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論文

Advanced neutron shielding material using zirconium borohydride and zirconium hydride

林孝夫; 飛田健次; 中森裕子*; 折茂慎一*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.119 - 121, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.073

被引用回数：80 パーセンタイル：98.17(Materials Science, Multidisciplinary)

先進遮蔽材料として水素化ホウ化ジルコニウム(Zr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ )及び水素化ジルコニウム(ZrH $_{2}$ )の性能を評価するために中性子遮蔽計算を実施した。優れた遮蔽材料は外部の構造材の深刻な放射化を防止するために必要とされている。Zr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ の水素密度はZrH $_{2}$ よりわずかに多いにもかかわらず、遮蔽性能はZrH $_{2}$ より低い。これは中性子の効率的な遮蔽には、水素原子と同様に原子番号が大きな原子が必要であることを示しており、さらにZr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ と鋼の組合せにより中性子遮蔽性能が向上することがわかった。(Zr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ とF82Hの組合せ)及び(ZrH $_{2}$ とF82Hの組合せ)は、(水とF82Hの組合せ)より遮蔽材の厚さをそれぞれ6.5%, 19%減らすことが可能であることがわかった。他の材料と比較してZr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ を遮蔽材に用いた場合、ホウ素の効果により100eV以下の中性子束が大幅に減少する。これにより核融合炉からの放射性廃棄物の減少に寄与することが可能である。

論文

Neutronics assessment of advanced shield materials using metal hydride and borohydride for fusion reactors

林孝夫; 飛田健次; 西尾敏; 池田一貴*; 中森裕子*; 折茂慎一*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.060

被引用回数：21 パーセンタイル：78.83(Nuclear Science & Technology)

核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH $_{2}$ とTiH $_{2}$ は1気圧において640 $^{circ}$ C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrH $_{2}$ とMg(BH $_{4}$ ) $_{2}$ は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH $_{2}$ Mg(BH $_{4}$ ) $_{2}$ and F82HTiH $_{2}$ and F82Hwater and F82H。