Direct measurement of nanoscale lithium diffusion in solid battery materials using radioactive tracer of Li

石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; Jung, H. S.*; 宮武 宇也*; 小柳津 充広*; 長 明彦; 乙川 義憲; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 376, p.379 - 381, 2016/06

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2015.12.036

We have developed an in situ and nanoscale Li diffusion measurement method in Li battery materials using an -emitting radioactive Li tracer. In this method, while implanting a low-energy (8 keV) Li beam, the particles emitted at a small angle (10) relative to the sample surface were detected as a function of time. Measurement for Li diffusion coefficients in a spinel phase LiMnO (LMO) thin film has been started, which is used as an electrode in a Li ion secondary battery. An obvious Li diffusion effect in LMO was observed at the sample temperature of 623 K, and the further measurement is underway.

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.075

幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03

https://doi.org/10.13182/FST14-T31

Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku Japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.

Hydrogen isotope behavior on a water-metal boundary with simultaneous transfer from and to the metal surface

林 巧; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 小林 和容; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1520 - 1523, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.03.069

トリチウムの閉じ込めは核融合炉の最も重要な安全上の課題である。特に、水冷却のトリチウム増殖ブランケットではトリチウムの冷却水への移行が重要である。そのため、1kPaの純トリチウムを封入した金属試料配管(純鉄や7ミクロン程度の金メッキを施した純鉄)を高温高圧水容器(150C, 0.8MPa)にいれ、金属側から水中及び水蒸気中に移行するトリチウムを化学形別に測定した。また、高温高圧重水(300C, 15MPa)からの各種金属配管(純鉄,純ニッケル,ステンレス鋼(SS304),金メッキ純鉄など)への重水素の移行挙動を調べ、水側から金属側への移行を確認した。今回、上記の同時移行挙動を、重水からの重水素の安定移行確認後に軽水素を試料配管内側へ導入することにより、検証した。

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.02.043

原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。

Effects of tritiated water on corrosion behavior of SUS304

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1515 - 1518, 2011/11

https://doi.org/10.13182/FST11-A12720

SUS304ステンレス鋼の腐食挙動に及ぼすトリチウム水の影響に関し、電気化学手法の一つであるターフェル外挿法を用いて算出される腐食電位と腐食速度を用いて解明を試みた。トリチウム濃度,溶存酸素濃度、そしてpHをパラメータとして実験を行った結果、ある一定の条件下においてはトリチウムによる腐食速度増加が観測された。また、トリチウム水による腐食への影響には2種類以上の機構が存在した。一つは自己不動態化阻害による腐食速度の増加であり、高腐食条件下では1 N HSO電解質中にて観測された。それ以外の影響は溶存酸素とトリチウム濃度に依存しており、1 N HSOだけでなく、1 N NaSO中においても観測された。

Hydrogen isotope behavior transferring through water metal boundary

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(1), p.369 - 372, 2011/07

https://doi.org/10.13182/FST11-A12382

Tritium confinement is the most important safety issue in the fusion reactor. Specially, tritium behavior transferring through water metal boundary is very important to design tritium plant with breading blanket system using cooling water. A series of tritium permeation experiment into pressurized water jacket with He or jacket purging less than 1000 ppm of water vapor in Ar has been performed through pure iron piping, which contained about 1 kPa of pure tritium gas at 423 K, with monitoring the chemical forms of tritium permeated into water or water vapor jackets. The effect of metal surface condition was also investigated, such as oxidation to magnetite or gold plating on pure iron. The results clearly show that chemical species of permeated tritium depends on the oxygen population on the metal boundary. In case of pure iron, several hundreds ppm of HO is enough to transfer tritium as HTO from the boundary surface to outer jacket. When oxygen population on the boundary surface decreases by gold plating, HT fraction increases drastically. On the other hand, it is also found the possibility of hydrogen generation effect on the metal boundary, such as Schikorr reaction. In order to discuss more detail mechanism, actual hydrogen transfer behavior from water to metal was investigated as a function of temperature.

Preliminary study of electrochemical corrosion behavior of F82H steel

小柳津 誠; 山西 敏彦

富山大学水素同位体科学研究センター研究報告, 29-30, p.45 - 49, 2010/12

http://www.hrc.u-toyama.ac.jp/jp/study_report/study_report2010.html

本研究は、低放射化フェライト鋼であるF82H鋼の腐食挙動に及ぼすトリチウムの影響に関し、電気化学的観点からの解明を目的としており、その予備研究として、高腐食環境下にてコールド試験を行った。実験に関して、F82H鋼及び、参照試料としてSUS304を用い、測定面以外を絶縁処理した後、超音波洗浄したものを試料とした。実験は、5重量パーセント硫酸水溶液を用い、前準備として、1時間アルゴンガスを用いて脱気した後、20分間0.7Vでカソード処理を行い、40分間回路を開放した後、ターフェル掃引及びアノード分極測定を行った。ターフェル掃引の結果から、上記高腐食環境下においては、腐食速度が10cm/年程度と見積もられ、この値はSUS304と比較すると3桁程度大きかった。また、アノード分極測定の結果から、SUS304と同様、不動態形成領域,不動態維持領域、及び過不動化領域が観測された一方、不動態形成に必要とする電気素量がSUS304の1000倍程度であった。以上より、特に低腐食環境におけるさらなる研究が必要であるが、F82H鋼の腐食速度はSUS304と比較して、非常に大きいことが示唆された。

F82H鋼のトリチウム透過挙動; トリチウム水蒸気の増殖材パージガスから冷却材への透過

小柳津 誠; 林 巧; 山西 敏彦

JAEA-Research 2008-123, 25 Pages, 2009/03

JAEA-Research-2008-123.pdf:2.12MB

核融合炉ブランケットの構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼、F82H鋼のトリチウム透過挙動を解明するための研究がなされてきているが、これまでの報告のほとんどは、純水素同位体ガスの真空への透過であった。そのため、本研究は、HCSBブランケット中のトリチウム増殖材パージガス中からF82H鋼を通して冷却材であるヘリウムへの透過挙動の解明を目的とし、実機環境を模擬した実験を行った。実験において、トリチウム供給側はヘリウムで希釈したトリチウム水蒸気を用い、透過側はヘリウムによりパージした。そして、トリチウム透過の温度依存性とトリチウム水蒸気分圧依存性を調べた。実験の結果、トリチウムの透過は拡散律速の様相を示し、F82H鋼バルク内におけるトリチウムの挙動は過去の報告と同様であるが、表面の過程が異なることが示唆された。特に、トリチウム供給側の表面がトリチウム水蒸気により酸化され、トリチウム透過防止膜として機能しうる酸化膜を形成した可能性が考えられたことから、実機においてもF82H鋼がトリチウム透過防止膜として機能しうる酸化膜を自己形成する可能性が見いだされた。

Hydrogen isotope retention of JT-60U W-shaped divertor tiles exposed to DD discharges

柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 広畑 優子*; 大矢 恭久*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 大西 祥広*; 新井 貴; 正木 圭; 奥野 健二*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 357(1-3), p.115 - 125, 2006/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2006.06.001

JT-60UのW型ダイバータで、重水素放電に曝された炭素材タイルからポロイダル方向に試料をサンプリングし、昇温脱離(TDS)実験を行うことでタイル中の水素同位体の蓄積量をTDS及びSIMSで評価した。外側ダイバータタイルは、厚い再堆積層に覆われており、その再堆積層中の水素濃度は場所によらずほぼ一定で(D+H)/Cの原子比で約0.03であった。このように水素濃度が低いのはタイル表面の再堆積層がプラズマ入熱によりかなり温度があがっていたためである。DD放電終了後トリチウム除去のために行われたHH放電により、さらに再堆積層の厚さが増加するとともに、先に蓄積されていたDの一部はHに置き換えられていることがわかった。放電中の温度の上昇,ダイバータの幾何学的構造が水素の蓄積に大きな影響を持つことを明らかにした。