AbstractA possible concept for the blanket for next generation fusion devices is the lithium salt blanket, where lithium salt is dissolved in an aqueous coolant in order to provide for tritium. Type AISI 316L stainless steel has been considered as a structural material for such a blanket for NET (Next European Torus), and a systematic study of the corrosion behaviour of 316L stainless steel has been carried out in a number of lithium salt solutions. The experiments include cyclic potentiodynamic polarization measurement, crevice corrosion corrosion fatigue and stress corrosion cracking (SCC) tests. This paper presents a part of novel corrosion results concerning the compatibility of 316L steel and a series of other materials relevant to a fusion blanket environment. No major uniform corrosion problem has been observed, but localized corrosion, particularly corrosion fatigue and SCC, of 316L stainless steel have been found so far in a lithium hydroxide solution under some specific potential conditions. The critical electrochemical potential zones for SCC have been identified in the present study.
次世代核融合装置用ブランケットの有望な概念の一つとして、リチウム塩ブランケットが考えられており、これはトリチウムを供給するためにリチウム塩を水冷却材に溶解させるものである。AISI 316Lステンレス鋼は、NET（次期欧州トーラス）用のこのようなブランケットの構造材料として検討されており、種々のリチウム塩溶液中における316Lステンレス鋼の腐食挙動に関する系統的な研究が実施されてきた。実験には、サイクリック電位動的分極測定、すきま腐食、腐食疲労、および応力腐食割れ（SCC）試験が含まれる。本論文では、核融合ブランケット環境に関連する316L鋼および一連の他の材料の適合性に関する新規な腐食結果の一部を提示する。大きな全面腐食の問題は観察されていないが、特定の電位条件下における水酸化リチウム溶液中で、316Lステンレス鋼の局部腐食、特に腐食疲労およびSCCがこれまでに見出されている。SCCの臨界電気化学電位領域が本研究において同定された。