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核融合炉燃料精製システム用パラジウム合金膜に関する研究; 材料試験-II:水素溶解度特性,$$^{3}$$He放出特性

Study On A Multi-Component Palladium Alloy Membrane For The Fusion Full Cycle-Material Test-II: Hydrogen Solubility,$$^{3}$$He Release Characteristics

吉田 浩; 奥野 健二; 長崎 正雅; 野田 健治; 石井 慶信; 竹下 英文

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本研究は、日米核融合協力研究計画の一環として実施したものである。パラジウム合金膜法を核融合炉トリチウムサイクルに適用した場合、合金膜の水素脆化やへりウム損傷が問題になると考えられる。そこで、筆者らのこれまでの研究で水素透過特性及び機械的性質が優れていることが確認されている多元系合金75Pd-25Ag・Au・Ruについて、結晶構造、水素溶解度特性及びイオン注入した$$^{3}$$Heの焼鈍放出特性を実験により調べた。本実験結果及びロスアラモスの試験結果は、本合金膜は実用条件下(操作温度300~25$$^{circ}$$C、水素圧力1000Torr)では水素脆化、及びへリウム気泡の生成・成長に基づくスエリングや破壊を起こしにくい合金であることを明らかにしている。

no abstracts in English

使用言語

 :

Japanese

報告書番号

 :

JAERI-M 85-165

ページ数

 :

25 Pages

発行年月

 :

1985/11

特許データ

 :

PDF

 :

JAERI-M-85-165.pdf:0.73MB

論文URL

 :

https://doi.org/10.11484/jaeri-m-85-165

キーワード

 :

核融合炉; 燃料ガス精製; トリチウム; パラジウム合金膜法; 水素化物生成; 水素溶解度; トリチウム壊変; ヘリウム気泡; ヘリウム損傷; スエリング

使用施設

 :

広報プレスリリース

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