Japanese contribution to the DEMO-R&D program under the Broader Approach activities

Progress of fusion nuclear technologies in the broader approach framework

“…15 in which a plasma sintering apparatus, an infrared oven and a wire discharge saw were installed. In the previous work in Oarai, Japan, beryllide was produced successfully using mixed beryllium and titanium powder by the plasma sintering method for the first time [21]. Also production of beryllide Be 12 Ti by the plasma sintering method was confirmed in the Rokkasho BA site.…”

“…Pebbles of Li 2 TiO 3 were produced in JAEA by the rotating granulation method, where a typical diameter of 1.14 mm and a sphericity of 1.04 were obtained in 2010 [21]. Recently, an emulsion method.…”

Technical issues related to the development of reduced-activation ferritic/martensitic steels as structural materials for a fusion blanket system

“…The temperature dependence of the tensile properties was evaluated, and the results indicated that the high-temperature tensile properties were comparable to those of F82H-IEA [12]. Various types of fatigue lives were evaluated, and the results revealed that the high-cycle fatigue life of the F82H-BA07 heat was better (longer) than that of the F82H-IEA heat (Fig.…”

COMPARATIVE INVESTIGATION OF MICROSTRUCTURE, MECHANICAL PROPERTIES AND FRACTURE FEATURES OF HEAT-RESISTANT FERRITIC-MARTENCITIC STEELS EK-181, ChS-139 AND EP-823 IN THE TEMPERATURE RANGE FROM –196 TO 720 ºC

“…Разброс значений предела текучести составлял ≈5-20 МПа, величина относительного удлинения ≈0,5-2%. Следует отметить, что выбор геометрии размера образцов (малого) для исследований определён необходимостью соответствия таких исследований (дореакторных) послереакторным исследованиям свойств облучённых образцов (технологии малых образцов [4][5][6][7][8][9]).…”

“…Ферритно-мартенситные 12%-ные хромистые стали выбраны основными российскими конструкционными сталями для ядерных (быстрых) и термоядерных реакторов, исходя из реального длительного опыта их применения в быстрых реакторах. Выбор зарубежных (8-9)%-ных хромистых ферритно-мартенситных сталей определён ориентацией их применения в термоядерных реакторах [5][6][7][8][9]. По всем функциональным свойствам, включая коррозионные, 12%-ные хромистые стали превосходят (8-9)%-ные хромистые стали.…”