k法に基づく中性子放射化分析法を用いた高純度チタン及び炭化ケイ素(SiC)の不純物元素の分析; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

本橋 純; 高橋 広幸; 馬籠 博克; 笹島 文雄; 徳永 興公*; 川崎 幸三*; 鬼沢 孝治*; 一色 正彦*

JAEA-Technology 2009-036, 50 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-036.pdf:32.66MB

JRR-3及びJRR-4では、中性子転換ドーピング法を用いたシリコン単結晶(Si)の半導体(NTD-Si)の製造が行われている。現在、NTD-Siは、増産を目的とした生産性の向上が重要な課題となっている。このため、中性子均一照射工程を現在よりも効率的に行うためには、中性子フィルタ法があり、中性子フィルタ材としては、高純度チタン材料の使用が考えられる。また一方で、炭化ケイ素(SiC)は、シリコン(Si)材よりパワー半導体デバイスとしての優れた物理的特性を有しているため、NTD法によるSiC半導体製造の技術開発についても大いに検討の対象となる。そこで、高純度チタン及びSiC材料について、中性子照射後の放射化量を評価するため、k法に基づく中性子放射化分析法を用いた不純物元素の分析を行った。本分析により、高純度チタンからは6元素、SiCからは9元素を検出し、定量を行った。このうち、高純度チタンから検出されたSc及びSiCから検出されたFeは、半減期が比較的長い核種である。これらの核種からの放射線による取扱い作業での被ばくが問題となるため、不純物管理の検討が必要であることがわかった。

原子炉定常線源

森井 幸生; 一色 正彦

結晶解析ハンドブック, p.111 - 114, 1999/09

材料開発、新物質の理解にはその構造を原子的尺度で解明し、それに基づいた物質諸性質を理解することが必要である。X線、中性子線等を用いた回折結晶学の歴史は古く、物質の構造に関し最も信頼し得る結果を与えてくれる手段を提供する学問として発展し、その実積もあり、広く利用されてきた。最近の結晶学における新しい成果や技術を時代の要求に即応して、ハンドブックの形に集大成することとなった。ここでは、原子炉を使った定常中性子源に関して、歴史、中性子発生法、施設、特徴などについて解説を行う。

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

神田 啓治*; 中込 良広*; 一色 正彦; 馬場 治; 鶴田 晴通

1996 Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), 0, 8 Pages, 1996/00

原研のJRR-2、JRR-3M、JRR-4及びJMTRそして京都大学原子炉実験所のKURを中心に、我が国研究炉の燃料濃縮度低減化(RERTR)計画の現状と今後の計画、関連R&Dの成果等について紹介している。

NbおよびMo基耐熱合金の材料設計と評価

森永 正彦*; 井上 聡*; 斉藤 淳一*; 一色 泰志*; 湯沢 利勝*; 加納 茂機; 舘 義昭

PNC TY9623 93-005, 134 Pages, 1993/03

PNC-TY9623-93-005.pdf:6.09MB

本研究では液体リチウム冷却カリウムタービン高速炉用の構造材料として有望なニオブ基およびモリブデン基合金について、その材料設計ならびに特性評価を行うことを目的としている。本年度は、数種のニオブ基およびモリブデン基候補合金を溶製し、現在、試験可能な液体ナトリウム中での耐食性試験および加工性の評価のために三点曲げ試験を行うとともに、液体リチウム中での耐食性の文献調査を行った。そして、これらの結果を基に、液体リチウム用のニオブ基およびモリブデン基合金の設計を行い、それぞれの有望候補合金を選定した。昨年度の結果を基にして、設計合金として数種のNb-W-V-Zr系合金およびMo-Re-W-Zr系合金を選定した。その試料をトリアーク炉で溶製し、組織観察、923Kでの液体ナトリウム中浸漬試験および常温、大気中での三点曲げ試験を行った。これらの試験結果を基に、両合金系の特性を評価するとともに、それらの予測法について考察を加えた。液体ナトリウム中浸漬試験の結果より、ニオブ基設計合金の重量減少量は既存のニオブ基合金よりも少なく、耐食性のための合金元素の選択は妥当であることがわかった。また、ニオブ基合金に比べて、モリブデン基候補合金の重量変化量はたいへん小さく、どれも満足のいく結果であった。三点曲げ試験の結果、難加工性材であるといわれていた純モリブデンは曲がり角度が大きく、加工性は良好であった。一方、ニオブ基及びモリブデン設計合金は、既存合金に比べて加工性が低下していた。また、合金の降伏応力はピッカース硬さと相関があることがわかった。興味深いことには、ニオブ基合金では原子間の結合力の変化を示すパラメータである結合次数差が、材料の降伏応力と曲がり角度に関係していることがわかった。これより、結合次数差を用いてニオブ基合金の曲がり角度を予測することが可能となった。液体リチウム中の耐食性に関する文献を調査・検討した結果、液体リチウム中でのニオブおよびモリブデンの腐食を抑制するために有効な添加元素を見いだした。昨年度までの設計指針と、本研究で得られた設計指針を基に、液体リチウム用のニオブ基の暫定的一次選定材を以下のように設計した。ニオブ基合金 Nb-(1,3,5at%)W-1at%Zr モリブデン基合金 Mo-(7.5,15at%)Re-0.5at%Zr

Nb基およびMo基耐熱合金の材料設計と評価

森永 正彦*; 斉藤 淳一*; 加藤 真人*; 一色 泰志*; 脇山 博文*; 加納 茂機; 吉田 英一

PNC TY9623 92-001, 73 Pages, 1992/04

PNC-TY9623-92-001.pdf:6.17MB

Li冷却高速炉用の構造材料として、これまでの研究でNb基およびMo基合金を候補材料として選択し、その材料設計および特性評価を行ってきた。これらの合金の中から候補材の成分を更に絞るため、本年度は3元系合金について引張強度の簡易的予測手法、密度の予測手法の検討および2元系および3元系合金についてナトリウムに対する耐食性評価手法の検討を行った。3元系のNb基合金およびMo基合金をトリアーク炉で溶製し、高温硬さ試験、923K、1000hのナトリウム中腐食試験、密度測定、組織観察を行った。さらにNb基2元系合金についてナトリウム中腐食試験を行い、腐食に対する合金効果を検討した。(1)前年度導出した2元系合金に関する引張強度の簡易的予測手法(成分元素間の原子半径差およびヤング率差に基づく)が3元系合金に拡張できることを明らかにした。(2)密度の予測が合金元素の密度の組成平均で予測できることを明らかにした。(3)ナトリウムに対する腐食に関し、合金効果を明らかにし、耐食性を予測するため新たに耐食性係数を導出した。この他に1373KにおけるMo-Re-W系の部分状態図を作成した。上記の結果をもとに、最も有望な候補合金系としてNb-W-V-Zr系合金およびMo-Re-W-Zr系合金を選択した。

電子合金理論に基づく超耐熱構造材料の材料設計(II) 材料設計及び特性評価

湯川 夏夫*; 森永 正彦*; 斉藤 淳一*; 加藤 直人*; 一色 泰志*

PNC TJ9623 92-001, 81 Pages, 1991/07

PNC-TJ9623-92-001.pdf:6.46MB

(目的)開発中の高温Li用材料であるNb基合金及びMo基合金について、簡便な方法で高温引張強度の類推が可能な方法を開発すると共に、液体金属中での耐食性等を明らかにする。(実験方法) 高温引張強度については、始めに実用合金に関する文献で室温高温の硬さと引張強度を調べ、次に新たに溶製した合金を用いて1200度Cまでの硬さを測定した。 液体金属中での耐食性については、昨年度の設計合金に対する650度CでのNa浸漬試験を行い、試験前後の重量変化、組織変化、成分変化ならびに文献からの合金元素の酸化物とナトリウムの酸化物との生成自由エネルギーなどから、腐食量、Na浸漬中の溶出元素等を調べ、また初めての試みとして、Li、K、Naなど液体金属中の原子状の溶出元素の電子構造、イオン性などの解析をd電子論に基づいて行った。(結果) 実用合金の調査から、室温1200度Cで硬さと引張強度の間には良好な直接関係があることをまず明らかにし、次にこの関係を利用して測定で得た硬さから高温時の引張強度の簡易的予測が可能な式を導出した。 液体金属中の耐食性については、Na中ではNb基合金はその合金元素であるNbとTaが酸化されるために腐食され易いが、Mo基合金はその合金元素の酸化が起こらないために腐食され難く優れた耐食性を示した。d電子論に基づく解析からは、Li、K、Naの各液体金属の中ではLiが溶出した原子状の元素と最も強く結合するなどの新たな知見を得た。 これらの他に、合金の硬さは母金属と添加元素の原子半径差またはヤング率差に依存すること、合金の密度は添加元素の純金属の密度で整理が可能なこと、昨年の設計合金は1200度Cで良好な相安定性を示すこと、などを明らかにした。

Reconstruction program for Japan Research Reactor-3

大西 信秋; 一色 正彦; 高橋 秀武; 渡辺 正秋

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 11 Pages, 1988/00

JRR-3炉は国産1号炉として、1962年初臨界以来21年間、原子力の基礎研究、燃料・材料照射、RI生産の分野で活躍してきた。近年の照射及びビーム実験に関する高度な照射条件と良質な中性子ビームの要望に応えるため、汎用型高性能炉として改造を行うこととした。原子炉の改造工事は、昭和60年8月に開始し、昭和65年の完成を目標に進めている。改造炉は、多くの照射実験設備、ビーム実験設備及び冷中性子源装置を設置し、世界的に最高水準の実験研究が可能な研究炉となる。

JRR-3改造炉の設計のための遮蔽解析,2; ビーム実験孔設備の遮蔽

伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 成田 秀雄*

JAERI-M 85-105, 113 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-105.pdf:2.56MB

JRR-3改造炉の設計のために行われた、ビーム実験孔設備の遮蔽解析についてまとめた。すなわち、一般用及び中性子ラジオグラフイ用実験孔設備、並びにガイドトンネル設備に対する遮蔽解析の方法と解析結果について述べている。実験孔のストリーミング解析には、MORSE-CGコードとDOT-3.5コードを用いている。

酸化リチウム高照射試験(1)計画と安全評価

渡辺 斉; 倉沢 利昌; 竹下 英文; 高橋 正; 谷藤 隆昭; 宮内 武次郎; 一色 正彦; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 梅井 弘

JAERI-M 82-136, 27 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-136.pdf:0.8MB

トリチウムの放出挙動・回収の研究はトリチウム技術開発において極めて重要な課題のである。しかしながら、これまでの研究は主として低照射量(110n/cm程度)の照射後焼純法によるものであり、トリチウム放出挙動に関して十分なデータとは言えない。本試験は実効中性子フルエンス5.510n/cmまでの照射量に対するトリチウム放出率、HTO/HT組成比をin-situ測定によって、またトリチウム残存量を照射後試験によって明らかにするものである。本報告書には試験内容、照射条件、試験方法及び安全評価のためのトリチウム生成量、漏洩量、解体作業及び異常時対策について記述した。また、照射キャブセルの構造、安全解析についても記述した。

Thermal neutron flux distribution inside and outside LiO pellets

那須 昭一; 内田 勝也*; 谷藤 隆昭; 竹下 英文; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄

Journal of Nuclear Materials, 88(2-3), p.193 - 198, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90274-3

酸化リチウムペレット内外の熱中性子束分布を金線を用いた放射化法により測定し、その結果をTHERMOSコードによる計算結果と比較検討した。直径11.8mmのペレットに対するflux depression factor,self-shielding factor,flux perturbation factor、はそれぞれ、0.413,0.500,0.207と得られた。一方、THERMOSコードによる計算値は、0.444,0.521,0.231であり、実験値と計算値はよい一致を示した。