性が大きい。この結果は、ノッチの選択によりT41のM乗からT41のF乗を評価可能であることを示している。4、T41の照射によるシフト(T41)は、フルサイズ試験片と微小試験片でほぼ等しい。この結果は、微小試験片の結果から、T41のF乗、したがってT100を評価可能であることを示している。5、以上の1
4の結果に基づき、これまでの受託研究により得られた全ての微小シャルピー試験片のデータに対して、USEのF乗、T41のF乗、T41のF乗及びT100の値を評価することに成功した。
栗下 裕明*
JNC TJ9400 99-010, 46 Pages, 1999/03
SMIR-10において照射温度823K、高速中性子照射量(3.29.0)10の26乗n/m2(E0.1MeV)の照射を受けた4種類のフェライト鋼、すなわちサイクル機構で開発されたPNC-FMS鋼の61FKと61FS、及びボイラー用材料として使用実績の豊富なASTM A213T9(F9S)材とフェライトマルテンサイト鋼のNSCR9材について、計装化シャルピー衝撃試験を行って全吸収エネルギー、動的降伏荷重、動的最大荷重及び脆性破壊開始時における荷重と変位を測定し、それらの結果から延性脆性遷移温度(DBTT)と上部棚エネルギー(USE)を求めた。用いた試験片はJIS‐4号シャルピー試験片で、外形寸法2mm10mm55mm、Vノッチの深さ2mm、開き角45度、ノッチ底半径0.25mmである。得られた主な結果を以下に記す。1)DBTTは、いずれの鋼種においても、本照射量の範囲では照射量にあまり依存しなかった。また、高照射量(8.89.010の26乗n/m2)におけるDBTTは、高い方から61FK、NSCR9、61FS、F9Sの順位であった。2)USEの照射量依存性は、61FKでは照射量の増加と共に低下し、61FSでは変化せず、F9Sでは逆に増加する傾向がみられた。また、高照射量におけるUSEは、低い方から61FK,NSCR9,61FS,F9Sの順位であり、DBTTの高い方からの順位と一致した。3)高照射量におけるDBTTの増加量(DBTT)は、非照射材のデータが得られていないF9Sを除くと、大きな方から、61FS、61FK、NSCR9の順位であったが、それらの差は小さかった4)高照射量におけるUSEの低下量(USE)は、非照射材のデータが得られていないF9Sを除くと、大きな方から61FS、61FK、NSCR9の順位であった。5)既報の照射温度723Kの結果と比較すると、823K照射による脆化の方が大きく、特にF9Sと61FSで顕著であった。
Kuwabara, K.*; 栗下 裕明*; 鵜飼 重治; 鳴井 實*; 水田 俊治; 山崎 正徳*; Kayano, H.*
Journal of Nuclear Materials, 258-263(Part 2), p.1236 - 1241, 1998/10
被引用回数：29 パーセンタイル：88.57(Materials Science, Multidisciplinary)大型高速炉を対象とした長寿命燃料被覆管材料として注目されている酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼を高速炉燃料被覆管として適用するには、照射脆化の少ないことが要求される。このため、平成元年度に試作されたODSフェライト鋼のシャルピー衝撃特性に及ぼす中性子照射効果をVノッチ付きの微小試験片(1.51.520mm)を用いて調べた。試験片は高速炉実験炉「常陽」において、照射温度は646845k、照射量は0.33.8E(+26)n/m
まで照射された。シャルピー衝撃試験の結果は、照射後においても照射前と同様の優れた特性を示した。
栗下 裕明*
PNC TJ9601 98-003, 38 Pages, 1998/03
SMIR-10において照射温度723K(450
C),高速中性子照射量9.010の26乗n/m2乗(E0.1MeV)の照射を受けた2種類のフェライト鋼,すなわち動燃で開発されたPNC-FMS鋼の61FKと61FS,及び高速中性子照射量3.610の25乗n/m2乗(E>0.1MeV)の照射を受けた2種類のフェライト鋼,すなわちボイラー用材料として使用実績の豊富なASTM A213T9材とフェライトマルテンサイト鋼のNSCR9材について,計装化シャルピー衝撃試験を行って全吸収エネルギー,動的降伏荷重,動的最大荷重,脆性破壊開始荷重等を測定し,それらの値から延性脆性遷移温度(DBTT)と上部棚エネルギー(USE)を求めた。ここで,DBTTは,吸収エネルギーがUSEの1/2になる温度(DBTT1乗),動的降伏荷重と動的最大荷重が等しくなる温度(DBTT2乗),及び吸収エネルギーが2Jになる温度(フルサイズ試験片の10Jに対応,DBTT3乗)として求めた。61FKについては非照射材の測定も行った。用いた試験片はJIS-4号シャルピー試験片で,寸法が2mm10mm55mm,Vノッチが深さ2mm,開き角45度,ノッチ底半径0.25mmである。得られた主な結果を以下に記す。1)DBTTは,DBTT1乗DBTT2乗DBTT3乗であった。但し,F9SではDBTTが低いため,DBTT2乗とDBTT3乗を求めることができなかった。2)61FKの非照射材では,DBTT1乗が202K,USEが16.9Jであった。一方,この照射材では,DBTTが249K,USEが10.8Jであった。したがって,61FKでは照射によりDBTTが47K上昇し,USEが6.1J低下したことになる。3)61FSの照射材では,DBTTが207K,USEが17.0Jであった。61FSの非照射材のDBTTは160K,USEは20Jであったので,照射によりDBTTが47K上昇し,USEが3J低下したことになる。4)F9S照射材のDBTTは166K,USEは21.4Jであった。なお,この鋼種については非照射材のデータが入手できなかったため,照射脆化の評価は行っていない。5)NSCR9の照射材では,DBTTが208K,USEが16.2Jであった。この非照射材のDBTTは185K,USEは16Jであったので,照射によりDBTTは23K上昇したが、USEは全く低下しなかったことになる。6)以上の結果から、照射による脆化は、非照射材のデータの得られていないF9Sを除くと、61FSが最も少なく、61FKが最も大きかった。
勅使河原 誠; 原田 正英; 斎藤 滋; 及川 健一; 前川 藤夫; 菊地 賢司; 加藤 崇; 池田 裕二郎; 直江 崇; 大井 俊志; et al.
no journal, ,
J-PARCの物質・生命科学実験施設において1MWの核破砕中性子源の建設が進められている。核破砕中性子源はターゲット・モデレータ・反射体で構成され、特性の異なる中性子ビームを供する3台のモデレータを設置する。モデレータのデカップラとしてAg-In-Cd合金を採用したことが特長である。本報告では、設計の妥当性を確認するために行っているモデレータの試作結果、並びにAg-In-Cd合金とAl合金との接合材の開発の結果について報告する。
徳永 和俊*; 藤原 正*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人; 栗下 裕明*; 吉田 直亮*
no journal, ,
各種のタングステン材料に対して高熱流束の水素及びヘリウムビームの単独照射に加え、水素とヘリウム混合ビーム照射し、試料の表面損傷について調べた。これにより、タングステンの表面損傷に及ぼすビーム種依存性及び材料依存性を明らかにした。
大曽根 龍次; Bucheeri, A.; 栗下 裕明*; 加藤 昌宏*; 山崎 和彦*; 前川 克廣*; 直江 崇; 二川 正敏
no journal, ,
液体水銀を用いた核破砕中性子源では、高強度のパルス陽子線が水銀ターゲットに入射すると、核破砕反応に起因する水銀の熱衝撃による圧力波が発生するとともに、キャビテーションによるピッティング損傷がターゲット容器内壁に形成される。この圧力波を抑制するために、ターゲット容器内の水銀にマイクロバブルを注入することが検討されている。本研究では、圧力波抑制のためのバブル生成用メゾノズルの製作法を提案した。本手法は、ガラスファイバーを含有する金属圧粉体を製作し、ガラスと金属粉の融点の差を利用し、粉末焼結により貫通穴を作成するものである。SUS316L及びモリブデンを用いて金属粉末の焼結性を調査した。その結果、モリブデンでは直径約100
mで任意の長さの貫通穴を作成可能であることを確認した。
Bucheeri, A.; 栗下 裕明*; 加藤 昌宏*; 直江 崇; 粉川 広行; 二川 正敏; 前川 克廣*
no journal, ,
液体水銀を用いた高出力核破砕中性子源では、パルス陽子線入射により励起される圧力波よってキャビテーションが生じ、水銀を包含するターゲット容器内壁にピッティング損傷が付加される。圧力波を抑制するために、水銀中へマイクロバブルを注入することが有効である。本報では、水銀の濡れ性,バブルサイズ,注入ガス流量,水銀流速等を考慮した数値解析を行い、水銀中におけるマイクロバブルを発生させるノズルの形状を決定した。これらの結果に基づき、微細な貫通穴が形成可能な粉末焼結によるノズル製作法を提案した。金属粉末とガラスファイバーの融点の差を利用し、焼結条件を制御することで微細な貫通穴が作成できることを確認した。
若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; Kim, B.*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; et al.
no journal, ,
日欧国際協力下で2007年から実施している幅広いアプローチ(BA)活動の1つに、国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)がある。IFMIFはD-T核融合反応で発生する中性子を40MeVの重水素とリチウムとの反応過程で模擬する加速器施設,リチウムループ施設、及び試験施設からなっており、核融合原型炉実現のために必要とされる材料照射データの取得を目的とした施設である。この試験施設系テーマの中で、微小試験片試験技術(SSTT),高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学実証と工学設計,照射後試験(PIE)施設の工学設計の3つを日本側が担当している。SSTTではF82H鋼の疲労試験,破壊靭性試験、及びき裂成長速度測定試験について試験片のサイズ効果や形状効果及び試験技術評価を進めていて、HFTMでは約1000Cまでの核融合材料を照射できるようにHe冷却システムを採用し、その実証試験と設計を行っている。また、PIE施設設計では核融合原型炉用設計データを提供するためIFMIFで照射された材料やブランケットシステム等の試験を実施できるように、施設設計のベースラインを検討して適切な工学設計評価を進めている。
斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 鈴木 和博; 遠藤 慎也; 小畑 裕希; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; 川合 將義*; Yong, D.*
no journal, ,
固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からW合金とTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380C、はじき出し損傷量が6.5-19.5dpaであった。引張り試験の結果、W合金のうちW-TiC, W-poly, W-SUSは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-sinは7.1dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、7.3 dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。
