AbstractOn the basis of our analysis of a transient thermal stress problem of a thin circular disk, which is locally heated at an arbitrary eccentric position, influences on thermal stresses and stress intensity factors in the thermal shock testings of the disk specimens are discussed. The thermal shock resistances and fracture toughnesses of five kinds of graphite and six kinds of C/C-composite as the first wall materials in fusion reactor devices are evaluated by means of arc discharge heating method. These results are compared with preliminary observations of the plasma-facing first wall tiles for a fusion reactor device (JT-60). Other mechanical and fracture mechanics properties are also measured. Two graphites and three C/C-composites are irradiated up to about 1.1–1.9×1021 n/cm2 (E > 29 fJ) at about 650–1000°C in a fission reactor (Japan Material Testing Reactor, JMTR) and the degradations in the thermal shock resistances and fracture toughnesses and the changes of mechanical and fracture mechanics properties due to the neutron irradiations are quantitatively given.
我々の薄い円盤の過渡熱応力問題の解析に基づき、偏心位置で局所加熱される場合の熱衝撃試験における熱応力および応力拡大係数への影響について考察した。核融合炉装置の第一壁材料としての5種類の黒鉛および6種類のC/C複合材料の熱衝撃抵抗と破壊靱性を、アーク放電加熱法により評価した。これらの結果を、核融合炉装置（JT-60）のプラズマ対向第一壁タイルの予備的観察結果と比較した。その他の機械的特性および破壊力学的特性も測定した。2種類の黒鉛と3種類のC/C複合材料を、核分裂炉（日本材料試験炉、JMTR）において約650〜1000°Cで約1.1〜1.9×10²¹ n/cm²（E > 29 fJ）まで照射し、中性子照射による熱衝撃抵抗および破壊靱性の低下と、機械的特性および破壊力学的特性の変化を定量的に明らかにした。