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深澤 哲生*; 鈴木 晶大*; 遠藤 洋一*; 稲垣 八穂広*; 有馬 立身*; 室屋 裕佐*; 遠藤 慶太*; 渡邉 大輔*; 松村 達郎; 石井 克典; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.307 - 317, 2024/03
被引用回数：2 パーセンタイル：43.92(Nuclear Science & Technology)将来実用化されるMA分離変換技術を現在のHLLWに適用するため、柔軟な廃棄物管理システム(FWM)の開発を進めている。このFWMシステムは、MA分離変換技術が実現するまでの間、高レベル廃棄物(HLW)を顆粒体として貯蔵するシステムである。模擬HLLWからのロータリーキルンによる顆粒体製造と、現在のHLW貯蔵施設でのHLW顆粒体の一時貯蔵(約50年)のための基礎実験と予備的熱分析により、その主要プロセスの実現可能性をそれぞれ基本的に確認した。顆粒体製造実験では、ロータリーキルンによって比較的大きな粒子を製造できることが明らかになった。熱分析の結果、小さい直径のキャニスターを用いて、HLWよりも高い貯蔵密度で安全に貯蔵できることが示された。また、潜在的な放射性毒性及び処分場面積についてFWMシステムの有効性を評価し、FWMはこれらの要因を低減することができ、現行の再処理工場で発生するHLWの処分において大きなメリットがあることが示された。日本では軽水炉の燃料が長期間保管され、再処理工場の運転開始が間近とされているため、FWMシステムは高レベル放射性廃棄物処分の環境負荷低減に有効なシステムと考えられる。
and Zr at precisely controlled high temperatures白数 訓子; 佐藤 拓未; 鈴木 晶大*; 永江 勇二; 倉田 正輝
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.697 - 714, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：43.92(Nuclear Science & Technology)ジルカロイ被覆管とUO燃料の溶融反応のメカニズム解明に資するため、温度誤差が可能な限り最小となるよう検討を行い、1840
Cから2000Cの範囲でZrとUOの高温反応試験を実施した。UOるつぼにZr試料を装荷し、アルゴン雰囲気中加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行った。1890 Cから1930 Cで加熱した試料は、丸く変形しており、
-Zr(O)相と、少量のU-Zr-O溶体相で形成されていた。1940C以上で加熱した試料は大きく変形し、急激に溶体形成反応が進行する様子が観測された。U-Zr-O溶体相の形成反応はZr(O)中の酸素濃度に依存し、酸素濃度の低いZr(O)へ反応はどんどん進展する。そして酸素含有量が高いZr(O)中では、U-Zr-O溶体相の生成が抑制されることが確認された。
白数 訓子; 鈴木 晶大*; 永江 勇二; 倉田 正輝
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
ジルカロイ被覆管とUO燃料の高温における溶融過程解析モデルの高度化に資するため、ZrとUOの高温反応試験を実施した。UOるつぼに、Zr試料を装荷し2173K近傍で加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行った。試料の中間領域には、上方へ直線状に伸びる相が観測された。この相は、U-Zrの金属溶体相と考えられ、Zr試料中、酸素濃度が少ない方へ選択的に成長したと考えられる。
若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11
The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.
Favuzza, P.*; Antonelli, A.*; 古川 智弘; Groeschel, F.*; Heidinger, R.*; 東 拓真*; 平川 康; 飯島 稔; 伊藤 譲; 金村 卓治; et al.
Fusion Engineering and Design, 107, p.13 - 24, 2016/06
被引用回数：10 パーセンタイル：63.56(Nuclear Science & Technology)固体リチウムサンプルに含まれる窒素不純物濃度を決定する分析手順の妥当性評価に関するラウンドロビン試験が2014年から2015年の間に、3つの異なる協力機関であるENEAと日本原子力研究開発機構及び東京大学によって実施された。ここではリチウム中の窒素濃度が桁で異なる2種類のサンプル(約230wppm、約20-30wpmm)がクロスチェック分析のために選定された。窒素濃度が高いリチウムサンプルに対する分析で行われた各機関の作業手順は適切であり、本質的に良好な値を得ることができ、相対誤差が数%で大変良い一致を示した。一方、窒素濃度が低いリチウムサンプルの分析では、低い一致を示し、環境から混入する不純物源をできる限り低減することに注意を払わなければならないことが指摘され、適切なブランク値を差し引く重要性が強調された。
O
thin films on Si (100) by ion beam sputter depositionMao, W.*; 藤田 将弥*; 近田 拓未*; 山口 憲司; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 松崎 浩之*
Surface & Coatings Technology, 283, p.241 - 246, 2015/12
被引用回数：3 パーセンタイル：12.82(Materials Science, Coatings & Films)イオンビームスパッタ蒸着法では初めて、成膜温度973K、成膜時の真空度10
Pa未満という条件で、Si (100)基板上に単相のErO(110)薄膜を作製することに成功した。Erのシリサイドが反応時に生成するものの1023Kでの加熱アニールにより、EOの単相膜に変化し、エピタキシャル成長することを反射高速電子線回折法(RHEED)やX線回折法(XRD)などの手法によって確認した。
-tetrafluoroethylene) films using different mediaNuryanthi, N.*; 八巻 徹也; 喜多村 茜; 越川 博; 吉村 公男; 澤田 真一; 長谷川 伸; 浅野 雅春; 前川 康成; 鈴木 晶大*; et al.
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 40(4), p.359 - 362, 2015/12
ナノ構造制御したアニオン交換膜を作製するため、エチレン-テトラフルオロエチレン共重合体(ETFE)膜に塩化ビニルベンジルモノマーのイオン飛跡グラフト重合を行った。低フルエンスの照射の下でグラフト率をできる限り高めるため、グラフト重合における反応媒質の影響を検討した。反応媒質として純水(HO)とイソプロピルアルコール(
PrOH)の混合液を用いた場合、560MeV 
Xeビームによるグラフト率は、HO/PrOH比の増大とともに高くなり、HOのみのとき最大となった。この結果は、いわゆるゲル効果に類似した現象を考えれば理解できる。すなわち、グラフト鎖は貧溶媒の存在下で反応媒質に不溶となって凝集し、他の鎖との再結合(言い換えれば停止反応)が抑制されることに起因すると考えられる。
臼井 貴宏*; 澤田 明彦; 天谷 政樹; 鈴木 晶大*; 近田 拓未*; 寺井 隆幸*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1318 - 1322, 2015/10
被引用回数：55 パーセンタイル：97.00(Nuclear Science & Technology)SiCは高い耐酸化性と水素透過低減の効果があることから、酸化抑制と水素脆化の低減のための手段の一つとして考えられる。本研究ではスパッタを用いてSiCコーティングを施し、非照射の環境で水素透過試験と酸化試験を行った。SiCコーティング済SUS316を用いた水素透過試験の結果、1桁程度の水素透過の低減がみられた。酸化試験にはSiCコーティング済Zry-4及びSUS316を用いた。前者を用いた酸化試験では、SiCコーティングにより酸化による重量増加が1/5程度に減少した。後者を用いた酸化試験でも酸化による重量増加が減少する傾向がみられた。酸化試験後のいくつかの試料ではコーティングの剥離がみられた。これはコーティングと基板の膨張の差によるものと考えられる。コーティングが厚くなるほど酸化による重量増加が減少する傾向がみられた一方、コーティングが薄くなるほど剥離しにくくなる傾向がみられた。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11
IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250C、約10
Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.
Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07
被引用回数：4 パーセンタイル：28.36(Nuclear Science & Technology)EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.
O (001) surface; A DFT studyMao, W.*; 近田 拓未*; 志村 憲一郎*; 鈴木 晶大*; 山口 憲司; 寺井 隆幸*
Journal of Nuclear Materials, 443(1-3), p.555 - 561, 2013/11
被引用回数：4 パーセンタイル：30.44(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では、密度汎関数理論に基づき、ErO(001)表面やその上に水素が吸着した状態を対象に、その構造的ならびに電子的特性に関する計算を実施した。計算の結果、非常に安定な吸着サイトがいくつか存在することが分かった。ErO(001)面上でエネルギー的に最も安定なサイトでは、水素の吸着エネルギーは295.68kJ mol
(被覆率1/8ML)となり、この値は被覆率とともに減少する傾向にあった。さらに計算の結果、解離に伴う水素原子の吸着が、水素分子のそれと比べて、少なくとも吸着エネルギーが152.64kJ mol大きいことも分かった。これらの結果をもとに、核融合炉におけるトリチウム透過障壁中での水素同位体の透過挙動について考察した。
加藤 翔; 八巻 徹也; 山本 春也; 箱田 照幸; 川口 和弘; 小林 知洋*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 314, p.149 - 152, 2013/11
被引用回数：3 パーセンタイル：25.62(Instruments & Instrumentation)本研究では、イオン注入と電気化学エッチングを組合せて、グラッシーカーボン基板上に炭化タングステン(WC)のナノ微粒子を作製した。実験では、100keV W
をグラッシーカーボン基板に照射して注入試料を作製した後、水酸化ナトリウム水溶液中で注入試料の表面をアノード酸化によりエッチングした。試料の分析にはX線光電子分光(XPS), ラザフォード後方散乱分析(RBS), 透過型電子顕微鏡(TEM)を用いた。XPS, RBSの結果から、試料中でWCが形成されていたことと、電気化学エッチングによってその高濃度導入面が表面に露出したことが確認できた。断面TEMによって直径約10nmのナノ微粒子が表層に存在している様子が観察された。
喜多村 茜; 小林 知洋*; 佐藤 隆博; 江夏 昌志; 神谷 富裕; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 307, p.614 - 617, 2013/07
被引用回数：7 パーセンタイル：46.40(Instruments & Instrumentation)A Teflon surface was covered with micro-protorusions after keV ion beam irradiation. The dense protrusions were formed by etching and subsequent self-organizing. Their formation depended on the ion energy because beam heating and the amount of the molecule scissions gave a significant effect on the density of protrusions. The ion energy had the specific range to create a surface covered with protrusions. In the low energy below 60 keV, the fluence required for get protrusions was very high. The surface was almost smooth with few protrusions while in the energies higher than 350 keV. When the ion energy was between 60 and 350 keV, the density of the protrusions became lower with increasing the energy.
加藤 翔; 八巻 徹也; 山本 春也; 箱田 照幸; 川口 和弘; 小林 知洋*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 38(1), p.81 - 84, 2013/03
本研究では、タングステンイオンを未研磨のグラッシーカーボン基板に注入することによって、ナノ微粒子を作製した。注入イオンのエネルギーは100keV、フルエンスは
から
ions/cm
の範囲であった。試料の分析にはX線光電子分光,ラザフォード後方散乱分析,回転ディスク電極法による対流ボルタンメトリー,電界放出型電子顕微鏡を用いた。顕著なスパッタリング効果によって、注入イオン分布が変化するとともに、基板内へ導入可能なタングステン量は約
ions/cmが上限であった。形成された微粒子はタングステンカーバイドであり、その直径は10nm程度で面内に一様に分布していた。
Mao, W.*; 近田 拓未*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 山口 憲司
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.10, p.27 - 32, 2013/02
核融合炉ブランケット部では、燃料となるトリチウムの維持や環境漏洩防止の観点から、トリチウム透過の障壁となる被膜が必要である。しかし、被膜を介してのトリチウムの詳細な透過機構は、その結晶構造が複雑であることから決して十分に解明されたとは言えない。近年、計算技術の進歩によりかなり詳細に材料中の水素の拡散を取り扱えるようになってきた。本研究では、透過障壁被膜の候補とされるErOを対象に透過機構の解明を試みた。実験では構造がnmレベルで制御されたエピタキシャル薄膜の作製を試みる一方、計算では、単結晶や、欠陥を伴った結晶構造を仮定して、幾つかの温度で拡散係数を導出した。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12
核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.
Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12
被引用回数：40 パーセンタイル：81.74(Physics, Fluids & Plasmas)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D
Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 松下 出*; 中村 和幸
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2437 - 2441, 2011/10
被引用回数：24 パーセンタイル：83.01(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が2007年より実施されている。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本報告では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの純化系ループと純化トラップに焦点をあて、それらの設計について議論した。
中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10
被引用回数：11 パーセンタイル：58.47(Nuclear Science & Technology)IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。
星野 毅; 加藤 剣一*; 名取 ゆり*; 及川 史哲; 中野 菜都子*; 中村 和*; 佐々木 一哉*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 蓼沼 克嘉*
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.684 - 687, 2011/10
被引用回数：54 パーセンタイル：95.83(Materials Science, Multidisciplinary)LiTiO
は日本におけるITERテストブランケットモジュール(TBM)に装荷するトリチウム増殖材料の候補材料として選定されている。本材料は水素添加ガス雰囲気中で高温・長時間、中性子照射されるため、水素により還元されにくく、Liの蒸発及び核的燃焼に対する耐久性が要求される。そこで、LiTiOよりLi/Ti比が大きく、しかもLiTiOの結晶構造を持つ先進トリチウム増殖材料であるLi添加型LiTiO(Li
TiO
)の開発を行った。水酸化リチウム一水和物とメタチタン酸を回転混合させることにより、常温にて始発原料同士の固相反応を進行させ、ゲル状とした。このゲル状試料を焼成したLi添加型LiTiOは、無添加LiTiOのXRD回折ピークと一致し、他の不純物等による相は観察されなかった。さらに、Li/Ti分析結果から、合成前後のLi/Ti比はほぼ一致した。これらの結果より、従来の固相合成法に常温固相合成反応を取り入れることで、高温・長時間使用時においても化学的に安定なITER-TBM用Li添加型LiTiOが合成可能となることを初めて明らかにした。
