JPH0987782A - 耐中性子照射合金とその用途 - Google Patents
耐中性子照射合金とその用途Info
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- JPH0987782A JPH0987782A JP7249075A JP24907595A JPH0987782A JP H0987782 A JPH0987782 A JP H0987782A JP 7249075 A JP7249075 A JP 7249075A JP 24907595 A JP24907595 A JP 24907595A JP H0987782 A JPH0987782 A JP H0987782A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】本発明の目的は、耐中性子照射脆化に優れた原
子炉及び核融合炉用Ｔｉ基合金とその製造法を提供する
にある。 【解決手段】本発明は、Ａｌ３０〜４０％を含有し、平
均粒径が２μｍ以下であるＴｉ合金からなる耐中性子照
射脆化合金にあり、更にＭｎ１〜６％，Ｓｉ０.１ 〜１
％，Ｖ４〜１６％の１種以上を含むことができ、原子炉
内部材，核融合炉用の中性子照射を受ける部材として用
いられる。
子炉及び核融合炉用Ｔｉ基合金とその製造法を提供する
にある。 【解決手段】本発明は、Ａｌ３０〜４０％を含有し、平
均粒径が２μｍ以下であるＴｉ合金からなる耐中性子照
射脆化合金にあり、更にＭｎ１〜６％，Ｓｉ０.１ 〜１
％，Ｖ４〜１６％の１種以上を含むことができ、原子炉
内部材，核融合炉用の中性子照射を受ける部材として用
いられる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、新規なＴｉ−Ａｌ
系合金からなる放射線照射下におかれる部材に係り、特
に耐中性子照射脆化に優れたＴｉ−Ａｌ系合金とそれを
用いた新規な原子炉，核融合炉に関する。
系合金からなる放射線照射下におかれる部材に係り、特
に耐中性子照射脆化に優れたＴｉ−Ａｌ系合金とそれを
用いた新規な原子炉，核融合炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】熱中性子炉の炉心で中性子照射を受ける
構造部材は、高温高圧中での中性子照射による照射損傷
やそれに起因される照射加速応力腐食割れ（Irradiatio
n Assisted Stress Corrosion Cracking：略してＩＡＳ
ＣＣ）およびスウェリングなどを防止するために、新た
なる耐照射損傷材料が要求されている。従来、中性子照
射に曝される炉心構造物はステンレス鋼，ニッケル合
金，ジルコニウム合金などが主流であるが、将来実用化
が望まれている新規な原子炉及び核融合炉などはさらに
高レベルな中性子照射に曝される環境となるため、ステ
ンレス鋼などの現行炉内構造材料に対する中性子照射脆
化などの問題が取り上げられている。
構造部材は、高温高圧中での中性子照射による照射損傷
やそれに起因される照射加速応力腐食割れ（Irradiatio
n Assisted Stress Corrosion Cracking：略してＩＡＳ
ＣＣ）およびスウェリングなどを防止するために、新た
なる耐照射損傷材料が要求されている。従来、中性子照
射に曝される炉心構造物はステンレス鋼，ニッケル合
金，ジルコニウム合金などが主流であるが、将来実用化
が望まれている新規な原子炉及び核融合炉などはさらに
高レベルな中性子照射に曝される環境となるため、ステ
ンレス鋼などの現行炉内構造材料に対する中性子照射脆
化などの問題が取り上げられている。
【０００３】日本金属学会第１１３回大会（平成５年９
月）にＡｌ４７at％を含み、平均粒径３μｍのＴｉＡｌ
金属間化合物の電子照射，Ｈｅイオン照射が開示されて
いる。
月）にＡｌ４７at％を含み、平均粒径３μｍのＴｉＡｌ
金属間化合物の電子照射，Ｈｅイオン照射が開示されて
いる。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】このような状況の中
で、現行材料の改善だけでは核融合炉や次期原子炉の過
酷な照射環境下における信頼性を確保することは難しい
とされているため、さらに高性能な耐中性子照射材料の
開発が必要とされている。更に、前述の公知例では十分
な強度が得られない。
で、現行材料の改善だけでは核融合炉や次期原子炉の過
酷な照射環境下における信頼性を確保することは難しい
とされているため、さらに高性能な耐中性子照射材料の
開発が必要とされている。更に、前述の公知例では十分
な強度が得られない。
【０００５】本発明の目的は、核融合炉や次期原子炉の
過酷な照射環境下での使用が危惧されているステンレス
鋼などの従来材に対し、高強度でかつ高照射環境下にお
ける耐中性子照射に優れる中性子照射による材料の照射
損傷を抑制することにより応力腐食割れやスウェリング
などを防止するＴｉ−Ａｌ系合金及びその製造方法とそ
の用途を提供する。
過酷な照射環境下での使用が危惧されているステンレス
鋼などの従来材に対し、高強度でかつ高照射環境下にお
ける耐中性子照射に優れる中性子照射による材料の照射
損傷を抑制することにより応力腐食割れやスウェリング
などを防止するＴｉ−Ａｌ系合金及びその製造方法とそ
の用途を提供する。
【０００６】
【課題を解決するための手段】本発明は、Ａｌ３０〜４
０重量％を含有し、平均粒径が２μｍ以下であるＴｉ合
金からなることを特徴とする耐中性子照射脆化合金にあ
る。
０重量％を含有し、平均粒径が２μｍ以下であるＴｉ合
金からなることを特徴とする耐中性子照射脆化合金にあ
る。
【０００７】本発明は、Ａｌ３０〜４０重量％を含有
し、Ｔｉ3Ａｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％，平
均粒径が２μｍ以下であるＴｉ合金からなることを特徴
とする耐中性子照射脆化合金にある。
し、Ｔｉ3Ａｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％，平
均粒径が２μｍ以下であるＴｉ合金からなることを特徴
とする耐中性子照射脆化合金にある。
【０００８】本発明は、Ａｌ３０〜４０重量％を含有
し、Ｔｉ3Ａｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％であ
り結晶粒の平均粒径が１０００ｎｍ以下であるＴｉ合金
であり、中性子照射を受けることを特徴とする耐中性子
照射脆化合金にある。
し、Ｔｉ3Ａｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％であ
り結晶粒の平均粒径が１０００ｎｍ以下であるＴｉ合金
であり、中性子照射を受けることを特徴とする耐中性子
照射脆化合金にある。
【０００９】本発明は、Ａｌ３０〜４０重量％と、Ｍｎ
１〜６重量％及びＳｉ０.１〜１ 重量％及びＶ４〜１６
重量％の１種または２種または３種を含有するＴｉ合金
であり、中性子照射を受けることを特徴とする耐中性子
照射脆化合金にある。
１〜６重量％及びＳｉ０.１〜１ 重量％及びＶ４〜１６
重量％の１種または２種または３種を含有するＴｉ合金
であり、中性子照射を受けることを特徴とする耐中性子
照射脆化合金にある。
【００１０】本発明は、Ａｌ３０〜４０重量％と、Ｍｎ
１〜６重量％及びＳｉ０.１〜１ 重量％及びＶ４〜１６
重量％の１種または２種または３種を含有し、Ｔｉ3Ａ
ｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％であるＴｉ合金
からなることを特徴とする耐中性子照射脆化合金にあ
る。
１〜６重量％及びＳｉ０.１〜１ 重量％及びＶ４〜１６
重量％の１種または２種または３種を含有し、Ｔｉ3Ａ
ｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％であるＴｉ合金
からなることを特徴とする耐中性子照射脆化合金にあ
る。
【００１１】本発明は、Ａｌ３０〜４０重量％と、Ｍｎ
１〜６重量％及びＳｉ０.１〜０.５重量％及びＶ４〜１
６重量％の１種または２種または３種を含有し、Ｔｉ3
Ａｌ金属間化合物の体積率が３〜２５％であり結晶粒の
平均粒径が１０００ｎｍ以下であるＴｉ合金からなるこ
とを特徴とする耐中性子照射脆化合金にある。
１〜６重量％及びＳｉ０.１〜０.５重量％及びＶ４〜１
６重量％の１種または２種または３種を含有し、Ｔｉ3
Ａｌ金属間化合物の体積率が３〜２５％であり結晶粒の
平均粒径が１０００ｎｍ以下であるＴｉ合金からなるこ
とを特徴とする耐中性子照射脆化合金にある。
【００１２】更に、前記Ｔｉ−Ａｌ系合金において、粉
末固化成形した後１１５０〜1500Ｋの温度範囲で５０〜
８０％の鍛造率の恒温鍛造を施すことを特徴とする耐中
性子照射脆化合金の製造法にある。
末固化成形した後１１５０〜1500Ｋの温度範囲で５０〜
８０％の鍛造率の恒温鍛造を施すことを特徴とする耐中
性子照射脆化合金の製造法にある。
【００１３】本発明は、中性子源パイプ，炉心支持板，
中性子計装管，制御棒挿入パイプ，シュラウド，上部格
子板，燃料集合体用被覆管，チャンネルボックスおよび
これらに関連するボルト，ナット，ピン，スプリングの
少なくとも１つが前記Ｔｉ合金からなることを特徴とす
る耐中性子照射脆化また、材料の寸法安定性に優れた原
子炉内構成部品にある。
中性子計装管，制御棒挿入パイプ，シュラウド，上部格
子板，燃料集合体用被覆管，チャンネルボックスおよび
これらに関連するボルト，ナット，ピン，スプリングの
少なくとも１つが前記Ｔｉ合金からなることを特徴とす
る耐中性子照射脆化また、材料の寸法安定性に優れた原
子炉内構成部品にある。
【００１４】本発明は、水冷構造を有する真空容器，セ
ラミックタイルが設けられ水冷構造を有するダイバー
タ，セラミックタイルが設けられ水冷構造を有する第１
壁およびこれらに関連するボルト，ナット，ピンの少な
くとも１つが前記Ｔｉ合金からなることを特徴とする耐
中性子照射脆化また、材料の寸法安定性に優れた核融合
装置構成部品にある。
ラミックタイルが設けられ水冷構造を有するダイバー
タ，セラミックタイルが設けられ水冷構造を有する第１
壁およびこれらに関連するボルト，ナット，ピンの少な
くとも１つが前記Ｔｉ合金からなることを特徴とする耐
中性子照射脆化また、材料の寸法安定性に優れた核融合
装置構成部品にある。
【００１５】前記の構成部品において、超塑性成形した
後、熱処理により伸びおよび強度を向上させてから最終
加工を施すことを特徴とする。
後、熱処理により伸びおよび強度を向上させてから最終
加工を施すことを特徴とする。
【００１６】また、本発明は、前述の中性子照射に曝さ
れる構成部品の少なくとも一部を有する原子炉および核
融合炉に関する。
れる構成部品の少なくとも一部を有する原子炉および核
融合炉に関する。
【００１７】本発明の耐中性子照射Ｔｉ−Ａｌ系合金と
それを用いた原子炉および核融合炉炉心構成部品につい
て以下に述べる。
それを用いた原子炉および核融合炉炉心構成部品につい
て以下に述べる。
【００１８】Ｔｉ−Ａｌ系合金は、軽量かつ優れた比強
度や高い耐用温度を有することで注目されており、ステ
ンレス鋼などに比べ中性子の吸収断面積が小さく誘導放
射能の減衰率も大きい。さらに、ＴｉＡｌ相は結晶格子
の規則性が強いＬ１０型といわれるｆｃｔ結晶構造を有
し照射欠陥の生成や成長を抑制する。これらの点から、
原子炉および核融合炉炉心構成部品として有効であると
の考えに基づいてなされたものである。
度や高い耐用温度を有することで注目されており、ステ
ンレス鋼などに比べ中性子の吸収断面積が小さく誘導放
射能の減衰率も大きい。さらに、ＴｉＡｌ相は結晶格子
の規則性が強いＬ１０型といわれるｆｃｔ結晶構造を有
し照射欠陥の生成や成長を抑制する。これらの点から、
原子炉および核融合炉炉心構成部品として有効であると
の考えに基づいてなされたものである。
【００１９】Ｔｉ−Ａｌ２元合金ではＡｌ含有量により
さまざまな相が存在する。Ａｌ約２３％以下ではＴｉ3
Ａｌ 相などが存在し、約４１％以上ではＴｉＡｌ3 相
などが存在する。これらの組成範囲では延性が著しく低
下するので構造材料として実用化することが難しく、ま
た、Ｔｉ3Ａｌ 相は必ずしも耐照射損傷に優れていると
はいえないので、Ａｌ組成範囲は加工性に富んでいるＴ
ｉＡｌ単相と(ＴｉＡl＋Ｔｉ3Ａｌ ）二相となるＡｌ３
０〜４０％とした。特に３３〜３６％が好ましい。ここ
で、Ｔｉ3Ａｌ 相をわずかに含んだ（ＴｉＡｌ＋Ｔｉ3
Ａｌ ）二相は、組織が微細化し７００℃以下の低温度
領域において強度および延性が向上するため、Ｔｉ3Ａ
ｌ 相を含む（ＴｉＡｌ＋Ｔｉ3Ａｌ ）二相になるＡｌ
組成範囲も該当範囲とした。さらに、熱処理等などによ
りＴｉ3Ａｌ 相の体積率も変化するので、加工性および
耐照射損傷性を考慮に入れ、Ｔｉ3Ａｌ 相の体積率を３
〜２５％とするものが好ましい。また、中性子照射など
により生成した欠陥は粒界などをシンクとして消滅する
ので、Ｔｉ−Ａｌ系合金の結晶粒の平均粒径を２μｍ以
下、特に１０００ｎｍ以下に制御することで欠陥消滅源
である粒界が増加し、照射欠陥密度は低減することがで
きる。
さまざまな相が存在する。Ａｌ約２３％以下ではＴｉ3
Ａｌ 相などが存在し、約４１％以上ではＴｉＡｌ3 相
などが存在する。これらの組成範囲では延性が著しく低
下するので構造材料として実用化することが難しく、ま
た、Ｔｉ3Ａｌ 相は必ずしも耐照射損傷に優れていると
はいえないので、Ａｌ組成範囲は加工性に富んでいるＴ
ｉＡｌ単相と(ＴｉＡl＋Ｔｉ3Ａｌ ）二相となるＡｌ３
０〜４０％とした。特に３３〜３６％が好ましい。ここ
で、Ｔｉ3Ａｌ 相をわずかに含んだ（ＴｉＡｌ＋Ｔｉ3
Ａｌ ）二相は、組織が微細化し７００℃以下の低温度
領域において強度および延性が向上するため、Ｔｉ3Ａ
ｌ 相を含む（ＴｉＡｌ＋Ｔｉ3Ａｌ ）二相になるＡｌ
組成範囲も該当範囲とした。さらに、熱処理等などによ
りＴｉ3Ａｌ 相の体積率も変化するので、加工性および
耐照射損傷性を考慮に入れ、Ｔｉ3Ａｌ 相の体積率を３
〜２５％とするものが好ましい。また、中性子照射など
により生成した欠陥は粒界などをシンクとして消滅する
ので、Ｔｉ−Ａｌ系合金の結晶粒の平均粒径を２μｍ以
下、特に１０００ｎｍ以下に制御することで欠陥消滅源
である粒界が増加し、照射欠陥密度は低減することがで
きる。
【００２０】Ｍｎは、Ａｌと置換し、Ｍｎ元素がＡｌ元
素よりアンダーサイズのため、ｃ軸方向に伸びていたＴ
ｉＡｌ結晶格子の結晶軸比ｃ／ａを１に近づける方向に
働く。また、Ｍｎの添加は双晶組織の発生を促進する。
そのため、低温度領域における延性が改善される。ま
た、ＴｉＡｌ相の規則度をさらに高めて安定化している
ため、中性子照射下においては原子の移動を制御し転位
の成長および増殖を抑制する効果がある。６％以上の添
加はＴｉとＡｌの化合物を生成し脆化の原因となるので
添加量は１〜６％とした。特に、２〜４％が好ましい。
素よりアンダーサイズのため、ｃ軸方向に伸びていたＴ
ｉＡｌ結晶格子の結晶軸比ｃ／ａを１に近づける方向に
働く。また、Ｍｎの添加は双晶組織の発生を促進する。
そのため、低温度領域における延性が改善される。ま
た、ＴｉＡｌ相の規則度をさらに高めて安定化している
ため、中性子照射下においては原子の移動を制御し転位
の成長および増殖を抑制する効果がある。６％以上の添
加はＴｉとＡｌの化合物を生成し脆化の原因となるので
添加量は１〜６％とした。特に、２〜４％が好ましい。
【００２１】Ｓｉは、ある程度の量を添加することによ
りＳｉ化合物を析出させ母相結晶粒を微細化させる働き
がある。結晶粒を微細化することにより欠陥消滅源であ
る粒界が増加し耐中性子照射損傷に有効である。さら
に、Ｓｉ化合物の析出により高温強度およびクリープ強
度を改善する。Ｓｉも過剰添加は脆化の原因となるので
０.１〜１％ とする。特に、０.１〜０.５％が好まし
い。
りＳｉ化合物を析出させ母相結晶粒を微細化させる働き
がある。結晶粒を微細化することにより欠陥消滅源であ
る粒界が増加し耐中性子照射損傷に有効である。さら
に、Ｓｉ化合物の析出により高温強度およびクリープ強
度を改善する。Ｓｉも過剰添加は脆化の原因となるので
０.１〜１％ とする。特に、０.１〜０.５％が好まし
い。
【００２２】Ｖは、Ｍｎと同様にＡｌと置換し、双晶組
織の発生を促進して双晶変形を起こし易くなる。また、
ある程度の量を添加することにより規則度を高めるため
耐中性子照射損傷に有効であると考えられる。更に、β
相を含ませることにより延性が改善される。以上のこと
からＶの添加量は４〜１６％とした。
織の発生を促進して双晶変形を起こし易くなる。また、
ある程度の量を添加することにより規則度を高めるため
耐中性子照射損傷に有効であると考えられる。更に、β
相を含ませることにより延性が改善される。以上のこと
からＶの添加量は４〜１６％とした。
【００２３】粉末固化成形した後に、８５０〜１２００
℃の温度領域で５０〜８０％の恒温鍛造を施すことによ
り、焼結体の密度が高まり機械的性質が向上する。ま
た、鍛造中の動的再結晶により組織の微細制御も可能と
なる。
℃の温度領域で５０〜８０％の恒温鍛造を施すことによ
り、焼結体の密度が高まり機械的性質が向上する。ま
た、鍛造中の動的再結晶により組織の微細制御も可能と
なる。
【００２４】本発明合金を成形する際に、超塑性変形を
用いることにより成形が容易になり、また、複雑な形状
のものでも組織制御しながら加工することが可能であ
る。さらに、加工した後に熱処理を施してから最終加工
することが好ましい。
用いることにより成形が容易になり、また、複雑な形状
のものでも組織制御しながら加工することが可能であ
る。さらに、加工した後に熱処理を施してから最終加工
することが好ましい。
【００２５】
【発明の実施の形態】本発明に用いたＴｉ−Ａｌ系合金
材料の化学組成を表１に示す。これらのＴｉ−Ａｌ系合
金について、中性子照射およびイオン照射による照射挙
動について検討した。
材料の化学組成を表１に示す。これらのＴｉ−Ａｌ系合
金について、中性子照射およびイオン照射による照射挙
動について検討した。
【００２６】それぞれのＴｉ−Ａｌ系合金の製造方法に
ついて簡単に説明すると以下のようである。本発明の耐
中性子照射脆化に優れたＴｉ−Ａｌ系合金の製造方法と
しては、まず、プラズマ回転電極法（ＰＲＥＰ法）によ
りＴｉ−Ａｌ系合金粉末を作製した後、ＨＩＰにより１
０５０℃，１８０ＭＰａで固化成形し、９５０℃で７０
％の超塑性鍛造を実施した。得られた合金の平均結晶粒
径は、１１５０ｎｍ〜２３００ｎｍであり、鍛造後にお
いても割れなどは観察されなかった。また、素粉末をそ
れぞれの組成に配合してメカニカルアロイング法（ＭＡ
法）により合金粉末を作製した後、真空ホットプレス法
により９５０℃，１５０ＭＰａで固化成形し、後熱処理
により粒径を３００ｎｍ〜１５００ｎｍに制御した。Ｎ
o.１は鍛造後、熱処理を施したもの、Ｎo.２は固化成形
したまま及びＮo.３〜１６が鍛造のままのものである。
このような方法によりＴｉ−Ａｌ系合金を作製すると粒
径を小さくすることができるとともに粒径の制御がしや
すいため、安定した強度特性および耐照射性を有するＴ
ｉ−Ａｌ系合金とすることができる。
ついて簡単に説明すると以下のようである。本発明の耐
中性子照射脆化に優れたＴｉ−Ａｌ系合金の製造方法と
しては、まず、プラズマ回転電極法（ＰＲＥＰ法）によ
りＴｉ−Ａｌ系合金粉末を作製した後、ＨＩＰにより１
０５０℃，１８０ＭＰａで固化成形し、９５０℃で７０
％の超塑性鍛造を実施した。得られた合金の平均結晶粒
径は、１１５０ｎｍ〜２３００ｎｍであり、鍛造後にお
いても割れなどは観察されなかった。また、素粉末をそ
れぞれの組成に配合してメカニカルアロイング法（ＭＡ
法）により合金粉末を作製した後、真空ホットプレス法
により９５０℃，１５０ＭＰａで固化成形し、後熱処理
により粒径を３００ｎｍ〜１５００ｎｍに制御した。Ｎ
o.１は鍛造後、熱処理を施したもの、Ｎo.２は固化成形
したまま及びＮo.３〜１６が鍛造のままのものである。
このような方法によりＴｉ−Ａｌ系合金を作製すると粒
径を小さくすることができるとともに粒径の制御がしや
すいため、安定した強度特性および耐照射性を有するＴ
ｉ−Ａｌ系合金とすることができる。
【００２７】
【表１】
【００２８】各Ｔｉ−Ａｌ系合金塊から圧縮試験片と組
織観察用試料を切り出し、平均結晶粒径とＴｉ3Ａｌ 相
の体積率を測るとともに、原子炉炉内温度に近い３００
℃で圧縮試験を行い０.２％ 耐力と圧縮伸びを測定し
た。全ての圧縮試験は、高純度Ａｒガス雰囲気中で行
い、ひずみ速度は１.５×１０-4／ｓとした。Ｔｉ3Ａｌ
相の体積率はＸ線回折により調べた。得られた平均結晶
粒径とＴｉ3Ａｌ 相の体積率の結果を表１に示す。３０
０℃における圧縮試験で得られた０.２％ 耐力と圧縮伸
びの結果を表２に示す。
織観察用試料を切り出し、平均結晶粒径とＴｉ3Ａｌ 相
の体積率を測るとともに、原子炉炉内温度に近い３００
℃で圧縮試験を行い０.２％ 耐力と圧縮伸びを測定し
た。全ての圧縮試験は、高純度Ａｒガス雰囲気中で行
い、ひずみ速度は１.５×１０-4／ｓとした。Ｔｉ3Ａｌ
相の体積率はＸ線回折により調べた。得られた平均結晶
粒径とＴｉ3Ａｌ 相の体積率の結果を表１に示す。３０
０℃における圧縮試験で得られた０.２％ 耐力と圧縮伸
びの結果を表２に示す。
【００２９】
【表２】
【００３０】表３は前述のＴｉ−Ａｌ系合金の組織観察
用試料に対してイオン照射を行った後、欠陥集合体の大
きさおよびスウェリング量を測定した結果である。照射
試験条件は２００ｋｅＶのイオンを照射温度５００℃で
中性子照射量換算で３×1026n/m2 相当の照射量とし、
中性子照射模擬した。比較として従来材のSUS316ステン
レス鋼についても併せて実施した。表に示すように、本
発明に係るＴｉ−Ａｌ系合金の照射環境下における材料
特性は、従来材に比べかなり優れていることがわかる。
本発明材の欠陥集合体の大きさは、大きくても数ｎｍで
あるのに対し、従来材では転位の成長，増殖がすすみ転
位網を形成するにまで至ったため欠陥集合体の大きさは
測定不能であった。この結果より、本発明材が照射硬化
などに優れていることが分かる。スウェリング量は、従
来材が４％を超えるのに対し、本発明材は０.０１％程
度である。さらに、合金中のＴｉ3Ａｌ相の体積率も耐
照射性に影響を与えており、Ｔｉ3Ａｌ 相の体積率は２
５％以下であることが好ましい。結晶粒径も１０００ｎ
ｍ以下とすることが耐照射性に有効である。また、照射
組織中には、第３元素の添加による悪影響は認められな
かった。
用試料に対してイオン照射を行った後、欠陥集合体の大
きさおよびスウェリング量を測定した結果である。照射
試験条件は２００ｋｅＶのイオンを照射温度５００℃で
中性子照射量換算で３×1026n/m2 相当の照射量とし、
中性子照射模擬した。比較として従来材のSUS316ステン
レス鋼についても併せて実施した。表に示すように、本
発明に係るＴｉ−Ａｌ系合金の照射環境下における材料
特性は、従来材に比べかなり優れていることがわかる。
本発明材の欠陥集合体の大きさは、大きくても数ｎｍで
あるのに対し、従来材では転位の成長，増殖がすすみ転
位網を形成するにまで至ったため欠陥集合体の大きさは
測定不能であった。この結果より、本発明材が照射硬化
などに優れていることが分かる。スウェリング量は、従
来材が４％を超えるのに対し、本発明材は０.０１％程
度である。さらに、合金中のＴｉ3Ａｌ相の体積率も耐
照射性に影響を与えており、Ｔｉ3Ａｌ 相の体積率は２
５％以下であることが好ましい。結晶粒径も１０００ｎ
ｍ以下とすることが耐照射性に有効である。また、照射
組織中には、第３元素の添加による悪影響は認められな
かった。
【００３１】
【表３】
【００３２】以上の結果から、本発明に係るＴｉ−Ａｌ
系合金は、従来材に比べ耐中性子照射性に優れているこ
とが判り、中性子照射環境下に曝される原子炉及び核融
合炉炉心構成部品として適用可能である。
系合金は、従来材に比べ耐中性子照射性に優れているこ
とが判り、中性子照射環境下に曝される原子炉及び核融
合炉炉心構成部品として適用可能である。
【００３３】本発明材Ｎo.１〜３および比較材１４〜１
６について、材料試験炉において４００℃で１×１０24
ｎ／ｍ2(＞１ＭｅＶ）まで中性子照射した後、原子炉炉
内温度を模擬した３００℃で圧縮試験を行った。図１
に、試験より得られた圧縮伸びの結果とＡｌ含有量との
関係を、表２で得られているそれぞれの未照射材の結果
と共に示す。図１に示すように、Ｔｉ−Ａｌ系合金は中
性子照射によりその圧縮伸びが向上することが確認され
た。特に、Ａｌ含有量３０〜４０の範囲においてはその
傾向が顕著であることがわかる。また、前記実施例で確
認したようにＭｎ，Ｓｉ，Ｖの第３元素を添加したＴｉ
−Ａｌ系合金は照射組織に悪影響を及ぼさないことを考
慮すると、未照射のとき得られた優れた機械的性質は照
射によりさらに向上するものと考えられる。これらのこ
とより、本発明に係るＴｉ−Ａｌ系合金を原子炉炉内の
中性子照射環境下の構成部品に適用することは有効であ
る。
６について、材料試験炉において４００℃で１×１０24
ｎ／ｍ2(＞１ＭｅＶ）まで中性子照射した後、原子炉炉
内温度を模擬した３００℃で圧縮試験を行った。図１
に、試験より得られた圧縮伸びの結果とＡｌ含有量との
関係を、表２で得られているそれぞれの未照射材の結果
と共に示す。図１に示すように、Ｔｉ−Ａｌ系合金は中
性子照射によりその圧縮伸びが向上することが確認され
た。特に、Ａｌ含有量３０〜４０の範囲においてはその
傾向が顕著であることがわかる。また、前記実施例で確
認したようにＭｎ，Ｓｉ，Ｖの第３元素を添加したＴｉ
−Ａｌ系合金は照射組織に悪影響を及ぼさないことを考
慮すると、未照射のとき得られた優れた機械的性質は照
射によりさらに向上するものと考えられる。これらのこ
とより、本発明に係るＴｉ−Ａｌ系合金を原子炉炉内の
中性子照射環境下の構成部品に適用することは有効であ
る。
【００３４】さらに、本発明材Ｎo.１については、材料
試験炉において６００℃で１×1024ｎ／ｍ2(＞１Ｍｅ
Ｖ）まで中性子照射した後、核融合炉炉内温度を模擬し
た600℃で圧縮試験を行った。図２は、この試験で得ら
れた応力−ひずみ曲線を示す。前記実施例で得られた結
果と同様に、６００℃の圧縮試験においても中性子照射
後の延性が向上していた。この結果より、本発明に係る
Ｔｉ−Ａｌ系合金は、核融合炉炉内の中性子照射環境下
における構成部品として高い信頼性が得られる。図３は
３００℃圧縮試験による０.２％ 耐力と平均結晶粒径と
の関係を示す線図である。図に示す如く、結晶粒径を小
さくすることにより強度が著しく向上することが分る。
そして、特に同じ粒径ではＴｉＡｌ２元合金にＳｉ，Ｍ
ｎ及びＶを加えたものは若干強度が低下している。合金
元素を含まない２元合金においては２３００μｍで７０
０ＭＰａであり、１０００ＭＰａ以上にするには平均粒
径を２０００ｎｍ以下で得られる。更に１５００ＭＰａ
以上では平均粒径１３００ｎｍ以下，２０００ＭＰａ以
上では６００ｎｍ以下とすることにより得られる。合金
元素を含有する合金では７００ＭＰａ以上では１９００
ｎｍ以下、１０００ＭＰａ以上では１５００ｎｍ以下、
１５００ＭＰａでは８００ｎｍ以下、2000ＭＰａ以上で
は１００ｎｍ以下とすることにより得られる。本実施例
においては、図中ｙ＝−０.６９ｘ＋２０１５ の線以上
の耐力及び平均粒径とするものが好ましい。
試験炉において６００℃で１×1024ｎ／ｍ2(＞１Ｍｅ
Ｖ）まで中性子照射した後、核融合炉炉内温度を模擬し
た600℃で圧縮試験を行った。図２は、この試験で得ら
れた応力−ひずみ曲線を示す。前記実施例で得られた結
果と同様に、６００℃の圧縮試験においても中性子照射
後の延性が向上していた。この結果より、本発明に係る
Ｔｉ−Ａｌ系合金は、核融合炉炉内の中性子照射環境下
における構成部品として高い信頼性が得られる。図３は
３００℃圧縮試験による０.２％ 耐力と平均結晶粒径と
の関係を示す線図である。図に示す如く、結晶粒径を小
さくすることにより強度が著しく向上することが分る。
そして、特に同じ粒径ではＴｉＡｌ２元合金にＳｉ，Ｍ
ｎ及びＶを加えたものは若干強度が低下している。合金
元素を含まない２元合金においては２３００μｍで７０
０ＭＰａであり、１０００ＭＰａ以上にするには平均粒
径を２０００ｎｍ以下で得られる。更に１５００ＭＰａ
以上では平均粒径１３００ｎｍ以下，２０００ＭＰａ以
上では６００ｎｍ以下とすることにより得られる。合金
元素を含有する合金では７００ＭＰａ以上では１９００
ｎｍ以下、１０００ＭＰａ以上では１５００ｎｍ以下、
１５００ＭＰａでは８００ｎｍ以下、2000ＭＰａ以上で
は１００ｎｍ以下とすることにより得られる。本実施例
においては、図中ｙ＝−０.６９ｘ＋２０１５ の線以上
の耐力及び平均粒径とするものが好ましい。
【００３５】図４は同じく０.２％ 耐力とその伸び率と
の関係を示す線図である。Ｔｉ−Ａｌ２元合金に対し合
金元素を加えることにより同じ耐力に対して伸び率が高
められる。１０００ＭＰａでは１５〜２３％、１５００
ＭＰａでは７〜１７％、２０００ＭＰａでは１〜１０％
の伸びが得られる。図中、ｙ＝−６６.７ｘ＋ １９８
３で求められる線以上の耐力及び圧縮伸び率を有するも
のが好ましい。
の関係を示す線図である。Ｔｉ−Ａｌ２元合金に対し合
金元素を加えることにより同じ耐力に対して伸び率が高
められる。１０００ＭＰａでは１５〜２３％、１５００
ＭＰａでは７〜１７％、２０００ＭＰａでは１〜１０％
の伸びが得られる。図中、ｙ＝−６６.７ｘ＋ １９８
３で求められる線以上の耐力及び圧縮伸び率を有するも
のが好ましい。
【００３６】図５は同じく平均結晶粒径と圧縮伸び率と
の関係を示す線図である。平均粒径を大きくすることに
より伸び率を高めることができるが、強度が低下してし
まう。図に示す如く合金元素を加えることにより平均粒
径を小さくしても高い伸び率が得られる。特に、鍛造後
の熱処理により強度及び伸び率を大幅に高められる。図
中、ｙ＝０.０１０６ｘ−５.２より求められる線以上の
圧縮伸びと平均結晶粒径を有するものが好ましい。
の関係を示す線図である。平均粒径を大きくすることに
より伸び率を高めることができるが、強度が低下してし
まう。図に示す如く合金元素を加えることにより平均粒
径を小さくしても高い伸び率が得られる。特に、鍛造後
の熱処理により強度及び伸び率を大幅に高められる。図
中、ｙ＝０.０１０６ｘ−５.２より求められる線以上の
圧縮伸びと平均結晶粒径を有するものが好ましい。
【００３７】図６は、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）炉心部
の概略断面斜視図である。図において、５１：中性子源
パイプ，５２：炉心支持板，５３：中性子計装管，５
４：制御棒，５５：シュラウド，５６：上部格子板であ
る。これらの構造物および機器は軽水炉炉心を構成する
もので、中性子照射量が多く、２２８℃，７ＭＰａの高
温高圧水中で用いられている。これら構造物および機器
を前述した組成及び製法により本発明によるＴｉ−Ａｌ
系合金で作製することにより、中性子照射下で照射欠陥
は減少し、材料の信頼性および寿命の向上がはかれる。
図６に示すものの他に、これら構造物および機器間に使
用する部品等に本発明に係る合金を用いることで、同様
の効果が期待できる。さらに沸騰水型以外の水冷却型原
子炉の炉心部用構造物および機器に本発明に係る合金を
用いることで、同様の効果が期待できる。
の概略断面斜視図である。図において、５１：中性子源
パイプ，５２：炉心支持板，５３：中性子計装管，５
４：制御棒，５５：シュラウド，５６：上部格子板であ
る。これらの構造物および機器は軽水炉炉心を構成する
もので、中性子照射量が多く、２２８℃，７ＭＰａの高
温高圧水中で用いられている。これら構造物および機器
を前述した組成及び製法により本発明によるＴｉ−Ａｌ
系合金で作製することにより、中性子照射下で照射欠陥
は減少し、材料の信頼性および寿命の向上がはかれる。
図６に示すものの他に、これら構造物および機器間に使
用する部品等に本発明に係る合金を用いることで、同様
の効果が期待できる。さらに沸騰水型以外の水冷却型原
子炉の炉心部用構造物および機器に本発明に係る合金を
用いることで、同様の効果が期待できる。
【００３８】更に、炉心は次の機器により構成され、本
発明に係る合金はこれらの炉内構造物にも用いることが
できる。
発明に係る合金はこれらの炉内構造物にも用いることが
できる。
【００３９】５７：燃料集合体（チャンネルボックスお
よび燃料被覆管），５８：上鏡スプレイノズル，５９：
ベントノズル，６０：圧力容器蓋，６１：圧力容器フラ
ンジ，６２：計測用ノズル，６３：気水分離器，６４：
シュラウドヘッド，６５：給水入口ノズル，６６：ジェ
ットポンプ，６７：再循環水出口ノズル，６８：蒸気乾
燥器，６９：蒸気出口ノズル，７０：給水スパージャ
ー，７１：炉心スプレイ用ノズル，７２：下部炉心格
子，７３：再循環水出口ノズル，７４：バッフル板，７
５：制御棒案内管。
よび燃料被覆管），５８：上鏡スプレイノズル，５９：
ベントノズル，６０：圧力容器蓋，６１：圧力容器フラ
ンジ，６２：計測用ノズル，６３：気水分離器，６４：
シュラウドヘッド，６５：給水入口ノズル，６６：ジェ
ットポンプ，６７：再循環水出口ノズル，６８：蒸気乾
燥器，６９：蒸気出口ノズル，７０：給水スパージャ
ー，７１：炉心スプレイ用ノズル，７２：下部炉心格
子，７３：再循環水出口ノズル，７４：バッフル板，７
５：制御棒案内管。
【００４０】また、本発明に係る合金は炉内にインター
ナルポンプを設けた新型転換炉（ＡＢＷＲ）および加圧
水型原子炉（ＰＷＲ）にも適用できる。ＡＢＷＲ炉内構
造は前述のＢＷＲのジェットポンプ１６に代えて炉内に
インターナルポンプを設けたものであり、他は、ＢＷＲ
とほぼ類似している。したがって、このＡＢＷＲの炉内
機器および構造物に対し前述のＢＷＲへの適用部品と同
様に本発明に係る合金が適用できる。本発明に係る合金
を用いることによりさらに信頼性および寿命を向上させ
ることができる。
ナルポンプを設けた新型転換炉（ＡＢＷＲ）および加圧
水型原子炉（ＰＷＲ）にも適用できる。ＡＢＷＲ炉内構
造は前述のＢＷＲのジェットポンプ１６に代えて炉内に
インターナルポンプを設けたものであり、他は、ＢＷＲ
とほぼ類似している。したがって、このＡＢＷＲの炉内
機器および構造物に対し前述のＢＷＲへの適用部品と同
様に本発明に係る合金が適用できる。本発明に係る合金
を用いることによりさらに信頼性および寿命を向上させ
ることができる。
【００４１】図７はトカマク型核融合炉の概略断面図で
ある。図において、１４１：ダイバータ，１４６：第１
壁，１３７：真空容器である。これらの構造物および機
器はトカマク型核融合炉炉心を構成するもので、多量の
中性子およびプラズマから漏洩する種々の粒子線の照射
を受ける。これらの構造物および機器を本発明による前
述したＴｉ−Ａｌ系合金で作製することにより、照射下
での照射欠陥の生成を抑制し照射脆化に対し有効であ
る。
ある。図において、１４１：ダイバータ，１４６：第１
壁，１３７：真空容器である。これらの構造物および機
器はトカマク型核融合炉炉心を構成するもので、多量の
中性子およびプラズマから漏洩する種々の粒子線の照射
を受ける。これらの構造物および機器を本発明による前
述したＴｉ−Ａｌ系合金で作製することにより、照射下
での照射欠陥の生成を抑制し照射脆化に対し有効であ
る。
【００４２】核融合装置には、トロイダルコイル１３
６，ポロイダルコイル１３４，真空排気装置１４３を備
えている。核融合装置には、他にオープン磁場系，慣性
閉込めのレーザー加熱系があり、ダイバータ１４１，真
空容器１３７，第１壁１４６に本発明に係る合金が適用
可能であり、信頼性および寿命を向上させることができ
る。
６，ポロイダルコイル１３４，真空排気装置１４３を備
えている。核融合装置には、他にオープン磁場系，慣性
閉込めのレーザー加熱系があり、ダイバータ１４１，真
空容器１３７，第１壁１４６に本発明に係る合金が適用
可能であり、信頼性および寿命を向上させることができ
る。
【００４３】
【発明の効果】本発明に係るＴｉ−Ａｌ系合金は、重量
で、Ａｌ３０〜４０％を含み、必要に応じてさらにＭｎ
１〜６％及びＳｉ０.１〜０.５％及びＶ４〜１６％の１
種または２種または３種を含有しその他の部分はＴｉか
らなるものであるから、優れた比強度や高い耐用温度を
持つものであり、耐中性子照射性にも優れ構造材料とし
て必要な延性も有しているといえる。それゆえ、耐中性
子照射脆化また、材料の寸法安定性に優れたＴｉ−Ａｌ
系合金を中性子照射環境下に曝される原子炉及び核融合
炉の炉心構成部品に適用することにより、高い信頼性が
得られるとともに材料寿命の向上による放射化材料の低
減という面においても効果をもたらす。
で、Ａｌ３０〜４０％を含み、必要に応じてさらにＭｎ
１〜６％及びＳｉ０.１〜０.５％及びＶ４〜１６％の１
種または２種または３種を含有しその他の部分はＴｉか
らなるものであるから、優れた比強度や高い耐用温度を
持つものであり、耐中性子照射性にも優れ構造材料とし
て必要な延性も有しているといえる。それゆえ、耐中性
子照射脆化また、材料の寸法安定性に優れたＴｉ−Ａｌ
系合金を中性子照射環境下に曝される原子炉及び核融合
炉の炉心構成部品に適用することにより、高い信頼性が
得られるとともに材料寿命の向上による放射化材料の低
減という面においても効果をもたらす。
【図１】照射前と照射後のＴｉ−Ａｌ系合金を用いて３
００℃で圧縮試験におけるＡｌ含有量と圧縮伸びの関係
を示した図。
００℃で圧縮試験におけるＡｌ含有量と圧縮伸びの関係
を示した図。
【図２】照射前と照射後のＴｉ−Ａｌ系合金を用いて６
００℃で圧縮試験における応力−ひずみ曲線図。
００℃で圧縮試験における応力−ひずみ曲線図。
【図３】０.２％ 耐力と平均結晶粒径との関係を示す線
図。
図。
【図４】０.２％ 耐力と圧縮伸びとの関係を示す線図。
【図５】圧縮伸びと平均結晶粒径との関係を示す線図。
【図６】沸騰水型原子炉炉心の部分切断斜視図。
【図７】核融合炉の断面図。
５７…燃料集合体、５８…上鏡スプレイノズル、５９…
ベントノズル、６０…圧力容器蓋、６１…圧力容器フラ
ンジ、６２…計測用ノズル、６３…気水分離器、６４…
シュラウドヘッド、６５…給水入口ノズル、６６…ジェ
ットポンプ、６７…再循環水出口ノズル、６８…蒸気乾
燥器、６９…蒸気出口ノズル、７０…給水スパージャ
ー、７１…炉心スプレイ用ノズル、７２…下部炉心格
子、７３…再循環水出口ノズル、７４…バッフル板、７
５…制御棒案内管、１３７…真空容器、１４１…ダイバ
ータ、１４６…第１壁。
ベントノズル、６０…圧力容器蓋、６１…圧力容器フラ
ンジ、６２…計測用ノズル、６３…気水分離器、６４…
シュラウドヘッド、６５…給水入口ノズル、６６…ジェ
ットポンプ、６７…再循環水出口ノズル、６８…蒸気乾
燥器、６９…蒸気出口ノズル、７０…給水スパージャ
ー、７１…炉心スプレイ用ノズル、７２…下部炉心格
子、７３…再循環水出口ノズル、７４…バッフル板、７
５…制御棒案内管、１３７…真空容器、１４１…ダイバ
ータ、１４６…第１壁。
Claims (13)
- 【請求項１】Ａｌ３０〜４０重量％を含有し、平均粒径
が２μｍ以下であるＴｉ合金からなることを特徴とする
耐中性子照射脆化合金。 - 【請求項２】Ａｌ３０〜４０重量％を含有し、Ｔｉ3Ａ
ｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％及び平均粒径が
２μｍ以下であるＴｉ合金からなることを特徴とする耐
中性子照射脆化合金。 - 【請求項３】Ａｌ３０〜４０重量％を含有し、Ｔｉ3Ａ
ｌ 金属間化合物の体積率が３〜２５％であり結晶粒の
平均粒径が１０００ｎｍ以下であるＴｉ合金からなるこ
とを特徴とする耐中性子照射脆化合金。 - 【請求項４】Ａｌ３０〜４０重量％と、Ｍｎ１〜６重量
％，Ｓｉ０.１〜０.５重量％及びＶ４〜１６重量％の１
種以上とを含有するＴｉ合金からなることを特徴とする
耐中性子照射脆化合金。 - 【請求項５】Ａｌ３０〜４０重量％と、Ｍｎ１〜６重量
％，Ｓｉ０.１〜１ 重量％及びＶ４〜１６重量％の１種
以上とを含有し、Ｔｉ3Ａｌ 金属間化合物の体積率が３
〜２５％であるＴｉ合金からなることを特徴とする耐中
性子照射脆化合金。 - 【請求項６】Ａｌ３０〜４０重量％と、Ｍｎ１〜６重量
％，Ｓｉ０.１〜１ 重量％及びＶ４〜１６重量％の１種
以上とを含有し、Ｔｉ3Ａｌ 金属間化合物の体積率が３
〜２５％及び平均粒径が１０００ｎｍ以下であるＴｉ合
金からなることを特徴とする耐中性子照射脆化合金。 - 【請求項７】Ａｌ３０〜４０重量％を含有するＴｉ合金
の粉末を固化成形した後８５０〜１２００℃の温度範囲
で５０〜８０％の鍛造率の恒温鍛造を施すことを特徴と
する耐中性子照射脆化合金の製造法。 - 【請求項８】中性子源パイプ，炉心支持板，中性子計装
管，制御棒挿入パイプ，シュラウド，上部格子板，燃料
集合体用被覆管，チャンネルボックスおよびこれらに関
連するボルト，ナット，ピン，スプリングの少なくとも
１つが請求項１〜６のいずれかに記載のＴｉ合金からな
ることを特徴とする原子炉内構成部品。 - 【請求項９】中性子源パイプ，炉心支持板，中性子計装
管，制御棒挿入パイプ，シュラウド，上部格子板，燃料
集合体用被覆管，チャンネルボックスおよびこれらに関
連するボルト，ナット，ピン，スプリングの少なくとも
１つが、請求項１〜６のいずれかに記載のＴｉ合金を超
塑性成形した後、熱処理により伸びおよび強度を向上さ
せてから最終加工を施すことを特徴とする耐中性子照射
脆化また、材料の寸法安定性に優れた原子炉内構成部品
の製造法。 - 【請求項１０】原子炉内に中性子源パイプ，炉心支持
板，中性子計装管，制御棒挿入パイプ，シュラウド，上
部格子板，燃料集合体用被覆管，チャンネルボックスを
備えた原子炉において、該原子炉の前記構成物品および
これらに関連するボルト，ナット，ピン，スプリングの
少なくとも１つが請求項１〜６のいずれかに記載のＴｉ
合金からなることを特徴とする原子炉。 - 【請求項１１】水冷構造を有する真空容器，セラミック
タイルが設けられ水冷構造を有するダイバータ，セラミ
ックタイルが設けられ水冷構造を有する第１壁およびこ
れらに関連するボルト，ナット，ピンの少なくとも１つ
が請求項１〜６のいずれかに記載のＴｉ合金からなるこ
とを特徴とする耐中性子照射脆化また、材料の寸法安定
性に優れた核融合装置構成部品。 - 【請求項１２】水冷構造を有する真空容器，セラミック
タイルが設けられ水冷構造を有するダイバータ，セラミ
ックタイルが設けられ水冷構造を有する第１壁およびこ
れらに関連するボルト，ナット，ピンの少なくとも１つ
が、前記Ｔｉ−Ａｌ系合金からなり超塑性成形した後、
熱処理により伸びおよび強度を向上させてから最終加工
を施すことを特徴とする耐中性子照射脆化また、材料の
寸法安定性に優れた核融合装置構成部品。 - 【請求項１３】水冷構造を有する真空容器内にプラズマ
側にセラミックタイルが設けられ水冷構造を有するダイ
バータおよびプラズマ側にセラミックタイルが設けられ
水冷構造を有する第１壁を備えた核融合炉において、該
核融合炉の前記構成部品およびこれらに関連するボル
ト，ナット，ピンの少なくとも１つが請求項１〜６のい
ずれかに記載のＴｉ合金からなることを特徴とする核融
合炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7249075A JPH0987782A (ja) | 1995-09-27 | 1995-09-27 | 耐中性子照射合金とその用途 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7249075A JPH0987782A (ja) | 1995-09-27 | 1995-09-27 | 耐中性子照射合金とその用途 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0987782A true JPH0987782A (ja) | 1997-03-31 |
Family
ID=17187639
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7249075A Pending JPH0987782A (ja) | 1995-09-27 | 1995-09-27 | 耐中性子照射合金とその用途 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0987782A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003085678A1 (fr) * | 2002-04-08 | 2003-10-16 | Ngk Insulators, Ltd. | Matiere pour un four de fusion nucleaire presentant d'excellentes caracteristiques a des temperatures elevees et comprenant un compose intermetallique de beryllium |
| US7560069B2 (en) | 2002-04-08 | 2009-07-14 | Ngk Insulators, Ltd. | Material including beryllium intermetallic compound and having excellent high-temperature property applied to nuclear fusion reactor |
-
1995
- 1995-09-27 JP JP7249075A patent/JPH0987782A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003085678A1 (fr) * | 2002-04-08 | 2003-10-16 | Ngk Insulators, Ltd. | Matiere pour un four de fusion nucleaire presentant d'excellentes caracteristiques a des temperatures elevees et comprenant un compose intermetallique de beryllium |
| US7560069B2 (en) | 2002-04-08 | 2009-07-14 | Ngk Insulators, Ltd. | Material including beryllium intermetallic compound and having excellent high-temperature property applied to nuclear fusion reactor |
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