AbstractThis paper presents a brief review of the irradiation creep mechanism, analyses of the effect on the performance and behaviour of fusion in-vessel components, and discusses procedures for the estimation of in-service time (or lifetime) of components under combined creep–fatigue. The irradiation creep models and proposed theories are examined and analysed to produce a creep law relevant to fusion conditions. The necessary material data, constitutive equations and other parameters needed for estimation of in-service time from the combination of creep and fatigue damage are identified. Wherever possible, design curves are proposed for stress and strain. Time dependent non-linear elastoplastic example calculations are performed, for a typical first wall structure under power plant loading conditions, assuming austenitic and martensitic steel as structural materials, including material irradiation creep. The results of calculations for the stress and strain history of the first wall are used together with the proposed cumulative damage expressions derived in this study to estimate the in-service time, including the effects of stress relaxation due to creep, reduction of ductility (or fracture strain) and helium-to-displacement-damage ratio. The calculations give a displacement damage of ∼70 dpa for the 316 austenitic steel and ∼110–130 dpa for the martensitic steel. Provided there are no power transients, for a design strain of 0.5%, the in-service time is estimated to be ∼3 years for the 316 steel case (at 2.2 MW/m2 wall load) and the high wall loading martensitic steel (5.0 MW/m2 case), and ∼5.3 years for the martensitic steel at lower wall load (2.2 MW/m2 case). The difficulty in defending these results lies in the uncertainty arising from the limited database and experience of the material properties, especially the creep constitutive law, when exposed to fusion environments.
本論文は、照射クリープ機構の簡潔なレビューを提示し、核融合炉内機器の性能と挙動に及ぼす影響を分析し、クリープと疲労の複合条件下における機器の供用時間（または寿命）推定手順について考察する。照射クリープモデルおよび提案された理論を検討・分析し、核融合条件に適合するクリープ則を導出する。クリープと疲労の複合損傷から供用時間を推定するために必要な材料データ、構成方程式、その他のパラメータを特定する。可能な限り、応力およびひずみに対する設計曲線を提案する。典型的な第一壁構造を対象に、発電炉条件下での時間依存非線形弾塑性計算例を実施し、構造材料としてオーステナイト系鋼およびマルテンサイト系鋼を想定し、材料の照射クリープを含める。第一壁の応力およびひずみ履歴の計算結果は、本研究で導出された累積損傷式と併せて用いられ、供用時間を推定する。これには、クリープによる応力緩和、延性低下（または破断ひずみ）、およびヘリウム生成量と変位損傷量の比の影響が含まれる。計算の結果、316オーステナイト系鋼では変位損傷が約70 dpa、マルテンサイト系鋼では約110～130 dpaとなる。設計ひずみを0.5%とし、出力変動がないと仮定した場合、供用時間は316鋼の場合（壁負荷2.2 MW/m²）で約3年、高壁負荷マルテンサイト系鋼（5.0 MW/m²）で約5.3年、低壁負荷マルテンサイト系鋼（2.2 MW/m²）の場合も約5.3年と推定される。これらの結果の妥当性を主張することの難しさは、核融合環境下での材料特性、特にクリープ構成則に関するデータベースと経験が限られていることに起因する不確実性にある。