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論文

Perspective of negative triangularity tokamak as fusion energy system

菊池 満; Medvedev, S.*; 滝塚 知典*; Fasoli, A.*; Wu, Y.*; Diamond, P. H.*; Duan, X.*; 岸本 泰明*; 花田 和明*; 他41名*

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P4.179_1 - P4.179_4, 2015/06

核融合炉における熱粒子制御は挑戦的課題である。定常的な熱負荷とエルムによる過渡的熱負荷を緩和する新しい方策として負三角度トカマクを評価している。これまで、負三角度は磁気丘であるにもかかわらず、ダブルヌルでは炉に使えるレベルの規格化ベータ値3以上が安定であることを見いだしている。本論文では、シングルヌル平衡配位とその理想電磁流体安定性を報告する。

論文

Actively convected liquid metal divertor

嶋田 道也; 廣岡 慶彦*

Nuclear Fusion, 54(12), p.122002_1 - 122002_7, 2014/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:15.86(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電極に印加する電圧は数ボルト程度で十分であること、隣接するダイバータ・モジュールの間に絶縁版を設置し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極あたりの電流は数アンペアに抑制できることを示した。この初期的解析により、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。

論文

Vapor species evolved from Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ heated at high temperature under various conditions

星野 毅; 安本 勝*; 土谷 邦彦; 林 君夫; 西村 秀俊*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.555 - 559, 2006/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.25(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、高温領域でLiの蒸気圧が高いことが知られているが、さまざまな雰囲気中における確立したデータは存在しない。そこで、トリチウム回収の際の使用候補となる各種スイープガス雰囲気中における蒸発蒸気種の平衡蒸気圧を測定し、スイープガス組成によるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の蒸発特性への影響を調べた。スイープガス中に水素または水蒸気を添加した結果、Liを含む蒸気種の蒸気圧は、添加しない場合と比較し、約一桁高くなることがわかった。また、Liの平衡蒸気圧の温度依存性を調べた結果、Liの蒸発が始まる温度は、水素または水蒸気を添加したスイープガス雰囲気中においては約973K、真空または酸素を添加した雰囲気中においては約1273Kであることが明らかとなった。さらに、測定後の試料を観察した結果、水素雰囲気中にて測定した試料は白色から深青色と変化し、還元反応による構造変化も起きることがわかった。

論文

Evaluation of contact strength of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebbles with different diameters

土谷 邦彦; 河村 弘; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1065 - 1069, 2006/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:43.29(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットには、燃料であるトリチウムを造るためにリチウム含有セラミックスが微小球形状(直径0.3$$sim$$2mm)として充填される。この微小球の各種特性(物理・化学的特性,熱的特性,機械的特性,照射特性等)を把握することは、ブランケットを設計するうえで必要不可欠である。このため、ヘルツの公式を用いて、YTZ(高強度ジルコニア)ボール及びLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の接触応力を求め、微小球の圧潰特性を評価した。直径の異なるYTZボールの最大接触圧力の評価を行った結果、球面と半無限平板の接触として取扱うことにより、セラミックス材料でも本公式で評価可能であることがわかった。次に、リチウム含有セラミックスである理論密度80$$sim$$85%TDの直径の異なるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球を評価した結果、接触応力は約6,000$$sim$$8,000N/mm$$^{2}$$の範囲であり、微小球直径にかかわらず、ほぼ一定であることがわかった。また、製造法の異なるカナダ製Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の最大接触圧力も同じであること,$$^{6}$$Li同位体比の違いによる最大接触圧力の違いもないこと等が明らかになった。

論文

Experiment and analyses for 14 MeV neutron streaming through a dogleg duct

山内 通則*; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 和田 政行*; 佐藤 聡; 西谷 健夫

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.542 - 546, 2005/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.02(Environmental Sciences)

核融合炉にはRF加熱ポートや計測用プラグ周りの間隙等、屈曲を設けた放射線ストリーミング経路が幾つかあり、遮蔽設計上の問題となる。モンテカルロ計算はストリーミング効果の詳細評価に重要であるが、一方簡易計算はストリーミング効果を軽減するための設計オプションの選定に有効である。実験と解析によりこれらの計算法の信頼性を評価した。実験は原研FNSの14MeV中性子源により、高さ170cm,幅140cm,厚さ180cmの遮蔽体に断面が30cm$$times$$30cmの2回屈曲ダクトを設けた体系で行った。モンテカルロ計算は実験体系,線源周り構造体、及び実験室を詳細にモデル化し、MCNP/4CコードとFENDL/2及びJENDL-3.3ライブラリーを用いて行った。実験値との差は30%以内であった。簡易計算はDUCT-IIIコードによって行った。その結果は屈曲によるストリーミング成分の変化を良好に再現し、充分な信頼性を持つことを確認した。すなわち、モンテカルロ計算法とともに簡易計算法もまた遮蔽設計評価のために有効な役割を果たすと期待できる。

論文

Confinement of alpha particles in a low-aspect-ratio tokamak reactor

谷 啓二; 飛田 健治; 飯尾 俊二*; 筒井 広明*; 西尾 敏; 青木 尊之*

電気学会論文誌,A, 125(11), p.938 - 942, 2005/11

低アスペクト比トカマク炉VECTORにおけるアルファのリップル損失を軌道追跡モンテカルロコードを用いて検討した。リップル損失は、アスペクト比は小さくになるにしたがって急激に減少する。このため、VERCTORではアルファ粒子は非常によく閉じ込められる。低アスペクト炉における良好なアルファ粒子閉じ込めにより、プラズマ外側端近傍の真空容器に冷却機構を設け、トロイダル磁場コイル内径を30%程度大きくすることで、トロイダル磁場コイル数を6程度まで削減できることがわかった。

論文

Effects of gelation and sintering conditions on granulation of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebbles from Li-Ti complex solution

土谷 邦彦; 河村 弘; Casadio, S.*; Alvani, C.*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.877 - 880, 2005/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:15.12(Nuclear Science & Technology)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球が、日本及び欧州の核融合炉用ブランケット設計に提案されている。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の製造に関して、低コスト大量製造,リチウムの再利用の観点から湿式法やゾルゲル法が有望である。これまで、直接湿式法によるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の予備製造試験を行い、微小球の焼結密度は80-85%T.D.に達したものの、結晶粒径及び真球度は満足したものではなかった。このため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の溶解や凝固剤中への滴下効果及びゲル球の乾燥や焼結の効果を調べた。溶解試験では、2種類の30%-H$$_{2}$$O$$_{2}$$及び30%-H$$_{2}$$O$$_{2}$$+C$$_{6}$$H$$_{8}$$O$$_{7}$$とも、溶解温度を60-100$$^{circ}$$Cにすることにより、溶解率は97%以上であった。これらの溶解液を濃縮し、凝固剤として用いたアセトン中に滴下した結果、30%-H$$_{2}$$O$$_{2}$$+C$$_{6}$$H$$_{8}$$O$$_{7}$$で溶解した溶液を用い、25$$^{circ}$$Cのアセトン中に滴下した時、ゲル球が生成することがわかった。TG-DTA分析及びX線回折の結果、600$$^{circ}$$Cまでに4つのピークが観察されるとともに、得られた物質はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$であることが明らかになった。

論文

Behavior on Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ under varied surface condition

Olivares, R.*; 小田 卓司*; 大矢 恭久*; 田中 知*; 土谷 邦彦

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.765 - 768, 2005/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.84(Nuclear Science & Technology)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材の第1候補材として有望視されている。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム放出挙動を把握するため、表面における水素同位体の状態や水分の吸脱着特性を明らかにする必要がある。このため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面での水分吸脱着特性,水素同位体の化学状態及び表面の酸化還元状態を調べた。その結果、前処理を施していない試料に対してArスパッタリングを行ったLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面は、LiとOが選択的にスパッタされ、Li組成比の減少,Ti$$^{4+}$$のTi$$^{3+}$$への還元が観察された。その後の加熱実験では、473K以上の温度からTiの酸化及びLi空孔の回復が起こり、673Kで完全になる。一方、加熱後の水蒸気曝露により、水は解離吸着した。以上より、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面のLi及びOの空孔は、H$$_{2}$$Oの吸着を起こすこと、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面はTiO$$_{2}$$に近い状態であることがわかった。

論文

Non-stoichiometry of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ under hydrogen atmosphere condition

星野 毅; 土谷 邦彦; 林 君夫; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 高橋 洋一*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.939 - 943, 2005/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.6(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、良好なトリチウム放出特性を維持するために高温使用時における結晶粒の成長を抑制すること,水素雰囲気で使用されることに伴う構造変化への影響が少ないことが必要とされている。本研究では、結晶粒成長抑制材としての効果を示した酸化物(ZrO$$_{2}$$, CaO, Sc$$_{2}$$O$$_{3}$$)を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の結晶構造をエックス線回折測定にて解析するとともに、熱天秤を用い、水素雰囲気中におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の非化学量論性を調べた。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に酸化物を添加することにより、CaO添加はLi$$_{2}$$Ti$$_{1-x}$$O$$_{3}$$+CaTiO、ZrO$$_{2}$$添加はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$+ZrO$$_{2}$$の二相混合物となり、Sc$$_{2}$$O$$_{3}$$添加はLi$$_{2-x}$$Ti$$_{1-y}$$Sc$$_{y}$$O$$_{3-z}$$の単一相となることを明らかにした。さらに、これらの試料は水素雰囲気中では還元され、酸素欠陥による重量減少がみられた。各試料の1mol あたりの酸素欠損量はCaO添加$$<$$無添加$$<$$ZrO$$_{2}$$添加$$<$$Sc$$_{2}$$O$$_{3}$$添加の順となり、酸化物の添加はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の結晶粒成長を抑制するだけでなく、水素雰囲気中における酸素の欠損量にも大きな影響を与えることを解明した。

論文

Control of particle size and density of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebbles fabricated by indirect wet processes

土谷 邦彦; 河村 弘; 高山 智生*; 加藤 茂*

Journal of Nuclear Materials, 345(2-3), p.239 - 244, 2005/10

 被引用回数:33 パーセンタイル:7.72(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケットで用いられるトリチウム増殖材として、取扱いの容易さ,トリチウム放出特性等の観点からリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球が有望視されている。一方、微小球充填率の向上等から、大小2種類の直径を有するLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球が求められている。そのため、間接湿式法のうち、脱水型ゲル化法及び置換型ゲル化法を考案し、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の製造試験を行った。その結果、焼結後の微小球の直径を$$phi$$0.2$$sim$$2.0mmに制御することができた。また、製造目標値である焼結密度80$$sim$$85%T.D.及び結晶粒径5$$mu$$m以下であるとともに、化学形,化学分析値等の特性も十分満足できる結果となった。以上より、JMTRで実施する照射試験用Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の製造に見通しが得られた。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,8; トリチウムを扱う燃料循環システム,気体状トリチウム燃料の取扱い技術

深田 智*; 林 巧

日本原子力学会誌, 47(9), p.623 - 629, 2005/09

核融合炉の燃料処理技術については、なぜ重水素とトリチウムを燃料として使用し循環処理する必要が有るのか、どのようにプラズマ排ガスから水素同位体を精製し、重水素やトリチウムを同位体分離し、効率よく貯蔵(供給)するのかを解説する。また、トリチウムの安全取扱技術についても、その性質や安全取扱の考え方を整理し、万一の想定異常時にいかに検知し、除去し、その除去したトリチウム(トリチウム水)を処理するのかを解説する。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,7; 核融合炉を成立させる最適な材料,過酷な照射条件に耐える新材料の開発最前線

長谷川 晃*; 土谷 邦彦; 石塚 悦男

日本原子力学会誌, 47(8), p.536 - 544, 2005/08

本講座は、核融合以外の分野の方々に核融合開発の現状と今後の展望について理解を深めてもらうために、原子力学会誌に連載されるものである。本原稿では、「第7章 核融合炉を成立させる最適な材料」のうち、トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料について記載する。

報告書

Li depletion effects on Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ reaction with H$$_{2}$$ in thermo-chemical environment relevant to breeding blanket for fusion power plants

Alvani, C.*; Casadio, S.*; Contini, V.*; Giorgi, R.*; Mancini, M. R.*; 土谷 邦彦; 河村 弘

JAERI-Review 2005-024, 28 Pages, 2005/07

JAERI-Review-2005-024.pdf:5.73MB

本報告書は、国際エネルギー機関(IEA)の「核融合炉工学に関する協力研究協定」に基づいて実施した固体増殖ブランケット開発に関するサブタスクグループの成果をレビューした報告書である。このサブタスクグループ(タスクF及びWG-F)は、欧州と日本の間で2000年から2004年に行われ、熱化学環境下での水素とチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)との反応におけるリチウム減損効果について研究を行った。

論文

Local bonding states of ion-irradiated graphite characterized by photon-stimulated desorption (PSD) spectroscopy

関口 哲弘; 馬場 祐治; 下山 巖; Nath, K. G.

Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 144-147, p.437 - 441, 2005/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:80.06(Spectroscopy)

表面における配向を化学結合種ごとに分析する新しい実験手法を開発した。偏光NEXAFS法はX線吸収スペクトル測定により表面の結合状態や配向方向を決定する手法である。軟X線領域ではX線吸収測定のためには通常全電子収量を測定する。本研究においては放射光励起に起因する脱離イオンの質量分析を行い、X線励起エネルギー依存性及びその偏光依存性を測定することにより個々の化学結合について配向解析を行う実験を試みた。系としては核融合第一壁において重要とされる重水素イオン照射グラファイトを用い、脱離するH$$^{+}$$及びD$$^{+}$$イオンを観測した。また高配向グラファイト単結晶を出発物質として使い照射による配向の乱れを観測した。電子収量はC-HとC-Dの平均構造を与えるのに対し、D$$^{+}$$収量は照射により生じたC-D結合周辺のみの局所構造を与える。H$$^{+}$$は未照射領域のC-H結合の情報を与える。

論文

Estimation of radioactivities in the IFMIF liquid lithium loop due to the erosion and corrosion of target back-wall

山内 通則*; 竹村 守雄*; 中村 博雄; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; Simakov, S. P.*; 杉本 昌義

Fusion Science and Technology, 47(4), p.1008 - 1011, 2005/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

IFMIFリチウムループ中では、強力な中性子に照射されたターゲット背壁の放射化と腐食により大量の放射性腐食生成物が発生する。原研で開発された放射化計算コードACT-4, FENDLに基づく核融合炉用放射化断面積ライブラリー及び加速器用放射化断面積ライブラリーIEAF-2001を用いてその量を計算した。その結果、リチウム中の放射性腐食生成物は反応生成物Be-7に比べて非常に少ないことがわかったが、あいにくループの内壁に対する沈着挙動等リチウム中での腐食生成物の化学的特性データがほとんどない。そこで、1年間の運転によりリチウム中に発生した放射性腐食生成物の100%沈着を想定してリチウム配管周りの空間線量率を評価したところ、配管表面での作業のためには1年ほど冷却を待たないと許容線量率以下にならないことがわかった。したがって、保守作業のためには、放射性腐食生成物についても効率の良いリチウム浄化装置が必要である。

報告書

Low temperature tritium release experiment from lithium titanete breeder material

土谷 邦彦; 河村 弘; 中道 勝*; 佐川 尚司

JAERI-Tech 2005-013, 56 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-013.pdf:6.4MB

核融合炉ブランケットを設計するためには、微小球を用いたブランケット構造体の中性子照射試験に関する工学的データが必要不可欠である。工学的データのうち、トリチウム生成・放出特性は、最も重要なデータの1つである。このため、トリチウム増殖材の候補材であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球からのトリチウム生成・放出試験をJMTRを用いて行い、トリチウム放出特性に対するスイープガス流量,照射温度,スイープガス中の水素添加量等の効果について調べた。本試験において、100$$sim$$140$$^{circ}$$CでLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からの生成トリチウムの放出が始まり、照射温度の上昇とともにトリチウム放出量が増加した。また、トリチウム放出は、定常状態ではスイープガス流量に影響されないこと、及びスイープガス中の水素添加量に影響されることがわかった。なお、本報告書は、ITER工学設計報告書に対して補筆を行ったものである。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,4; 核融合炉の状態を診断し、最適に制御するシステム

栗原 研一

日本原子力学会誌, 47(3), p.200 - 207, 2005/03

日本原子力学会誌の連載講座「よくわかる核融合炉のしくみ」の第4章「核融合炉の状態を診断し、最適に制御するシステム」として、トカマク型核融合炉を想定したプラズマ制御システムの解説を、以下の8つの観点から行っている。(1)プラズマ計測制御はおおよそどこまで来たか?,(2)プラズマの制御と閉じ込め性能の関係はどうなっているのか?(3)プラズマ計測と制御の密接な関係は?,(4)力学的平衡状態のプラズマ制御はどんなものか?,(5)プラズマ形状や電流分布をどう知りどう操るのか?,(6)密度制御,核融合反応率(中性子発生率)制御、などの方法は?,(7)異常時のプラズマ停止制御や不安定性回避制御の技術レベルは?,(8)計測制御システムはどう作るか?

論文

Optimization study on the normal conducting center post for the low aspect ratio tokamak reactor

Song, Y.*; 西尾 敏

Fusion Engineering and Design, 72(4), p.345 - 362, 2005/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.6(Nuclear Science & Technology)

中心ソレノイドコイルのないトカマク炉の常伝導トロイダル磁場コイルの許容電流密度を合理的に増加させる新方式について論じたものである。最重要課題は電磁力である。トロイダルコイルのクリティカルな部位はトーラス中心領域の直線部である。これは、この部位が強磁場環境に置かれることと空間的に制約され支持部材の導入が困難なためである。全トロイダルコイルでこの部位は一本の柱状をなし中心ポストと呼ばれ、ここでの荷重形態は中心力によるピンチ力とフープ力による引っ張り力である。この両荷重形態は相乗して応力強さを増加させることになり、コイル許容電流が著しく制限される。応力強さを軽減する目的で中心柱に上下方向からフープ力を相殺する以上の圧縮荷重を加える。この場合、圧縮荷重は座屈によって制限されるとした。この圧縮荷重を最適化することで電磁力の観点からコイル許容電流を2倍以上増加できることを明らかにした。また中心ポストの幾何形状によってはジュール発熱の除熱性能が許容電流密度を決定する。この場合でも従来比で6割程度の電流密度の増加が見込めることを明らかにした。

論文

核融合炉設計のためのプラズマの性質

鎌田 裕

日本原子力学会誌, 47(1), p.45 - 52, 2005/01

核融合炉の設計に必要なトカマク炉心プラズマの性質を解説する。炉心プラズマの基本構成と熱・粒子の収支を概観し、閉じ込め特性,安定性,電流駆動,第一壁熱負荷,ディスラプション回避・緩和、等の要素性能に関して要求される性能と、これまでの達成度を述べる。さらに、炉心プラズマにとって最も重要な視点が「総合性能」の向上であり、そのためには自律性の高い燃焼・高ベータプラズマにおける複合制御が必要であることを述べる。

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。

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