腐食（Corrosion）は、核融合・プラズマ物理学の現象。核融合炉のブランケットや冷却系において、構造材料が液体金属（Pb-Liなど）や高温水と接触することで溶解・侵食され、劣化する現象である。腐食生成物の放射化や材料強度の低下を引き起こすため、材料選定や水質・不純物管理が重要な設計課題となる。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは123本ある。比重が最も大きかったのは2015–2019年で、その期間の論文の0.33%を占めた。直近の2025–2029年では0.23%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1985年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
推移
研究の変遷
1985–19949本 · 0.16%
液体リチウム塩とPb-17Li中の鋼腐食研究の初期
ステンレス鋼とリチウムが共出現の中心であり, ITER液体リチウム塩ブランケット構造やPb-17Li中のオーステナイト系・マルテンサイト系鋼の腐食挙動が調べられた。流動条件下での腐食と機械的特性への影響も検討されている。
この時代の論文から
- Corrosion studies of a stainless steel structure for the ITER aqueous lithium salt blanket conceptFusion Engineering and Design 1990
- Corrosion of austenitic and martensitic stainless steels in flowing Pb17Li alloyFusion Engineering and Design 1991
- Corrosion of CrMn based austenitic stainless steels by the lithiumlead eutectic Pb17LiFusion Engineering and Design 1991
- Corrosion and mechanical properties of the martensitic steel X18CrMoVNb 12 1 in flowing Pb17LiFusion Engineering and Design 1991
1995–20045本 · 0.05%
ITER冷却系における腐食生成物とエロージョン・コロージョン
全タイトルに占める割合は低下し, 共出現対象は鉛リチウム共晶と銅に移った。ITER一次冷却ループの放射化腐食生成物やダスト, 高熱流束下での銅合金のエロージョン・コロージョン試験が中心である。
この時代の論文から
- Source terms due to the activated corrosion products in primary cooling loops of ITERFusion Engineering and Design 1995
- Dust and corrosion product effluents assessment in ITERFusion Engineering and Design 2000
- Erosion–corrosion tests on ITER copper alloys in high temperature water circuit with incident heat fluxFusion Engineering and Design 2002
- Corrosion study of an austenitic steel in Pb–17Li under magnetic field and rotating flowFusion Engineering and Design 2003
2005–201433本 · 0.21%
液体リチウムと低放射化鋼の腐食試験の隆盛
リチウム, 鉛リチウム共晶, 低放射化フェライト/マルテンサイト鋼, 液体リチウムなどが共出現し, ベリリウムや構造材料の腐食, IFMIF液体リチウムループの腐食生成物沈着, 応力腐食割れなど多様なテーマが扱われた。試験ブランケットモジュール関連の研究も現れる。
同時に語られた主題リチウム、鉛リチウム共晶、低放射化フェライト/マルテンサイト鋼、液体リチウム、CLAM鋼、ユーロファー
この時代の論文から
- Preliminary corrosion studies of P-91 in flowing lead–lithium with and without magnetic field for Indian lead–lithium ceramic breeder test blanket moduleNuclear Fusion 2014
- Some features of beryllium corrosion behavior in Be–liquid Li–V–4Ti–4Cr alloy systemFusion Engineering and Design 2005
- Accessibility evaluation of the IFMIF liquid lithium loop considering activated erosion/corrosion materials depositionFusion Engineering and Design 2005
- Corrosion of Be-based fusion-specific waste materialsFusion Engineering and Design 2005
2015–202676本 · 0.30%
液体金属腐食の機構解明と先進材料コーティングへの展開
水冷鉛リチウムやアルミナコーティング, 酸化物分散強化鋼などが共出現し, 液体Pb-Li中の腐食に対する磁場効果, コールドトラップによる腐食不純物の除去, 水素透過低減コーティングなどが研究された。ITERに加えHiPER炉の自己冷却鉛リチウムブランケット解析も見られる。
この記述以降に論文が追加されている
同時に語られた主題リチウム、低放射化フェライト/マルテンサイト鋼、鉛リチウム共晶、液体リチウム、水冷却鉛リチウム、酸化アルミニウム
この時代の論文から
- Efficient hydrogen and deuterium permeation reduction in Al2O3 coatings with enhanced radiation tolerance and corrosion resistanceNuclear Fusion 2018
- Effect of magnetic field on corrosion behavior of Indian reduced activation ferritic/martensitic steel in liquid Pb–LiNuclear Fusion 2019
- Entrapment of impurities inside a cold trap: a purification process for removal of corrosion impurities from molten Pb-16LiNuclear Fusion 2021
- Thermo-fluid dynamics and corrosion analysis of a self cooled lead lithium blanket for the HiPER reactorNuclear Fusion 2015
よく登場する装置
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文17本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない