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Evaluation of tritium trap effect produced by high energy proton irradiation in SS316

高エネルギー陽子照射されたステンレス鋼316中に生成したトリチウムの補足効果の評価

中村 博文; 小林 和容; 横山 須美*; 斎藤 滋; 山西 敏彦; 菊地 賢司*

Nakamura, Hirofumi; Kobayashi, Kazuhiro; Yokoyama, Sumi*; Saito, Shigeru; Yamanishi, Toshihiko; Kikuchi, Kenji*

高エネルギー陽子照射されたステンレス316鋼(SS316)の等速昇温によるトリチウム放出挙動を測定し、照射に起因する材料中のトリチウムトラップサイトの評価を試みた。資料には、STIP-I(スイス,SI,SINQターゲット計画)において580MeVの陽子及び核破砕中性子で照射されたSS316を用い、窒素-水素混合ガス気流中で10K/minで1273Kまで昇温した。昇温に伴って、試料から放出されたトリチウムは、電離箱で連続監視するとともに、触媒で酸化させた後、バブラーで捕集し、定量した。試験の結果、トリチウム放出挙動は、照射時温度に依存せず、また、試料内に残存したトリチウムは、照射中に核破砕反応で生成した量の1/10以下であることが明らかになった。以上の結果をもとに、高エネルギー陽子及び核破砕中性子照射中及び等速昇温中のSS316中のトリチウム輸送解析を行った結果、試料中に残存しているトリチウムは、そのほとんどが照射欠陥に起因するトラップサイトに補足されたものであり、そのトラップエネルギーは、1.4eV以上であると評価された。

Based on results of tritium measurement in the SS316 specimens irradiated up to 5.9 dpa in the SINQ target (580 MeV proton) using a thermal desorption (TDS) method, trap site density and trap energy in the materials induced by the high-energy proton irradiation have been evaluated by means of the numerical tritium transport analysis. The results indicate that almost residual tritium in the SS316 specimen exists in the trap site, whose trap density is maximum 238 appm (5.9 dpa) and trap energy is $$>$$ 1.4 eV, and that tritium release by the TDS is mainly attributed to the disappearance of the trap sites by the specimen heating, whose activation energy is about 0.7 eV. The trap site density seems to be almost proportional to the irradiation dose (dpa). Additionally, irradiation conditions such as the dose or irradiation temperature do not affect on the trapping mechanism.

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