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Wang, J.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 鈴土 知明; 檜木 達也*; Alimov, V. Kh.*; Schwarz-Selinger, T.*
Journal of Nuclear Materials, 559, p.153449_1 - 153449_7, 2022/02
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Materials Science, Multidisciplinary)タングステン(W)マトリックス中のクロム(Cr)添加が空孔形成と水素同位体吸蔵に及ぼす影響を調べるために、W-0.3Cr合金サンプルに6.4MeV Feイオンを523-1273Kの温度範囲で照射した。これらの弾き出し損傷サンプルを673KでD
ガスにさらした。Wマトリックスに0.3%のCrを添加すると、特に高温照射後の純Wと比較して重水素の吸蔵が大幅に減少した。1073Kで照射されたW-0.3Cr合金の陽電子寿命は、照射されていないものとほぼ同じであった。これらの事実は、0.3%のCr添加によって空孔タイプの欠陥の形成が抑制されたことを示している。
大澤 一人*; 外山 健*; 波多野 雄治*; 山口 正剛; 渡辺 英雄*
Journal of Nuclear Materials, 527, p.151825_1 - 151825_7, 2019/12
被引用回数：8 パーセンタイル：66.68(Materials Science, Multidisciplinary)タングステン中の複空孔にトラップされた水素原子の安定構造とその結合エネルギーを第一原理計算に基づいて示した。水素原子は複空孔の隣の八面体格子間サイト(O部位)近傍に位置するのが好ましい。さらに水素原子は複空孔の中心に位置するOサイトを優先的に占有する。水素原子が増加すると、複空孔の周辺に位置するOサイトも水素原子によって占有される。タングステン中の複空孔はエネルギー的に不安定である。しかし水素原子捕獲によって非常に安定化する。複空孔の結合エネルギーは水素同位体の種類に依存する。
藤田 啓恵*; 湯山 健太*; Li, X.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 吉田 直亮*; 近田 拓未*; 大矢 恭久*
Physica Scripta, 2016(T167), p.014068_1 - 014068_5, 2016/02
被引用回数：33 パーセンタイル：82.89(Physics, Multidisciplinary)この研究では、鉄イオン(Fe
)照射W試料、核分裂反応より発生した中性子を照射したW試料、D-T核融合反応から生成した14MeV中性子照射されたW試料を用い、それらに重水素イオン(D
)を照射し、昇温脱離法(TDS)で重水素滞留挙動を評価した。さらに、シミュレーションにより、得られたTDSスペクトルからW中の重水素捕捉サイトの捕捉エネルギーを評価した。実験結果より、Fe照射試料では欠陥が表面付近の浅い領域に集中することが確認された。また照射損傷量増加に伴い原子空孔やボイドが増加し、ボイドがより安定なD捕捉サイトであることが示唆された。核分裂反応中性子照射試料は、Dは主に表面吸着または転位ループによる捕捉により試料中に滞留することがわかった。しかし低損傷量のため、原子空孔やボイドの形成は見られなかった。一方、核融合反応中性子照射試料は他の試料と比較して低損傷量にも関わらず、原子空孔及び原子空孔集合体の形成が示唆された。以上から、照射欠陥の形成及びD滞留挙動は中性子の照射エネルギーに大きく影響を受けることがわかった。
Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 竹本 紀之; 伊藤 正泰; 堀 順一*; Chekushina, L.*; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 河村 弘
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10
JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRの再稼働の一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討を行っている。長寿命化の検討において、ベリリウムの化学的,核的及び照射特性を把握することが、ベリリウムの材質選定に必要不可欠である。本研究は、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、未照射における水中での腐食特性などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムの断面積測定カザフスタン共和国のWWR-K炉を用いた照射試験を実施し、生成されるトリチウムやヘリウムの放出挙動評価を行った。本発表では、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果及び今後の試験計画について報告する。
磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 田口 明*; 齋藤 真貴子; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*; 山西 敏彦
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.10, p.81 - 84, 2013/02
重水素プラズマ照射したタングステン表面における水素補足サイトをイメージングプレート法とオートラジオグラフ法にて調べた。再結晶タングステン材を495から550Kで10
D/m
のフルエンスまで重水素プラズマで照射した。その後、473Kでトリチウムガスに曝露しトリチウムを試料に導入した。イメージングプレート法により、水素の補足サイトが照射した箇所で非常に高密度になっていることが明らかとなった。また、オートラジオグラフ法では、その水素が結晶粒界とブリスタに集積していることが明らかとなった。
伊藤 正泰; 北岸 茂; 塙 善雄; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2011 - March 2012, P. 535, 2012/12
ベリリウムは、多くの材料試験炉において減速材や反射体として利用される一方、核融合炉では、プラズマ対向機器の保護壁や中性子増倍材として開発が進められている。このため、ベリリウムの純水やガス環境に対する相互作用(表面化学結合状態)や機械的性質,化学的性質などの特性を評価する必要がある。本研究では、純水下での長寿命化の検討のため3種類のベリリウム試料(S-200F, S-65H, I-220H)を作製し、腐食試験及び表面分析を実施した。その結果、それぞれのベリリウム試料において腐食試験による表面の変化が観察され、BeOの含有量や結晶粒径に影響していることがわかった。
Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 児玉 光雄*; 河村 弘
Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 9 Pages, 2012/10
JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRは2012年に再稼働する予定であるが、その一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、3種類の異なった金属Be(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、未照射における引張強度などの特性データを取得するとともに、金属Beと水との相互作用の解明、照射試験計画及び新たに実施するJMTRでの照射試験準備、特性試験技術開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果及び今後の試験計画について報告する。
中村 博文; 波多野 雄治*; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.916 - 920, 2012/08
被引用回数：4 パーセンタイル：31.96(Nuclear Science & Technology)核融合炉冷却系における酸化誘起トリチウム透過挙動研究の一環として、高温高圧重水中で酸化された金属材料中への重水素進入挙動を調べた。実験は、SS304, F82H,ニッケル及び金メッキされたSS304とF82Hを使用し、オートクレーブ中で573K(15MPa)の条件で9時間から6日間酸化させた。その後、等速昇温脱離法により試料中の重水素を測定し、グロー放電発光元素分析装置で元素の深さ方向分布を測定した。本実験により以下の結果を得た。(1)金属酸化層及び試料中に残存する重水素は酸化時間とともに増加する。(2)重水素は試料の金属-酸化膜界面に主として存在している。(3)金メッキSS304試料中の重水素はSS304の約1/5であった。(4)ニッケル中の重水素残留量はSS304より1桁小さく、酸化膜層厚さも同定できないほど薄かった。これらの結果は、重水で酸化された金属中への重水素進入挙動は酸化反応時に発生する重水素ガスに起因していることを示唆する。また、酸化防止膜としての金メッキはある程度重水素進入に効果的であることがわかった。
信太 祐二*; 山内 有二*; 日野 友明*; 赤丸 悟士*; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 鈴木 哲; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1070 - 1073, 2012/08
被引用回数：2 パーセンタイル：17.8(Nuclear Science & Technology)Co-deposited carbon film with different deuterium concentration, D/C, were exposed to tritium gas at the temperature of 423 K, and then the atomic ratio of absorbed tritium to carbon, T/C, was evaluated. The obtained data were discussed with crystal structure of the carbon film. The T/C increased with decreasing D/C of carbon film. The carbon film with low D/C had more defective structure. The reduction of D/C by the heating before tritium exposure led to the increase of absorption amount. These results suggest that carbon film with more defective structure and low D/C film could absorb large amount of tritium. The hydrogen isotope concentration in the present experiment was saturated below the orders of 10
, which was 3-4 orders of magnitude smaller than that of co-deposited carbon film with hydrogen isotope.
Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 児玉 光雄*; 河村 弘
JAEA-Conf 2011-003, p.93 - 97, 2012/03
JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRは2011年に再稼働する予定であるが、その一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、材料の純度,焼結方法,引張強度などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムと水との相互作用の解明、新たに実施するJMTRでの照射試験準備、特性試験技術の開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果について報告する。
深田 智*; 枝尾 裕希*; 佐藤 紘一*; 竹石 敏治*; 片山 一成*; 小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦; 波多野 雄治*; 田口 明*; et al.
Fusion Engineering and Design, 87(1), p.54 - 60, 2012/01
被引用回数：4 パーセンタイル：31.96(Nuclear Science & Technology)三次閉じ込め系の材料であるコンクリート及び疎水性塗料を塗装したコンクリート中のトリチウムの移行挙動を把握することは非常に重要である。そこで、コンクリート中のトリチウムの拡散係数を及び疎水性塗料の拡散係数を評価した。その結果、エポキシ塗料は、透過係数が小さく、コンクリートへの透過抑制に有効であるが、シリコン系塗料は、透過係数も大きく、透過抑制塗料としては有効でないことを明らかにした。
土谷 邦彦; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 塙 善雄; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2010 - March 2011, P. 545, 2011/11
核融合炉用固体増殖ブランケットでは、金属ベリリウム(Be)が中性子増倍材の第一候補であり、Be-水反応に対する検討が求められている。一方、材料試験炉(JMTR)には、中性子束を高めるために中性子反射体として金属ベリリウム枠が使用され、長寿命化の検討が行われている。本研究では、Be-水反応に対する相互作用(表面化学結合状態)を解明するために浸漬試験を行った。3種類の製造方法の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、浸漬試験後の金属ベリリウム表面はX線回折及びXPSにて結晶構造及び化学結合を分析した。その結果、3種類の金属ベリリウム表面にBe(OH)と考えられる白い反応物が生成していた。重量変化率の評価より、反応物の生成量はI-220Hが最も少なく、反応物の生成は製造方法やBeO含有量等に影響していることがわかった。
土谷 邦彦; 塙 善雄; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 波多野 雄治*; 松山 政夫*
平成21年度富山大学共同利用・共同研究成果報告書, p.9 - 10, 2010/12
原子力機構のJMTRには、中性子反射体として金属ベリリウム(Be)枠が使用されている。金属Beは、中性子との核反応によりヘリウム(He)及びトリチチム(T)が生成するため、機械的強度の変化,スエリング(体積膨張)による曲りなどが起こり、Be枠は約5年ごとに交換されている。このため、JMTRの稼働率向上及び放射性廃棄物の低減の観点から、Be枠の長期使用を検討することが必要不可欠である。本報告書は、長寿命化のための材料選定に必要な金属Beの構造的特性及び水素同位体の表面化学結合状態を解明するための予備検討結果について記載したものである。
波多野 雄治*; 山田 正行; 林 巧
プラズマ・核融合学会誌, 86(3), p.173 - 184, 2010/03
現在最も実現性の高い核融合炉は、重水素とトリチウム(三重水素,水素の放射性同位元素)を燃焼させるものであり、百万kWの発電炉を想定すると約500g程度のトリチウムを毎日燃焼し生産することとなる。核融合炉はもとより固有の安全性を有しているが、トリチウムの閉じこめ,安全取扱が施設全体の安全確保の要である。本報告では、(1)国内の大学で最大のトリチウム取り扱い施設である富山大学水素同位体科学センターと、(2)国内唯一のグラムレベルトリチウム取扱施設である日本原子力研究開発機構トリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム安全取り扱い実績を整理するとともに、主要な関連研究開発の成果をまとめた。
三島 良直*; 吉田 直亮*; 河村 弘; 石田 清仁*; 波多野 雄治*; 柴山 環樹*; 宗像 健三*; 佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; 土谷 邦彦; et al.
Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1382 - 1386, 2007/08
被引用回数：26 パーセンタイル：84.1(Materials Science, Multidisciplinary)高い発電効率を目指した核融合原型炉ブランケットに必要な「高温・高照射量に耐えうる先進機能材料であるベリリウム金属間化合物の開発」を全日本規模の産学官連携で実施し、平成16
17年度に得られた新たな結果と今後の研究開発計画についてまとめた。その結果、Be-Ti合金は既存の中性子増倍材料であるベリリウム金属と比較して、構造材料(F82H)等との両立性が良いこと、トリチウムインベントリーが小さいことなどの優れた特性を有することを明らかにした。
河村 弘; 土谷 邦彦; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 宗像 健三*; 石田 清仁*; 波多野 雄治*; 柴山 環樹*; 佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; et al.
INL/EXT-06-01222, p.1 - 7, 2006/02
高い発電効率を目指した原型炉用高温発電ブランケットに必要な「高温・高照射量に耐えうる先進的機能材料であるベリリウム金属間化合物開発」を全日本規模の産学官連携で実施し、平成1617年度に得られた新しい結果と今後の開発についてまとめた。その結果、Be
Tiは既存のベリリウム金属と比較して、構造材料等との両立性が良いこと、スエリングが小さいこと、トリチウムインベントリが小さいことなどの優れた特性を有することを国内での産学官連携により明らかにした。
磯部 兼嗣; Alimov, V.; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*
no journal, ,
水素プラズマで照射したタングステン表面に生じるブリスタの形成機構を明らかにするため、照射温度が495K, 550Kと二つの異なるタングステン試料を作製し、573Kにてトリチウムガスに曝露後、表面での水素濃度を
線誘起X線計測(BIXS)法を用いて測定した。その結果、X線の強度は、供試材,550K, 495Kの順に強くなっていることがわかった。このことから、ブリスタの形成だけでなく表面に存在する水素濃度にも照射温度依存性があることがわかった。また、大きなブリスタが形成された495Kで照射した試料が、最も強いX線強度であったことから、ブリスタの形成と表面の水素濃度に密接な関係があることが本測定結果からも示唆された。
土谷 邦彦; 塙 善雄; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 波多野 雄治*; 松山 政夫*
no journal, ,
原子力機構の材料試験炉(JMTR)には、中性子反射体として金属ベリリウム(Be)枠が使用されている。金属Beは、中性子との核反応によりヘリウム(He)及びトリチウム(T)が生成するため、機械的強度の変化,スエリング(体積膨張)による曲りなどが起こり、Be枠は約5年ごとに交換されている。このため、JMTRの稼働率向上及び放射性廃棄物の低減の観点から、Be枠の長期使用を検討することが必要不可欠である。本発表は、長寿命化のための材料選定に必要な金属Beの構造的特性及び水素同位体の表面化学結合状態を解明するための予備検討について報告する。
中村 博文; 波多野 雄治*
no journal, ,
金属-水反応により酸化された金属材料中への水素同位体侵入挙動を評価するために、高温水で酸化された鉄鋼材料中の水素同位体の存在量及び深さ方向分布の測定を行った。試料には、SS304と低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(F82H)の円板を使用した。これらの試料を、オートクレーブ中で300
Cの重水中で酸化させ、酸化により生じた酸化膜と試料中の重水素の深さ方向分布をグロー放電発光分析法(GDOES)で測定した。試料中の重水素の存在総量は昇温脱離実験(TDS)により測定した。試験の結果、酸化したSS304鋼及びF82H表面にはいずれも鉄の酸化層が存在し、重水素は酸化相と金属相の界面に集中して存在していることが明らかとなった。これにより、金属酸化時に発生した重水素が金属内部に取り込まれていることが確認できた。これらの結果をもとに酸化時間と酸化膜,重水素分布との相関,SS304とF82Hでの相違等を評価した。
Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 児玉 光弘*; 河村 弘
no journal, ,
JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。JMTRでは中性子反射体として金属ベリリウム(Be)が使用されている。この中性子反射体に用いられる金属Beは、ブラッシュウェルマン社製のF-200Sである。JMTRの再稼働の一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が開始された。本発表では、長寿命化の検討において、3種類の金属Beを準備し、未照射時における基本的特性評価,JRR-3及びカザフスタン共和国のWWR-Kを用いた照射試験,新たな照射後試験技術の開発について紹介する。
