doi:10.1016/j.jnucmat.2018.05.045

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Welcome to QST-Repository where we accumulates and discloses the academic research results(Journal Publications, Conference presentation, Research and Development Report, Patent, etc.) of the members of National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology.
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原著論文

Permalink : http://id.nii.ac.jp/1657/00049284/

Japanese activities of the R&D on silicon carbide composites in the broader approach period and beyond 利用統計を見る

アイテムタイプ	学術雑誌論文 / Journal Article
言語	英語
著者	Nozawa Takashi Ozawa Kazumi Park ChangHo Park Joon-Soo Kohyama Akira Hasegawa Akira Nogami Shuhei Hinoki Tatsuya Kondo Sosuke Yano Toyohiko Shibayama Tamaki Tsuchiya Bun Shikama Tatsuo Nagata Shinji Tanaka Teruya Iwakiri Hirotomo Yamamoto Yasushi Konishi Satoshi Kasada Ryuta Kondo Masatoshi Kunugi Tomoaki Yokomine Takehiko Ueki Yoshitaka Okubo Nariaki Taguchi Tomitsugu Tanigawa Hiroyasu
抄録	The R&D on SiC/SiC composites under the broader approach (BA) activities between Japan and the EU for fusion DEMO developed a fundamental database of mechanical (Task-1) and physical/chemical (Task-2) properties, with a primary target of the application of SiC/SiC composites as functional structure to be used in the dual coolant breeding blanket concept. This paper aims to summarize previous 10-years activities of the R&D of Japan and to provide the key deliverables toward the DEMO design. In Task-1, good creep and fatigue durability were first demonstrated. Besides, in-plane and inter-laminar strength anisotropy maps at elevated temperatures were comprehensively identified. In parallel, the irradiation effects of SiC materials were specifically determined as input parameters of the analytical model to provide for the irradiation-induced residual stresses. In Task-2, the apparent dose-dependence of the radiation-induced electrical conductivity and the indicative radiation-induced electrical degradation was identified by various irradiation sources. In addition, good gas confinement was identified. Furthermore, no accelerated corrosion for duration of 3000 h at below 1173 K was first demonstrated. With these achievements, it is suggested that the in-vessel component technology, e.g., material corrosion database development, activated corrosion product evaluation code development, compact module tests for validation of the key functions of the components, technology integration assessment for fusion nuclear tests, etc., should be further developed toward DEMO in near-term.
雑誌名	Journal of Nuclear Materials
巻	511
ページ	582 - 590
発行年	2018-05
DOI	10.1016/j.jnucmat.2018.05.045
著者版フラグ	none

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