ステンレス鋼（Stainless steel、stainless）は、核融合・プラズマ物理学の材料。核融合炉の第一壁やブランケット構造材、リミターなどに広く用いられる代表的な構造材料である。プラズマディスラプションによる溶融・再凝固や中性子照射、トリチウム吸蔵・腐食など過酷な環境にさらされ、その損耗と機械特性の劣化が炉設計上の重要な評価対象となる。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114本ある。比重が最も大きかったのは1990–1994年で、その期間の論文の0.37%を占めた。直近の2025–2029年では0.12%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1980年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
推移
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研究の変遷
1970–19841本 · 0.04%
リミッター材としての初期検討
この時代のステンレス鋼はPLTリミッターの表面変化の報告にのみ現れ、タイトル中の割合は0.04%と極めて小さい。リミッターとの共起が唯一であり、材料特性そのものではなくトポグラフィー変化が記述の中心である。
同時に語られた主題リミッター
この時代の論文から
1985–199417本 · 0.31%
核融合炉構造材料としての展開
この時代はステンレス鋼がITER設計や液体ブランケット概念と結びつき、腐食、トリチウム吸着、14MeV中性子深部透過などが論じられる。共有する主題は腐食、リチウム、プラズマ disruption であり、材料の健全性とトリチウム挙動が主たる関心である。
同時に語られた主題腐食、リチウム、プラズマディスラプション、トリチウム、不純物、熱負荷
この時代の論文から
- Experiment and analysis of 14 MeV neutron deep penetration in a type 316L stainless steel assemblyFusion Engineering and Design 1989
- Sorption of tritium on surface-modified type-316 stainless steelFusion Engineering and Design 1989
- 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
1995–200419本 · 0.19%
照射損傷と材料間適合性への焦点
割合は0.19%に低下するが、タイトル数は17と増加している。プラズマ disruption による割れ感受性、パルス照射下のクリープ強化、水素脆化、ベリリウム及びフェライト鋼F82Hとの両立性などが扱われ、銅やタングステン、トロイダル磁場コイルと共起しながらプラズマ対向機器や第一壁材料としての位置付けが強まる。
同時に語られた主題銅、トリチウム、プラズマディスラプション、第一壁、タングステン、トロイダル磁場コイル
この時代の論文から
- Cracking susceptibility of stainless steel subjected to plasma disruptionFusion Engineering and Design 1995
- Assessment of austenitic stainless steelsFusion Engineering and Design 1995
- Resonant creep enhancement in austenitic stainless steels due to pulsed irradiation at low dosesFusion Engineering and Design 1995
- Modelling hydrogen embrittlement in 316L austenitic stainless steel for the first wall of the Next European TorusFusion Engineering and Design 1995
2005–201422本 · 0.14%
応用と物性評価の並行
割合は0.14%まで低下する一方、タイトル数は22と微増している。ITERグレード鋼での重水素保持、極低温破壊靱性、銅との拡散接合などが研究され、ヘリウム、グロー放電、ダスト粒子などプラズマ‐材料相互作用の話題と共起する。W7-Xのような新しい装置も現れ、実機応用を意識した評価が進む。
同時に語られた主題銅、ヘリウム、重水素、トリチウム、リミッター、容器内機器
この時代の論文から
- Deuterium retention in ITER-grade austenitic stainless steelNuclear Fusion 2008
- Specimen size effects in the cryogenic fracture toughness testing of Fe–12Cr–12Ni–10Mn–0.24N stainless steelFusion Engineering and Design 2005
- Experimental study of radiation-induced currents in copper and stainless steel core mineral-insulated cables in the BR2 research reactorFusion Engineering and Design 2005
- Influence of heat treatments on residual tritium amount in tritiated stainless steel wasteFusion Engineering and Design 2005
2015–202655本 · 0.23%
液体リチウムと表面・照射効果の興隆
割合は0.23%へ回復し、タイトル数も55と大幅に増加する。トリチウム、リチウム、液体リチウムとの共起が目立ち、液体リチウムの濡れ拡がりやヘリウムプラズマとの相互作用など、プラズマ対向材料としての表面・照射効果が主要なテーマである。ITERとの関連が9件と最も多く、真空容器や電極間高電圧破壊など実機を意識した研究が増えている。
同時に語られた主題トリチウム、リチウム、液体リチウム、イオン照射、ヘリウム、腐食
この時代の論文から
- Helium self-trapping and diffusion behaviors in deformed 316L stainless steel exposed to high flux and low energy helium plasmaNuclear Fusion 2018
- Quartz micro-balance and in situ XPS study of the adsorption and decomposition of ammonia on gold, tungsten, boron, beryllium and stainless steel surfacesNuclear Fusion 2018
- Study of high DC voltage breakdown between stainless steel electrodes separated by long vacuum gapsNuclear Fusion 2020
- Wetting and spreading of liquid lithium onto nanocolumnar tungsten coatings tailored through the topography of stainless steel substratesNuclear Fusion 2020
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（Stainless steel、stainless など）。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40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