核融合原型炉構造材料開発に関する検討

構造材料研究開発推進専門部会

JAERI-Review 99-014, p.104 - 0, 1999/04

JAERI-Review-99-014.pdf:5.9MB

原子力委員会で定められた第三段階核融合研究開発基本計画及び核融合会議計画推進小委員会報告「核融合炉構造材料の開発について(中間報告)」に基づいて、日本原子力研究所東海研究所原子力材料研究委員会構造材料研究開発推進専門部会において核融合炉構造材料の開発戦略について検討してきた。ここでは、それらの検討をまとめて当専門部会の核融合原型炉構造材料開発の進め方に関する報告書とした。本報告書では、構造材料の中でも使用条件が厳しく開発の難度が最も高いブランケット用構造材料を取り上げ、材料開発の対象を主として低放射化フェライト鋼、SiC/SiC複合材料、バナジウム合金とし、各材料の核融合原型炉での使用条件と設計要件を明らかにした。それに基づいて、各材料の開発の現状と課題を概説した。さらにブランケット用構造材料開発では、照射特性の向上とその評価が特に重要であることから、照射施設、特に加速器型核融合近似中性子源及び照射施設としての核分裂炉の整備について記述した。これらの作業の中で、現在の開発の進捗状況から低放射化フェライト鋼を先進材料とし、SiC/SiC複合材料、バナジウム合金を次世代先進材料として、適宜チェック・アンド・レビューにより開発計画の見直しを行うこととした。なお、本報告書において、第1章から第5章までは検討の要約であり、第6章において上記三つの材料と照射施設に関する詳論が記述されている。

Fabrication and mechanical property of SiC/SiC composites by reaction sintering process

田口 富嗣; 井川 直樹; 山田 禮司

Proc. of 2nd IEA/JUPITER Joint Int. Workshop on SiC/SiC Ceramic Composites for Fusion Applications, p.97 - 100, 1997/00

SiC/SiC複合材料は、非脆性的に破壊し、高温強度が高く、低放射化であるということから、核融合炉への応用が期待されている。その材料を核融合炉環境で用いる場合、冷却材として用いるHeの高圧力に耐えることが必要である。また、繊維と母相の界面にBN等の高放射化材を含まないことが不可欠である。本研究では、高密度の材料を作製できると考えられる反応焼結法を用いた。さらにBNをコーティングすることなく、繊維と母相の癒着を防ぐために界面をプレカーサー法で改質した試料を作製し、その密度と破壊応力を測定した。その結果、密度は2.5g/cmであった。界面をプレカーサー法により改質することにより、非脆性破壊挙動の徴候を示し、破壊応力は110MPaであった。

Density dependence of thermal conductivity of SiC/SiC composites fabricated by CVI

中野 純一; 山田 禮司

Proc. of 2nd IEA/JUPITER Joint Int. Workshop on SiC/SiC Ceramic Composites for Fusion Applications, p.64 - 67, 1997/00

炭化ケイ素(SiC)は、低放射化、及び高温での優れた機械的性質を有し、原子力環境での用途が期待されている。そのため、核融合炉のブランケット及び第一壁用としてSiC複合材料のさまざまな作製法が研究されている。化学気相浸透法(CVI)により作製されたSiC/SiC複合材料がその特性評価のために国内の各研究機関に配布された。原研においては、そのSiC/SiC複合材料の室温から1350Cまでの熱拡散率をレーザーフラッシュ法により測定し、熱伝導度は熱拡散率、比熱、密度から計算した。その値は密度とともに増加した。また、試料の内部状態を調べるためにSEM観察を行い、試料内に多くの気孔が存在することが確認された。これらの気孔を減少させることができれば、熱伝導度はさらに向上すると考えられる。