AbstractSince November 1990, systematic research has been carried out in preparation for a Japanese draft of structural design guidelines for an experimental fusion reactor. This paper summarizes the major results of the work and the status of these efforts. At first, failure modes to be prevented by design standards were extracted by considering the materials, configurations and operating conditions of International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) components. Applicability of the current design standard was discussed by considering failure modes in the second stage. Specific issues regarding the individual components were also discussed. Major difficulties in vacuum vessel were how to classify stress due to magnetic load, how to define evaluation cross-section in complex 3-dimensional structures and how to estimate fatigue life of weldments. In designing in-vessel components (IVCs) such as blankets and divertors, the significant reduction in uniform elongation capability caused by heavy neutron irradiation should be taken into account. The validity of the existing structural design method was also confirmed by comparing the elastic–plastic design limit for virgin material, the elastic design limit for irradiated material and the fracture mechanics design limit for irradiated material.
1990年11月以降、実験用核融合炉の構造設計ガイドラインの日本語版作成に向けた体系的な調査研究が実施されてきた。本論文は、この取り組みの主要な成果と現状をまとめたものである。まず、国際熱核融合実験炉（ITER）の構成要素の材料、形状、運転条件を考慮し、設計基準によって防止すべき破損モードを抽出した。次に、これらの破損モードを考慮して、現行の設計基準の適用可能性を検討した。さらに、個々の構成要素に関する具体的な課題についても検討を加えた。真空容器における主要な課題は、磁場による応力の分類方法、複雑な3次元構造における評価断面の定義方法、溶接部の疲労寿命評価方法であった。ブランケットやダイバータなどの炉内構成要素（IVC）の設計においては、重照射による均一伸び能力の著しい低下を考慮する必要がある。さらに、未照射材料の弾塑性設計限界、照射材料の弾性設計限界、照射材料の破壊力学設計限界を比較検討することにより、既存の構造設計手法の妥当性を確認した。