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論文

Compatibility of lithium oxide single crystals with tungsten sputtered films; The Effect of passivation films

那須 昭一*; 永田 晋二*; 吉井 樹一郎*; 高廣 克己*; 菊地 直人*; 草野 英二*; Moto, Shintaro*; 山口 貞衛*; 大橋 憲太郎*; 野田 健治; et al.

粉体および粉末冶金, 52(6), p.427 - 429, 2005/06

https://doi.org/10.2497/jjspm.52.427

酸化リチウムは核融合炉のトリチウム増殖材料の候補材料である。表面をアルミニウム,シリコン又はチタンの保護膜で覆った酸化リチウム単結晶とその上につけたタングステン膜との化学的両立性をラザホード後方散乱法より調べた。保護膜のない酸化リチウムでは573Kで1分及び623-673Kで1分の加熱でタングステンとの化学反応が見られた。一方、保護膜をつけた酸化リチウムでは、すべての試料について、573Kにおける1分の加熱で少量のタングステンが保護膜や酸化リチウム中へ拡散することが見られたが、その後の623Kから723Kの加熱において顕著な拡散は見られなかった。このことから、アルミニウム,シリコン又はチタン保護膜は酸化リチウムをタングステンとの反応から保護するために有用であると考えられる。

論文

Preparation of fullerenes by resistive heating vaporization method; Effect of carbon materials

大槻 龍生*; 那須 昭一*; 藤森 亮介*; 穴田 欣司*; 大橋 憲太郎*; 山本 涼市*; 藤井 貴美夫; 大久保 啓介*

粉体および粉末冶金, 51(8), p.622 - 625, 2004/08

https://doi.org/10.2497/jjspm.51.622

煤煙中に生じた(C$$_{60}$$+C$$_{70}$$)フラーレンの収量と生成したC$$_{60}$$の割合(重量比)に対する素材である炭素材料の効果を調べた。素材にはGlassy carbon等4種類の炭素材料を用い、圧力0.7$$times$$10$$^{4}$$$$sim$$8.0$$times$$10$$^{4}$$Paのヘリウムガス中でジュール加熱して蒸発させフラーレンを調製した。Glassy Carbonを素材に用いた場合に比べて、1$$sim$$8%の六方晶黒鉛における(C$$_{60}$$+C$$_{70}$$)フラーレンの収量は高かった。また、ヘリウムガス圧が4.0$$sim$$5.3$$times$$10$$^{4}$$Paの範囲で、収量は極大を示した。フラーレン中のC$$_{60}$$の割合はいずれの炭素材料の場合でも約60$$sim$$70%で、ヘリウムガス圧や容器の大きさにも依存しなかった。

論文

Preparation of fullerenes by arc discharge between graphite anode and tungsten cathode; Effects of gas species

大槻 龍生*; 那須 昭一*; 大橋 憲太郎*; 山本 涼市*; 藤井 貴美夫; 大久保 啓介*

粉体および粉末冶金, 51(8), p.626 - 629, 2004/08

https://doi.org/10.2497/jjspm.51.626

熱分解黒鉛電極に通電加熱して、蒸発させてフラーレンを生成する方法について雰囲気ガスであるヘリウム,アルゴン及びネオンガスの圧力がフラーレンの収率に与える影響を評価した。収量は67Kpaのヘリウム中において極大を示した。ヘリウムとネオンの混合ガス(ペニングガス)中の収量は、ヘリウムガスのみの場合と同程度であった。(C$$_{60}$$+C$$_{70}$$)中のC$$_{60}$$の比率はアルゴンガス中で約20%であったが、ヘリウムとネオンの混合ガス中では約60%であった。

論文

Preparation of fullerenes by arc discharge method; Effects of deposition temperature

大槻 龍生*; 那須 昭一*; 松下 真輝*; 藤井 貴美夫; 大橋 憲太郎*; 山本 涼市*

粉体および粉末冶金, 51(8), p.633 - 634, 2004/08

https://doi.org/10.2497/jjspm.51.633

黒鉛電極を通電加熱して蒸発させてフラーレンを生成する条件に関する研究で、堆積場所である容器壁の温度と容器の大きさの影響に関する評価結果である。容器温度が低く容器が大きい方がフラーレンの収率が高まった。例えば冷却無しでの収率が0.5-1%であったのに対して、液体窒素で冷却すると7-10%に増加した。

論文

Tritium release behavior from neutron-irradiated Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ single crystal

谷藤 隆昭; 八巻 大樹; 那須 昭一*; 野田 健治

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.543 - 548, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00103-2
 被引用回数：51 パーセンタイル：95.41(Materials Science, Multidisciplinary)

直径1~2mmのLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$単結晶を試料として用いた。この試料をJRR-2原子炉にて熱中性子照射量4$$times$$10$$^{18}$$n/cm$$^{2}$$まで照射した。照射後試料を625Kから1373Kの温度範囲で等温加熱実験に用いた。放出トリチウムをアンモニアガスでスイープし比例計数管を用いて測定した。トリチウム放出挙動は等価球モデルによる拡散式に従うことが明らかになった。この結果トリチウム放出の律速過程は体積拡散であることがわかった。得られたトリチウム拡散係数D$$_{T}$$は次式で表される。D$$_{T}$$=0.100exp[-104(KJ/mol)/RT],cm$$^{2}$$/sec, 625K$$<$$実験温度$$<$$1373K.

論文

Irradiation effects on lithium oxide

野田 健治; 谷藤 隆昭; 石井 慶信; 松井 尚之*; 正木 典夫; 那須 昭一; 渡辺 斉

Journal of Nuclear Materials, 122-123, p.908 - 912, 1984/00

抄録なし

論文

Lattice expansion and broadening of the bragy reflexion in thermal-neutron-irradiated Li$$_{2}$$O pellets

正木 典夫; 那須 昭一*; 谷藤 隆昭; 内田 勝也*; 野田 健治; 竹下 英文; 倉沢 利昌; 渡辺 斉

Journal of Nuclear Materials, 116, p.345 - 346, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(83)90127-7
 被引用回数：2 パーセンタイル：69.02(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射されたLi$$_{2}$$Oペレットの、X線による各422、511(333)、440ブラッグの反射の測定の結果、未照射と1.44$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$nut照射の試料の各ブラッグ反射のプロファイルには大差は認められなかった。しかし、2$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$nut照射の試料では、それらのプロファイルが大きく広がり、かつ、同時に$$Delta$$L/Lとして0.15%の結晶格子の膨張が認められた。

論文

Thermal expansion of lithium oxide

倉沢 利昌; 高橋 正; 野田 健治; 竹下 英文; 那須 昭一; 渡辺 斉

Journal of Nuclear Materials, 107(2), p.334 - 336, 1982/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(82)90434-2
 被引用回数：22 パーセンタイル：96.92(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の設計の重要なデータである熱膨張係数を酸化リチウムについて測定した。特に赤外集中加熱炉で融解した単結晶を用いて室温より950$$^{circ}$$Cまでの範囲で測定した。336$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$K$$^{6}$$$$^{-}$$$$^{1}$$の値がえられた。この値を他のリチウム化合物の値と比較し、特に融点との関係において議論した。また焼結体の密度をかえたものの熱膨張係数を測定し、融解した単結晶にくらべ小さい値をもつことがわかった。

論文

A Preliminary in-pile test of tritium release from Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 野田 健治; 一色 正彦; 金田 義朗; 宮内 武次郎

Journal of Nuclear Materials, 101, p.220 - 223, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90461-X
 被引用回数：8 パーセンタイル：88.5(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットからのトリチウム放出を原子炉(JRR-2、VH-11)照射下で調べ、以下に示す結果を得た。 (1)100$$^{circ}$$C以下では、原子炉出力の2乗、すなわち、熱中性子束の2乗に比例して、トリチウムは放出した。 (2)150~250$$^{circ}$$Cでは、温度変動がトリチウム放出を著しく加速した。

論文

Study of radiation damages in Li$$_{2}$$O by means of ESR

野田 健治; 内田 勝也*; 谷藤 隆昭; 那須 昭一

Physical Review B, 24(7), p.3736 - 3742, 1981/00

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.24.3736
 被引用回数：72 パーセンタイル：92.85(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射したLi$$_{2}$$O単結晶中の照射損傷をESR法により観測した。熱中性子照射量が10$$^{2}$$$$^{0}$$~10$$^{2}$$$$^{3}$$neutrons/m$$^{2}$$の試料では、20本以上のピークより成る超微細構造をもつESRスペクトルを観察した。このスペクトルのg値は2.002$$pm$$0.001であり、その超微細構造は、外部磁場の方向に対する試料方位に依存し変化した。この角度依存性の解析より、このスペクトルはF$$^{+}$$中心(1個の電子を捕獲した酸素の空格子)によるものと同定した。また、10$$^{2}$$$$^{3}$$neutrons/m$$^{2}$$の熱中性子照射をしたLi$$_{2}$$O焼結ペレットでは、コロイドLi金属と考えられるスペクトルを観測したが、同程度の照射をしたLi$$_{2}$$O単結晶では、それは観測されなかった。等時および等温焼鈍実験を行い、F$$^{+}$$中心の回復挙動を観測した。さらに、等温実験よりF$$^{+}$$中心の回復の活性化エネルギーを135kJ/molと決定した。

論文

Recoil range of 2.7 MeV tritons produced by the $$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)$$^{3}$$H reaction in Li$$_{2}$$O single crystals

内田 勝也*; 赤堀 光雄; 野田 健治; 谷藤 隆昭; 那須 昭一; 桐原 朝夫*

Journal of Nuclear Materials, 89(1), p.92 - 98, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90013-6
 被引用回数：8 パーセンタイル：65.19(Materials Science, Multidisciplinary)

単結晶酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)からの反跳によるトリチウム放出量と中性子照射量の関係およびLi$$_{2}$$O中のトリチウムの飛程について調べた。その結果、反跳トリチウム放出量と中性子照射量の間には、正比例の関係があった。また、この関係から、Li$$_{2}$$O中の2.7MeVのトリチウムの飛程を38.4$$pm$$2.3$$mu$$mを求めた。一方、酸素とリチウムの各阻止断面積から求めた飛程は、36.7$$mu$$mであり、この値と実験値を比較し議論した。

論文

Thermal neutron flux distribution inside and outside Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 内田 勝也*; 谷藤 隆昭; 竹下 英文; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄

Journal of Nuclear Materials, 88(2-3), p.193 - 198, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90274-3
 被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウムペレット内外の熱中性子束分布を金線を用いた放射化法により測定し、その結果をTHERMOSコードによる計算結果と比較検討した。直径11.8mmのペレットに対するflux depression factor,self-shielding factor,flux perturbation factor、はそれぞれ、0.413,0.500,0.207と得られた。一方、THERMOSコードによる計算値は、0.444,0.521,0.231であり、実験値と計算値はよい一致を示した。

論文

Radiation damage in sintered Li$$_{2}$$O pellets; ESR study

野田 健治; 内田 勝也*; 谷藤 隆昭; 那須 昭一

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.234 - 236, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90053-7
 被引用回数：36 パーセンタイル：99.15(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケット材として選定されている酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレット中に中性子照射により導入される照射損傷をESR(電子スピン共鳴)法により観測した。中性子照射はJRR-4およびJRR-2の水冷却された照射孔にて、10$$^{2}$$$$^{0}$$~10$$^{2}$$$$^{3}$$neutrons/m$$^{2}$$の照射量で行った。得られた主な結果を示す。1)1.5$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$~9.8$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$neutrons/m$$^{2}$$の照射量では20本以上のピークをもち、g値が2.002$$pm$$0.001の超微細構造をもつESRスペクトルを観測し、これを1つの電子を捕獲した酸素の空孔子(F$$^{+}$$中心)と同定した。2)10$$^{2}$$$$^{3}$$neutrons/m$$^{2}$$オーダーの照射量では、F$$^{+}$$中心のスペクトルの他に析出したコロイドLi金属と考えられる鋭いスペクトル(g=2.003$$pm$$0.001)を観測した。3)等時焼鈍を行い、F$$^{+}$$中心およびコロイドLi金属の挙動を観測した。F$$^{+}$$中心およびコロイドLi金属は、それぞれ約600Kおよび870Kにて消滅した。

論文

Temperature distribution in Li$$_{2}$$O pellets under neutron irradiation

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 内田 勝也*; 野田 健治; 倉沢 利昌; 高橋 正; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.121 - 126, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90039-2
 被引用回数：2 パーセンタイル：33.85(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉照射下における酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットの温度分布をJRR-2,インコア6D内のカプセル照射により求めた。得られた結果と熱伝導度積分から、ペレット表面温度およびペレット/316SSクラディングとのギャップ熱伝達計数を求めた。

論文

Compatibility between several heat resistant alloys and sintered Li$$_{2}$$O in static helium gas environment

倉沢 利昌; 竹下 英文; 那須 昭一

Journal of Nuclear Materials, 92(1), p.67 - 72, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90142-7
 被引用回数：5 パーセンタイル：53.45(Materials Science, Multidisciplinary)

焼結体酸化リチウムと耐熱材料間の両立性(反応性)を密封したヘリウム雰囲気3.3$$times$$10$$^{4}$$Pa(1/3気圧)下で500~750$$^{circ}$$Cの温度範囲で実験した。反応生成物としてLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$とLiCrO$$_{2}$$の両相が同定された。前者は650$$^{circ}$$C以下の温度域で、後者は650$$^{circ}$$C以上の温度範囲で生成が顕著であった。この結果は両相の熱安定性の考察より説明できる。両立性試験の結果、反応性はインコロイ800,316SS,ハステロイX-R,インコネル600の順に小さくなることを示している。結晶粒界侵食はインコロイ800では500$$^{circ}$$Cから,316SSでは550$$^{circ}$$Cから,インコネル600では600$$^{circ}$$Cから始まる。ハステロイX-Rは粒界侵食はみとめられなかった。

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O; Constant rate heating measurements

谷藤 隆昭; 野田 健治; 那須 昭一; 内田 勝也*

Journal of Nuclear Materials, 95(1-2), p.108 - 118, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90086-0
 被引用回数：30 パーセンタイル：91.36(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)からのトリチウム放出挙動を焼結体試料および単結晶試料を用いて、ヘリウム気流中の定速昇温加熱法により調べた。焼結体試料および単結晶試料の両者とも放出トリチウムの約8%は気体状成分であり、その他は201°Kに冷却したトラップに凝縮される成分(トリチウム水)であることが判明した。焼結体試料からのトリチウム水の放出は試料表面からの脱離過程により律速されているものと推定された。また、放出トリチウムのピーク温度の加熱速度依存性よりみかけの活性化エネルギーを求め、さらにトリチウム放出挙動に与える中性子照射量および中性子束の影響をも調べた。

論文

Optical absorption spectra of neutron-irradiated Li$$_{2}$$O

内田 勝也*; 野田 健治; 谷藤 隆昭; 那須 昭一; 桐原 朝夫*

Phys.Status Solidi A, A58(2), p.557 - 566, 1980/00

中性子照射したLi$$_{2}$$O(単結晶および焼結体ペレット)の照射損傷を光吸収測定により調べ、以下に示す結果を得た。(1)310,375,570,720,800および1100nmに吸収帯を見出した。このうち310nmバンドはF$$^{+}$$中心,他はF中心の集合体による吸収帯と推定される。(2)高照射量で800nm吸収帯の長波長側にゼロフォノン線と考えられる鋭い吸収を観察した。(3)原子炉照射の場合、Li$$_{2}$$O中の照射損傷は主に、$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応で生成するトリチウム,ヘリウムおよび高速中性子によって形成され、欠陥生成に対する効率は、高速中性子の方が、(n,$$alpha$$)反応よりも約5倍大きかった。

報告書

ReportofGroup13;TRITIUM

田中 吉左右; 松田 祐二; 木下 正弘; 成瀬 雄二; 那須 昭一; 工藤 博司; 勝田 博司; 佐野川 好母; 立川 圓造; 吉田 芳和; et al.

JAERI-M 8512, 51 Pages, 1979/10

JAERI-M-8512.pdf:1.01MB

本報告書はIAEA主催国際トカマク型核融合炉設計ワークショップ(INTOR)に提出されるトリチウムに関する(グループ13)作業報告書の要約である。内容は全般的な問題、国内主として原研で行われた関連研究のレビュとトリチウムインベントリの評価の三部から成る。全般的な問題としてはINTORを目指す我国の研究開発計画と研究項目、INTORに必要なトリチウム量、注入、分析、ブランケットからの回収等が含まれる。レビュではトリチウムの造過性、固体ブランケット材料である酸化リチウムの物性の研究成果、酸化リチウムからのトリチウム分離の結果などが、インベントリ評価では深冷分離法、水蒸留法中心とした解析の結果が記されている。

報告書

IAEA INTOR Workshop Report, Group 6; Materials

白石 健介; 近藤 達男; 那須 昭一; 高村 三郎; 奥 達雄

JAERI-M 8510, 99 Pages, 1979/10

JAERI-M-8510.pdf:2.25MB

INTORの設計に用いる材料を選択するためのデータベースに関する日本国内の材料データをまとめたもので、内容と執筆分担は下記の通りである。1.構造材料(白石健介)ステンレス鋼、非磁性鋼、チタン合金中性子壁不可および耐久寿命に関する考察2.冷却材料(近藤達男)冷却材料と構造材料との共存性3.トリチウム増殖材料(Li$$_{2}$$O)(那須昭一)非照射特性、照射効果4.磁石材料(高村三郎)予想される運転条件、超電導特性に及ぼす照射の影響、安定化材料および絶縁材料の照射損傷5.非金属材料(奥達達雄)黒鉛の照射損傷

論文

Reaction of several iron and nickel based alloys with sin-tered Li$$_{2}$$O pellets

倉沢 利昌; 竹下 英文; 村岡 進; 那須 昭一; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

Journal of Nuclear Materials, 80(1), p.48 - 56, 1979/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(79)90219-8
 被引用回数：13

耐熱金属材料としてSUS316、インコロイ800、インコネル600、ハステロイX-Rおよび純ニッケルを取り上げ酸化リチウム焼結ペレットとの両立性実験を行った。実験は10$$^{-}$$$$^{5}$$~10$$^{-}$$6Torrの真空中で、800~1100$$^{circ}$$Cの温度範囲にわたって行った。結果は次のとおりである。(1)純ニッケルについては反応生成物は認められなかった。合金材料では金属表面から内部に反応生成物(LiCrO$$_{2}$$)が縞状にほぼ一様な深さに成長した層状の浸食組織が形成され、合金マトリックスにクロムの欠乏が見られた。(2)粒界浸食はインコネル600にのみ観察されたが、それも1000$$^{circ}$$C以上では層状組織が優勢となった。(3)各合金の酸化リチウムとの反応性を比較すると、たとえば1000$$^{circ}$$Cでは、ハステロイX-R、インコネル600,SUS316、そしてインコロイ800の順に反応度は増加した。

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