Notch toughness evaluation of diffusion-bonded joint of alumina dispersion-strengthened copper to stainless steel

西 宏

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.269 - 274, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.011

拡散接合継手のシャルピー衝撃試験の吸収エネルギーが小さい原因を明らかにするため、ステンレス鋼とアルミナ分散強化銅の直接拡散接合継手と金インサートを用いた拡散接合継手について、接合界面部に切欠きを付けた試験片の計装化シャルピー衝撃試験と静的3点曲げ試験を行い、その破壊挙動を比較した。また、有限要素法により引張りとシャルピー試験片の弾塑性解析を行い、両試験片の変形特性の相違を検討した。その結果次の結果を得た。衝撃試験と静的曲げ試験結果は等しく、接合継手の吸収エネルギーの低下は、最大曲げ荷重の低下により起こる。これは、接合継手曲げ試験片の切欠き底では両材の応力-ひずみ特性が異なるため、低強度部材のアルミナ分散強化銅界面近傍に変形が集中するためであり、シャルピー吸収エネルギーの低下は切欠き底の変形が一様でなく、局部的に集中するために起こる。

Mechanical properties of HIP bonded W and Cu-alloys joint for plasma facing components

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01169-8

現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。

Heat load rest of Be/Cu joint for ITER first wall mock-ups

内田 宗範*; 石塚 悦男; 秦野 歳久; Barabash, V.*; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1533 - 1536, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01168-6

ITER第1壁の開発を目的として、Al,Ti,Cuから成る中間層及びCu中間層を用いて製作したベリリウム/銅合金接合体の熱負荷試験を実施し、試験体の健全性を調べた。除熱性能を確認した後に、接合部温度が約200Cとなる熱負荷条件(5MW/m)で15秒加熱,15秒冷却で1000回の熱サイクル試験を実施した。Al/Ti/Cu中間層の試験体は、1000回まで良好な除熱性能を維持したが、Cu中間層を用いた試験体は除熱性能の低下が見られた。試験後、接合部の断面を調べた結果、接合体のコーナー部の接合界面において剥離が確認され、これが熱伝導の低下を招いたものと推定された。

Thermal fatigue damage of the divertor plate

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 49-50, p.343 - 348, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00394-X

サドル型及び平板型断面をもつダイバータ試験体の熱疲労実験について報告する。試験体の冷却管はアルミナ分散強化銅(DSCu)を使用しており、従来の無酸素銅製冷却管に比べ、強度に優れている。実験はITERダイバータ板の熱負荷条件を模擬して、熱負荷5MW/mの下でくり返し加熱を実施した。この結果、試験体の冷却管は約400サイクルの加熱で一部が破損し、冷却水の漏洩が認められた。SEMによる観察では、冷却管内外層にクラッドした無酸素銅皮膜には疲労破面に特有のストライエーションが認められたが、DSCu層には顕著な疲労の痕跡は観察されなかった。DSCu層の破面は無特徴であり、脆性的な破壊の様相が認められたため、冷却水バウンダリを構成する部材としてDSCuを使用するには、特に応力集中部の寿命評価に十分な注意を払う必要があることがわかった。

HIP法によるプラズマ対向機器用W-Cu合金接合技術の開発,2; タングステンとアルミナ分散強化銅の接合

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 秋場 真人

JAERI-Research 2000-006, p.57 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-006.pdf:20.86MB

現在、ITER等の大型トカマク炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてタングステン合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたタングステンと銅合金の接合技術の開発に着手し、現在までにタングステンと無酸素銅の直接接合は母材強度を達成している。今回はタングステンと、ITERのヒートシンク材候補材であるアルミナ分散強化銅との接合試験を行った。その結果、残留応力や酸化物の形成などの理由により、直接接合は困難であることがわかった。しかし、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合に成功した。引っ張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要であることがわかった。このときの強度はタングステン/無酸素銅接合体や1000で処理した無酸素銅の強度をやや上回ることがわかった。

Low cycle fatigue lifetime of HIP bonded Bi-metallic first wall structures of fusion reactors

秦野 歳久; 佐藤 聡; 橋本 俊行*; 喜多村 和憲*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(10), p.705 - 711, 1998/10

https://doi.org/10.3327/jnst.35.705

核融合炉における遮蔽ブランケットの第一壁は、アルミナ分散強化銅の熱シンク層とステンレス鋼の冷却管を拡散接合の一種であるHIP接合により一体化する複合構造を有する。このような異材接合複合構造体の疲労寿命を評価するため、第一壁部分モデルをHIPにより製作し、低サイクル疲労試験を行った。全ての試験片において初期き裂はステンレスの冷却管内部に発生し、これは解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。試験及び解析結果の比較より第一壁HIP構造体の疲労寿命はステンレス母材の疲労データよりも長寿命側であることが明らかとなった。また、第一壁構造体のHIP接合部の疲労寿命も材料試験で得られた疲労データよりも長寿命側であった。このことは、材料試験で得られる設計疲労曲線に基づいた第一壁疲労寿命が十分な安全率を有することを示唆しているものと考えられる。

Diffusion bonding of alumina dispersion-strengthened copper to 316 stainless steel with interlayer metals

西 宏; 荒木 俊光*; 衛藤 基邦

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.505 - 511, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00233-6

ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の拡散接合について、インサート材として金、無酸素銅、ニッケル箔を用いて、インサート材や接合条件が接合強度に及ぼす影響を明らかにした。(1)金インサート材の引張強度は銅やニッケルインサート材より高く、アルミナ分散強化銅母材の強度が得られる。(2)直接接合材のシャルピー強度は母材の20%であるが、金インサート材では衝撃強度を50%まで上昇させることができる。(3)金、銅インサート材ではインサート材中に金属間化合物が生成する。ニッケルインサート材ではカーケンダルボイドが生成し、接合材はこのボイド部より破壊する。(4)銅インサート材では分散強化銅と銅インサート材の界面より破壊する。これは銅同士の拡散速度が小さいため、接合性が悪いためと考えられている。

Development of bonding techniques of W and Cu-alloys for plasma facing components of fusion reactor with HIP method

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 和義; 秋場 真人

Fusion Technology 1998, Vol.1, p.113 - 116, 1998/00

現在、ITER/EDAを始めJT-60SU等の大型トカマク炉の設計ではプラズマ対向材料として高融点タングステン合金の検討が行われている。特にダイバータのアーマ材にタングステンの適用が考えられており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。そこでわれわれは高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing:HIP)法を用いたタングステンと銅合金との接合技術の開発に着手した。その結果、最適接合条件は1000C2h98MPa~147MPaであり、強度はHIP処理した無酸素銅母材とほぼ同じであった。破断箇所は接合界面又は無酸素銅母材側であった。一方、タングステンとアルミナ分散強化銅との接合試験の結果は、アルミナ分散強化銅中に含まれる酸素のために、接合界面にタングステン酸化物が形成されることがわかった。

Influence of brazing conditions on the strength of brazed joints of alumina dispersion-strengthened copper to 316 stainless steel

西 宏; 菊地 賢司

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.281 - 288, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00230-X

ITERの第一壁部に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の接合について、ろう付接合を用いた時の強度を明らかにするため、銀ろうと組成の異なる3種類の金ろうを用い、接合面間隔と接合時間を変えて接合し、それらの継手について引張り、シャルピー衝撃、低サイクル疲労試験を行い、継手強度を明らかにした。その結果、接合強度に及ぼす接合面間隔、接合時間の影響は小さく、ろう材の種類の影響が大きかった。最も高い継手強度が得られたろう材は融点の低い金ろうで、引張強度は分散強化銅母材の強度が得られた。しかしシャルピー衝撃、低サイクル疲労強度は母材より低く、特に衝撃強度は母材の10%しかなかった。この原因は分散強化銅が接合中に溶融・凝固するため、分散していたアルミナが凝集するため、分散強化銅の強度が低下するためであることを明らかにした。

Fracture strengths of HIPed DS-Cu/SS joitns for ITER shielding blanket/first wall

秦野 歳久; 金成 守康*; 佐藤 聡*; 後藤 正宏*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 斉藤 正克*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

Journal of Nuclear Materials, 258-263(PT.A), p.950 - 954, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00122-6

遮蔽ブランケットにおいて製作時や運転時に大きな熱応力が発生すると考えられる銅合金とステンレス鋼の接合部において、破壊じん性試験を実施し、HIP温度の再評価を行った。その結果、1050Cが最も大きなじん性値を得られることがわかった。次にき裂進展試験を実施した。2つの試験片を用意し、1つはノッチ部に接合部、ほかはノッチ部と接合面が垂直なものである。試験の結果よりノッチ部に接合面のあるものはほかのものより早くき裂が進む。これをもとにき裂の進展挙動を観察する試験を実施した。3点曲げや丸棒試験片ともにき裂は接合界面より銅側に5~10mの幅の間を進むことが確認された。よって銅合金とステンレス銅の界材接合部ではき裂進展領域に母材よりも強度の低下が考えられる。この領域を制御することによって高い強度が得られるという結論を得た。