AbstractThis paper analyzes the process of progressive damage produced by mechanical origins (plasticity) and environmental causes (hydrogen embrittlement) in 316L austenitic stainless steel for the first wall of fusion reactors. Results of the analysis show that the micromechanical damage created by hydrogen is concentrated in an external circumferential ring with the same center as the cross sectional area of the notched samples. The microscopical appearance of this embrittled zone or damaged area is very rough and irregular at the microscale, with evidence of microcracking or secondary cracking, in contrast with the smooth surface (at the microscale) created by microvoid coalescence (dimpled fracture) in the inner core which is not embrittled by hydrogen and thus fails by mechanical reasons. The depth of the hydrogen damaged zone is quantified by fractographic methods and related to the test variables.
本論文は、核融合炉第一壁用316Lオーステナイト系ステンレス鋼における、機械的要因（塑性）および環境要因（水素脆化）によって生じる progressive damage（ progressive 損傷）のプロセスを解析したものである。解析結果によれば、水素によって生じた微視的機械的損傷は、切欠き試験片の断面積と同芯の外周リング状領域に集中している。この水素脆化領域すなわち損傷領域の微視的様相は、非常に粗く不規則であり、微細亀裂または二次亀裂の存在が認められる。これとは対照的に、水素脆化の影響を受けず機械的要因のみで破断する内部コア領域では、マイクロボイドの合体（ディンプル破面）による滑らかな破面が観察される。水素損傷領域の深さは、フラクトグラフィー的手法により定量化され、試験変数との関連性が考察されている。