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論文

Effect of helium on irradiation creep behavior of B-doped F82H irradiated in HFIR

安堂 正己; 野澤 貴史; 廣瀬 貴規; 谷川 博康; 若井 栄一; Stoller, R. E.*; Myers, J.*

Fusion Science and Technology, 68(3), p.648 - 651, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.4(Nuclear Science & Technology)

照射下クリープに及ぼすヘリウムの影響を調べるために、F82H鋼およびボロン添加したF82H鋼の圧力管を準備し、573Kおよび673Kにて6dpaまでの中性子照射を行った。照射後、これらの圧力管の径を非接触型レーザーシステムにて測定し、クリープひずみの解析を行った。この結果、573K, 673Kにて照射されたF82H鋼のクリープひずみは約260MPaおよび170MPaの応力までそれぞれ直線的に増加することがわかった。特に673K照射材では、いくらかの$$^{10}$$BN添加F82H鋼のクリープひずみは、ヘリウムの発生しない$$^{11}$$BN添加F82H鋼に比べて増加する傾向にあった。この原因として、ボロンによって発生したヘリウムによりバブルが形成し、わずかなスウェリングが生じたためと考えられる。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:111 パーセンタイル:0.77(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

Consideration on blanket structure for fusion DEMO plant at JAERI

西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.19(Nuclear Science & Technology)

2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。

論文

Tempering treatment effect on mechanical properties of F82H steel doped with boron and nitrogen

大久保 成彰; 若井 栄一; 松川 真吾; 谷川 博康; 沢井 友次; 實川 資朗; 大貫 惣明*

Materials Transactions, 46(8), p.1779 - 1782, 2005/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.83(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合中性子照射がもたらす核変換生成Heと弾き出し損傷の影響を調べるために、B添加した鋼に核分裂炉照射を行う手法がしばしば用いられる。BをF82H鋼に添加すると、靭性が低下する場合があるが、BN化合物を形成するNを同時に添加(F82H+B+N)すること及び、熱処理条件の調整により、Bを添加しない場合と同様な特性とすることができた(前報)。ここでは、F82H+B+N材の引張特性,シャルピー衝撃特性、さらにイオン照射による硬化挙動について報告する。なお、照射硬化の評価には極微小硬さ試験機を用いた。シャルピー試験による延性-脆性遷移温度は、焼き戻し温度が750$$^{circ}$$C(30分)の場合、F82H鋼と同等で約-100$$^{circ}$$Cであったが、焼き戻し温度を低くすると約50$$^{circ}$$C上昇した。このとき、降伏応力も増加を示した。イオン照射による硬さ変化は、この損傷領域では焼き戻し温度によらずほぼ一定であり、これはF82H鋼の場合と同様である。以上のように、F82H+B+N材では、B単独添加やNi添加鋼の場合のような照射による顕著な硬化はみられなかったことから、核分裂炉照射によるHe効果の評価精度向上が期待できる。

論文

Heat treatment effects on microstructures and DBTT of F82H steel doped with boron and nitrogen

大久保 成彰; 若井 栄一; 松川 真吾*; 古谷 一幸; 谷川 博康; 實川 資朗

Materials Transactions, 46(2), p.193 - 195, 2005/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の第一候補材であるF82H鋼において核変換生成物であるHe原子の影響を評価することは重要である。HFIRやJMTR炉でこの影響を評価するための模擬試験材としてF82H鋼にB単独及びB+Nを同時添加した試料を作製した。無添加材と比較して、B単独添加材の靭性は低下したが、B+N同時添加材では低下しなかった。今回は、BとNの添加による靭性の変化と微細組織,結晶(旧オーステナイト)粒径及びB等の元素分布との相関関係を調べた。結晶粒径及び微細組織を評価するために組織観察及びTEM観察を行った。また、B等の元素分布を調べるためにTOF-SIMSによる面分析を行った。光学顕微鏡観察の結果、結晶粒径はB単独添加により増大したが、B+N同時添加では無添加材と同等であった。TEM観察の結果、B添加材中の炭化物のサイズは、他の試料より大きかった。SIMS測定の結果、B添加材では粒界への顕著な局在化が生じ、B+N同時添加によりこの局在化は抑えられる傾向を示した。以上の結果から、B添加材のDBTT上昇の原因は、Bの局在化及び炭化物の粗大化によるものと考えられる。B+N同時添加によりBは均一に分散したことから、中性子場の模擬試験材として使用可能である。

論文

Extra radiation hardening and microstructural evolution in F82H by high-dose dual ion irradiation

安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 松川 真吾; 内藤 明*; 實川 資朗; 岡 圭一郎*; 田中 典幸*; 大貫 惣明*

JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.159 - 161, 2004/11

ブランケット構造材料の候補材料である低放射化フェライト鋼では、照射による靭性の低下(延性脆性遷移温度の上昇)が重要な課題となっている。本研究では、低放射化フェライト鋼F82Hに対して、照射硬化が、靭性の低下と大きな関連を有することに着目し、特にヘリウムによる硬化促進及び高照射量での硬化挙動について、TIARAによる多重ビーム照射を用いて調べた。まずヘリウムがない場合における、照射硬化の照射量依存性を調べた結果、633Kにおいては、30dpaまで硬化は増加する傾向にあるが、それ以上の照射量においては飽和傾向を示すことが明らかとなった。さらに同照射温度にて、ヘリウムが照射硬化の促進に及ぼす影響について、ヘリウム注入比を10/100appmとしてそれぞれ比較した結果、1000appmを超えるとわずかな硬化の促進が見られるが、約3300appm(ヘリウム注入条件100appmHe/dpa)の場合においては、20%程度の硬化量の促進が生じることがわかった。

報告書

低放射化フェライト鋼開発の最近の成果; 日米HFIR共同照射実験第4期計画及び関連研究の中間報告

物質科学研究部; 核融合工学部(東海駐在)

JAERI-Review 2004-018, 97 Pages, 2004/08

JAERI-Review-2004-018.pdf:18.92MB

低放射化フェライト鋼F82H及び数種の類似鋼を対象に、ここ数年間に渡り照射挙動の評価を精力的に実施してきた。この結果、使用下限温度の明確化と照射による劣化への対策等を得ることを目指す高照射量実験について、(1)弾き出し損傷にして20dpaまで、延性脆性遷移温度(DBTT)の上昇への照射効果の評価を達成し、また、同位体調整したニッケルやホウ素の微量添加手法を用い、(2)DBTT上昇へのHe原子の助長効果についての実験的解析を進め、さらに、(3)高温高圧水中低速引張試験により、環境割れへの照射効果等の概要を得ることができた。加えて、照射後試験装置の開発や関連研究の進捗が得られた。本報告書は、これらの結果をまとめたものである。なお、得られた結果は、低放射化フェライト鋼が核融合炉への使用に対し高い適合性を持つことを示している。

論文

Effects of heat treatment process for blanket fabrication on mechanical properties of F82H

廣瀬 貴規; 芝 清之; 沢井 友次; 實川 資朗; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.324 - 327, 2004/08

 被引用回数:53 パーセンタイル:4.43(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合発電実証プラントにおける増殖ブランケット製作技術開発の一環として、製造プロセスにおける熱履歴が低放射化フェライト鋼の材料特性に及ぼす影響について評価を行った。低放射化フェライト鋼に対して、熱間等方圧加圧(HIP)相当の熱履歴与えたところ、0.04%のTaを含むF82H鋼は1313K以上のHIP相当熱処理により結晶粒の粗大化が認められたが、F82H-0.1%Ta添加材では粒成長が抑制された。これは粒成長が粒界の移動を阻害する炭化物(TaC)の溶解によるものであることを示唆している。より高温における接合を考慮した場合、1373K以下での熱処理では、炭化物の分布状況に起因する熱処理以前の粒径の影響が残っていることから、接合処理後の細粒化には、均質化及びTaCの溶解温度以下での焼きならしの2段階の熱処理が必要である。F82H鋼においては、1423K以上における均質化、並びにTaC溶解温度以下($$sim$$1243K)での焼きならし処理により、加工を伴うことなく結晶粒度7程度の細粒組織が得られることを確認した。

論文

Microstructure property analysis of HFIR-irradiated reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 橋本 直幸*; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*; Sokolov, M. A.*; 芝 清之; 實川 資朗; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.283 - 288, 2004/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:23.11(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は、核融合炉ブランケット構造材料の候補材料である。これまでの研究により、300$$^{circ}$$C5dpaの中性子照射による鋼の延性脆性遷移温度がF82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)に比べて、ORNL9Cr-2WVTa及びJLF-1(Fe-9Cr-2W-V-Ta-N)が小さいことが明らかになっている。これらの違いは、照射硬化の影響のみでは説明することができない。また一方、Cr量の違いとして解釈できるものでもない。本研究では、これらの鋼の衝撃特性変化の違いについて、その要因を探るべく、微細組織解析を行った、その結果について報告している。

論文

Impurity release and deuterium retention properties of a ferritic steel wall in JFT-2M

小川 宏明; 山内 有二*; 都筑 和泰; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 河西 敏; 草間 義紀; 山口 薫*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.678 - 682, 2004/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.32(Materials Science, Multidisciplinary)

JFT-2Mでは原型炉の構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼(F82H)を段階的に真空容器内に設置して高性能プラズマとの適合性を試験する「先進材料プラズマ適合性試験」を実施している。フェライト鋼はその化学的特性(錆びやすい)から酸素不純物の増加が懸念されている。また、重水素保持特性に関してはこれまで十分なデータの蓄積がない。そこで、フェライト鋼を真空容器内壁の20%に設置した場合と全面に設置した場合の不純物挙動を分光診断で測定した。その結果、真空容器内壁全面に設置した場合であっても、プラズマが直接相互作用をしない位置に設置した場合では、不純物放出が大きな問題とならないことを示す結果を得た。また、フェライト鋼の重水素保持特性では、重水素はおもに酸化層に吸蔵され、機械研摩等により酸化層を除去した状態では、構造材として広く用いられているSUS-316Lと同様であることを示す結果を得た。

論文

Investigation of compatibility of low activation ferritic steel with high performance plasma by full covering of inside vacuum vessel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 栗田 源一; Bakhtiari, M.; 小川 宏明; 星野 克道; 河西 敏; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.721 - 725, 2004/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:52.27(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は核融合原型炉のブランケットの有力な候補材料であるが、強磁性体であり不純物の吸蔵量も大きいことから高性能プラズマとの共存性の実証が不可欠である。JFT-2Mにおいては、原研炉のブランケット壁を模擬するため、真空容器の内壁全面にフェライト鋼を設置し、適合性試験を行っている。プラズマ生成,制御に関しては、フェライト鋼によって生成される磁場が、外部磁場の10%程度であることを示し、トカマクプラズマが既存の制御系で生成可能であることを示した。さらに、原型炉においても、制御に対する影響はJFT-2Mと同程度と予測されることを示した。また、原型炉で想定されている高規格化ベータプラズマに対する適合性を調べる実験を行い、フェライト鋼壁の存在下でも壁無しの安定化限界に近い、規格化ベータ3.3程度のプラズマが生成できることを実証した。この配位をベースにしてプラズマを全体的に弱磁場側の壁に近付けたところ、ディスラプション直前のモードの成長速度が壁の時定数程度(数ms)まで低減した。これは壁安定化効果の存在を示唆する。その他、低ベータでのロックトモード,Hモード遷移等にも悪影響は観測されておらず、フェライト鋼の原型炉への適用に対し、明るい見通しを与える結果が得られた。

論文

Reduced activation martensitic steels as a structural material for ITER test blanket

芝 清之; 榎枝 幹男; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.243 - 247, 2004/08

 被引用回数:47 パーセンタイル:5.63(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は日本では核融合炉ブランケット構造材の最有力候補として研究開発が進められている。その開発段階の一つとして、日本のITERテストブランケットは低放射化フェライト鋼F82H鋼を使って製作する予定である。ITERテストブランケットは構造材料は280$$sim$$330$$^{circ}$$Cで約3dpaの中性子照射を受けることになる。またITERはパルス運転となるため、照射下での疲労特性も重要な問題である。さらにテストブランケットはHIPにより製造される予定であることからHIP継手の照射特性についても調べる必要がある。F82H鋼に関してはこれまでに多くの照射,非照射データが取得されており、既にデータベースが構築されている。これらのデータベースからF82H鋼のITERテストブランケット構造材としての適合性を検討するとともに今後どのようなデータを整備する必要があるのかについても議論する。

論文

Effect of initial heat treatment on tensile properties of F82H steel irradiated by neutrons

若井 栄一; 田口 富嗣; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; 高田 文樹

Materials Transactions, 45(8), p.2638 - 2640, 2004/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の第一候補材料である低放射化フェライト鋼の照射硬化に及ぼす熱遍歴効果を調べた。本研究ではF82H鋼を用いて、焼きならしを1040$$^{circ}$$Cで30分行った後、焼きもどしの温度と時間を変数にして、照射前後の引張り特性変化を調べた。焼きもどしの条件は750$$^{circ}$$C, 780$$^{circ}$$C, 800$$^{circ}$$Cの各温度で30分の熱処理した場合と750$$^{circ}$$Cで30分から10時間まで変化させた場合の試料を用意した。照射はJMTR炉で約250$$^{circ}$$Cにて1.9dpaまで照射した。引張試験にはSS-3タイプの微小試験片を用いて室温から400$$^{circ}$$Cまで試験した。また、照射前の微細組織をTEM観察した。その結果、この低照射量域での照射硬化の変化は焼きもどしの温度の低下とその時間の短縮に伴って減少する傾向にあることがわかった。また、この照射硬化量の低下の原因は焼きもどしの温度と時間によって変化する固溶炭素濃度の低下によって生じる欠陥クラスター形成の減少と転位密度の増加による欠陥クラスターの成長速度の低下によると考えられる。

報告書

核融合炉第一壁の健全性

栗原 良一

JAERI-Tech 2004-052, 39 Pages, 2004/07

JAERI-Tech-2004-052.pdf:2.1MB

核融合動力炉の設計において、コンパクトな炉で高い核融合出力を達成しようとすれば、プラズマから第一壁やダイバータ板上に数MW/m$$^{2}$$の熱流束と高速中性子束が作用する。その場合、第一壁表面や材料中に微小き裂が発生する可能性は十分考えられる。微小き裂が疲労やクリープなどによって有意な寸法のき裂に成長した場合、第一壁の構造健全性は非常に低くなる。第一壁内をき裂が貫通すれば、核融合炉の安全性を脅かす要因の一つになりうる。本報では、このような使用環境にさらされるフェライト鋼またはSiC/SiC複合材料で製造した核融合炉第一壁が抱える構造健全性上の課題を整理した。

論文

Design optimization study of the JT-60 superconducting coil modification

松川 誠; JT-60SC設計チーム

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1399 - 1404, 2004/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:70.09(Engineering, Electrical & Electronic)

将来の核融合炉を魅力的なものとするためには、プラズマの定常高ベータ化研究や、低放射化フェライト鋼とプラズマとの適合性試験などを推進する必要がある。これらの観点に立って、我が国においてはトカマクでの核融合研究をJT-60装置において重点的に実施することが、文部科学省の科学技術・学術審議会で合意されている。平成14年度の装置設計案をベースに、プラズマ形状やダイバータ配位等についてより広い運転パラメータへ拡張できる装置としての柔軟性を確保するため、クライオスタットの形状を改善して、既存NBIタンクとの空間干渉が回避できる範囲でトロイダル磁場コイルのサイズを最大化した。これにより、オープンダイバータ配位においては、アスペクト比2.8を実現した。今回の最適化検討で特筆すべきことは、可能な限り高い電流密度で運転することで、超伝導線材の利用率を向上させることにより、使用する超伝導線材の総量をむしろ減少させたことである。講演では、本装置の超伝導マグネットシステムを中心にして、装置全体の設計最適化についても述べる。

論文

Analysis of Ta-rich MX precipitates in RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; 橋本 直幸*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.33 - 36, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく、優れていることから、これらの相違をミクロな観点から明らかにする目的で、析出物の分布を解析するために、各種フェライト鋼(F82H-IEA, F82H HT2, JLF-1とORNL9Cr)非照射材より抽出レプリカ試片を準備した。これらの試片について、TEMにより析出物のサイズ分布、SEMにより化学組成の解析が行われた。さらに、後方散乱電子像は、Ta-richな析出物をほかの析出物と分離するのに効果的であることを示した。F82Hについては、主な析出物はM23C6であり、形状は丸状である。一方、JLF-1とORNL9Crでは、析出物は細長い形状であった。MX析出物に関しては、F82Hではほとんど見られないが、非常に大きく、Tiを含んでいた。対照的にJLF-1とORNL9Crでは多くの微小なMX析出物が観察された。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく優れているが、これらの違いの一因に、Taリッチの析出物(MX系析出物)の存在形態がかかわっている可能性を指摘した。

論文

Analysis of extraction residue of HFIR 11J-irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.30 - 32, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11J照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料について抽出残渣法によって得られた析出物のX線回折の解析を世界で初めて実施し、さらに照射によって生じた析出物に関する変化を調べるために、これらの析出物量の変化の測定が行われた。測定には2つの異なるフィルター(細かいものと粗いもの)が析出物の大きさから照射による影響を明らかにするために用いられた。同様に、これらは比較のため非照射材に関しても行われた。その結果、照射によってF82H, Ni添加F82H, JLF-1, ORNL9Crについては大きい析出物量は増加し、またJLF-1では微細な析出物が消滅していたが、Ni添加F82H鋼においては、微細な析出物の増加が見られた。以上の結果から、非照射下では変化が生じない温度域(300$$^{circ}$$C)であっても、照射下では顕著な変化が析出物分布に現れることが示された。

論文

X-ray diffraction analysis on precipitates of 11J irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Payzant, E. A.*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.37 - 40, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11Jキャプセルで照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料の抽出残渣試料を対象とした、X線回折分析(XRD)による析出物解析を世界で初めて行った。さらに非照射材と時効材も同様に調べられた。その結果、M23C6の明瞭なピークはすべての試片について見られたが、特に照射後靭性の良好な鋼(JLF-1, ORNL9Cr)では、照射前に顕著であったTaリッチ析出物(MX系析出物)のピークが、照射後に消滅していることがわかった。このことからJLF-1やORNL9Crが照射後靭性特性に優れている理由として、照射によりTaリッチ析出物が分解され、Taが強制固溶したことによる可能性を指摘した。

論文

On the effects of fatigue precracking on the microstructure around precrack in 1TCT fracture toughness specimen of F82H-IEA

谷川 博康; 橋本 直幸*; Sokolov, M. A.*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.58 - 60, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。低放射化フェライト鋼の延性脆性遷移温度評価はマスターカーブ法による評価が中心となるが、F82H鋼の評価においては、遷移温度領域において特異な低靭性データが得られることが問題となっており、本研究によって、その原因と解決法が示唆された。まず予亀裂周辺のミクロ組織は、光学顕微鏡,SEM,方位像顕微鏡(OIM),TEMによって観察された。この一連のクラック前方周辺のTEM試片はFIB加工によって作製された。さらに試験後の破面観察も行われた。光学顕微鏡観察の結果、疲労予亀裂の形成は、始め直線的であるが、そのあと旧オーステナイト粒界に沿って進み、最終端では、2$$sim$$3の方向に分かれている傾向にある。SEMとOIMの結果より、予亀裂周辺と予亀裂前方のミクロ組織は、典型的なF82H鋼の疲労組織に見られるようなセル構造を呈していた。さらにクラック前方の領域から得られたTEM像と、逆極点図形は、この構造変化を支持するものである。予亀裂の分離や予亀裂前方のセル構造は、破壊靭性に影響することから、粗大な旧オーステナイト粒を持つ鋼の場合、疲労予亀裂の影響が遷移温度領域における特異な低靭性として現れやすい可能性があることを指摘した。

論文

High performance tokamak experiments with a ferritic steel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 木村 晴行; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 星野 克道; Bakhtiari, M.; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 43(10), p.1288 - 1293, 2003/10

 被引用回数:38 パーセンタイル:24.34(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、原型炉のブランケット構造材料の候補である低放射化フェライト鋼とプラズマとの適合性を調べる実験を進めてきている。昨年度にはフェライト鋼内壁を真空容器内に全面的に設置する作業を行い、今年度より実験を開始している。プラズマ生成,制御は問題なく行われ、金属不純物の放出も検出限界以下であった。改善閉じ込め(Hモード)も実現され、そのしきいパワーもこれまでと同等であった。プラズマ安定性に関してもこれまでの所悪影響は観測されておらず、規格化$$beta$$が3を超える放電との共存性も示された。高速イオンのリップル損失に関しても顕著な低減が実証された。以上のように、フェライト鋼の悪影響は小さく、有望な結果を得ている。JFT-2Mでは、その他にも先進的、基礎的な研究を行っている。先進的粒子供給手法であるコンパクトトロイド(CT)入射実験においては、再現性よくプラズマ中へ入射が行われ、CT入射に伴う密度の急上昇が初めて明確に観測された。

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