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Pr
Ni
合金のMg/Pr比制御による水素吸蔵特性の向上榊 浩司*; 寺下 尚克*; Kim, H.*; Majzoub, E. H.*; Proffen, T.*; 町田 晃彦; 綿貫 徹; 角掛 繁*; 中村 優美子*; 秋葉 悦男*
スマートプロセス学会誌, 3(6), p.359 - 366, 2014/11
これまでに水素吸蔵合金は数多く報告されており、純金属ではマグネシウム,バナジウム,パラジウムなどが、合金ではLaNi
, TiFe, TiMn
などがよく知られている。これらの中でマグネシウムは7.6mass%の水素を吸蔵できることから、貯蔵量からみると有望な水素吸蔵材料である。しかしながら、水素化物が安定すぎるため、水素放出温度が高いという欠点があり、ナノ構造化,元素添加,合金化など様々な取り組みが行われている。マグネシウムを含んだC15b構造のMg
RENi合金も合金化の取り組みの一つである。これまでに様々なMgRENi合金の水素吸蔵特性が報告されており、希土類元素の種類や作製方法等の違いによって水素吸蔵特性や水素化物の結晶構造に違いが見られている。そこで、本研究では系統的に希土類元素の種類やマグネシウムと希土類元素の比率を変化させた際に、結晶構造や水素吸蔵特性等の各種材料物性がどのように変化するかを調べた。
Pr
Ni
(
= 0.6 and 1.0)榊 浩司*; 寺下 尚克*; Kim, H.*; Majzoub, E. H.*; 町田 晃彦; 綿貫 徹; 角掛 繁*; 中村 優美子*; 秋葉 悦男*
Journal of Physical Chemistry C, 118(13), p.6697 - 6705, 2014/04
被引用回数：21 パーセンタイル：55.49(Chemistry, Physical)MgPrNi (=0.6 and 1.0)の水素化サイクルに対する劣化メカニズムについて報告する。MgPrNiは数回の水素化サイクルによって急激に吸蔵能の劣化が進行するが、Mg
Pr
Niでは100サイクルでも吸蔵量がほとんど低下しないことが分かった。MgPrNiのX線回折パターンでは、格子歪みによるピークブロードニングが観測されるが、MgPrNiではこのようなブロードニングは観測されない。また、MgPrNiの二体分布関数パターンでは、転位密度の増加に起因すると考えられる距離に依存したブロードニングが観測され、これはサイクルによって増大する。MgPrNiではMgPrNiに比べて、高い硬度と水素化による微粉化が観測された。
Ti alloys from the atomic pair distribution function analysisKim, H.*; 榊 浩司*; 小川 浩*; 中村 優美子*; 中村 仁*; 秋葉 悦男*; 町田 晃彦; 綿貫 徹; Proffen, T.*
Journal of Physical Chemistry C, 117(50), p.26543 - 26550, 2013/12
被引用回数：41 パーセンタイル：75.8(Chemistry, Physical)水素吸蔵放出の繰り返しによる水素吸蔵量の低下は多くの水素吸蔵合金で観測されているが、その起源は明らかではない。本研究ではVTi合金の低水素吸蔵サイクル特性の考えられる構造的要因について明らかにするために、放射光X線全散乱データを利用した二体分布関数解析によってVTiH
, 
0, 0.2, 0.5の水素吸蔵放出サイクルで初めの15サイクルにおける格子欠陥や無秩序化について調べた。
添加によるマグネシウムボロハイドライドMg(BH)の水素放出反応の低温化効果Li, H.-W.*; 松村 大樹; 西畑 保雄; 秋葉 悦男*; 折茂 慎一*
日本金属学会誌, 77(12), p.627 - 630, 2013/12
被引用回数：4 パーセンタイル：27.48(Metallurgy & Metallurgical Engineering)マグネシウムボロハイドライドは、高い水素重量密度を持つ有力な水素貯蔵材料候補であるが、脱水素化温度が600K程度と高いことが実用化を妨げている。本研究においては、マグネシウムボロハイドライドに塩化チタンを添加することによって、脱水素化開始温度が360Kまで低下することを見出した。X線回折を用いた構造解析及び熱力学的解析の結果、塩化チタンはマグネシウムボロハイドライドと混合した段階においてすでに分解しており、チタン原子はマグネシウム原子との複合ボロハイドライドを形成していることが示唆された。この結果は、すでに報告されているX線吸収分光による結果と一致しており、この複合ボロハイドライド形成が脱水素化温度低下を促していることが示された。
齋藤 寛之; 町田 晃彦; 片山 芳則; 青木 勝敏; 秋葉 悦男*
日本金属学会誌, 76(2), p.139 - 143, 2012/02
被引用回数：1 パーセンタイル：11.57(Metallurgy & Metallurgical Engineering)Hydrogenation pressure-temperature conditions of A6061 alloys were investigated at ultra-high pressures. Hydrogenation of these alloys at 550
C and above 6 GPa formed AlH. This pressure was two orders of magnitude higher than the pressure where these alloys were used as hydrogen storage vessels for fuel cell vehicles. Thus, it was concluded that A6061 alloys were not hydrogenated at the pressure-temperature conditions where hydrogen storage vessels were used.
大塚 哲平*; 田邉 哲朗*; 徳永 和俊*; 吉田 直亮*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1135 - 1138, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Materials Science, Multidisciplinary)Hydrogen including a trace amount of tritium was loaded on the edge surface of an F82H rod. After the loading, the rod was held at 298 or 323 K to allow hydrogen diffuse in and release out. Tritium tracer techniques have been applied to determine hydrogen depth profiles and hydrogen release rates by using an tritium imaging plate technique and a liquid scintillation counting technique, respectively. The depth profiles were composed of a surface localized component within 200 
m of the surface and a diffused component extending over 1 mm in depth. The apparent hydrogen diffusion coefficients obtained from the depth profile of the diffused component are near the extrapolated value of the literature data determined at higher temperatures. The surface localized component, which is attributed to trapping at surface oxides and/or defects, was released very slowly to give apparent diffusion coefficients much smaller than those determined from the diffused component.
秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09
原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。
関 昌弘; 山西 敏彦; 洲 亘; 西 正孝; 秦野 歳久; 秋場 真人; 竹内 浩; 中村 和幸; 杉本 昌義; 芝 清之; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.50 - 61, 2002/07
被引用回数：5 パーセンタイル：34.58(Nuclear Science & Technology)原研における核融合炉工学の長期的開発の進展状況を発表する。トリチウム取扱・処理システムにおいては、ITER及び原型炉に必要なシステムの構成要素機器の基盤技術開発が進み、統合システムの1ヶ月にわたる連続運転に成功した。DT炉内で使用された機器の表面からトリチウムを効果的に除去する方法として、波長193nmの紫外線レーザを用いる技術が開発された。ブランケットについてはITER用テスト・ブランケット・モジュール及び原型炉用先進的ブランケットの開発が進んだ。本ブランケットではトリチウム増倍材としてLiTiO,構造材料として低放射化鋼F82Hを用いている。F82H鋼については、50dpaの中性子照射と摂氏200度から500度の範囲における機械的強度が明らかとなった。さらに原型炉を目指した候補材料に100から200dpaでの中性子照射試験を行うため国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発が国際協力により進められた。
榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.
JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12
本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。
石塚 悦男; 内田 宗範*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.421 - 425, 2001/10
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300
、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/m
、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800となり、未照射試料により約400高くなり、0.4dpaの試料では1100となることが明らかとなった。この原因は、中性子照射によって、炭素繊維強化炭素複合材の熱伝導率が低下したためと考えられる。さらに、同じ高熱負荷試験条件で1000回の熱サイクル試験を実施した結果、炭素繊維強化複合材とアルミナ分散強化銅の剥離はなく、冷却性能が低下しないことを確認した。
関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.
核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09
本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。
佐藤 和義; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 河村 弘; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 秋場 真人
Physica Scripta, T91, p.113 - 116, 2001/07
被引用回数：1 パーセンタイル：11.96(Physics, Multidisciplinary)2種類のアーマ材からなるダイバータ模擬試験体を中性子照射して高熱負荷試験を実施し、アーマ材の影響を調べた。試験体は、1次元及び2次元の炭素繊維強化炭素複合(CFC)アーマ材とアルミナ分散強化銅製冷却構造体からなり、無酸素銅の中間層を介して銀ろうで接合した構造である。試験体の照射温度は280~320、照射損傷量0.3~0.5dpaである。本試験体をITER定常熱負荷条件を模擬した5MW/mで10s間の加熱を実施した結果、照射量0.43dpaの1次元材及び2次元CFC材の表面温度は、それぞれ650及び1200に達し、未照射材より高くなった。これ、CFC材の熱伝導率が中性子照射によって低下したためであるが、その低下する割合は1次元及び2次元とも同程度であった。また、1000回の熱サイクル試験を実施した結果、接合部の剥離等は認められなかった。
佐藤 和義; 石塚 悦男; 宇田 実*; 河村 弘; 鈴木 哲; 谷口 正樹; 江里 幸一郎; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 283-287(2), p.1157 - 1160, 2000/12
被引用回数：6 パーセンタイル：42.66(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射後炭素系材料の熱衝撃による損耗特性を調べるため、JMTRホットセル内に設置した電子ビーム加熱装置(OHBIS)を使用し、熱衝撃試験を実施した。その結果、試料の損耗量は中性子照射量が増えるに従って増加し、特に、中性子照射量0.46dpaの損耗量は、未照射材の約2倍に達することが明らかとなった。さらに未照射材と照射材の損耗形状を比較した結果、最大損耗深さの変化は認められず、損耗重量の差は、損耗形状がブロードになったため生じることがわかった。しかしながら、中性子照射後材料の熱衝撃試験では、試験中にビーム電流の減少が認められた。これは、中性子照射による熱伝導率の低下により損耗量が増大したため、試料への実質的な熱負荷が減少したためと思われる。このため、実負荷の減少を考慮に入れ熱解析を実施した。その結果、実験結果と同様に最大損耗深さは変化しないことが明らかとなった。
宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 河村 弘
Phys. Scr., T81, p.98 - 100, 1999/00
被引用回数：2 パーセンタイル：26.15(Physics, Multidisciplinary)核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6
10
n/cm(照射温度283C)で照射した2次元CFC材に500MW/m40msの熱衝撃を与えた場合の損耗重量は、未照射材の約2倍になることが明らかとなった。本データは対向材の寿命や真空容器内のダスト生成量等を評価するための重要なデータとなる。
宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 竹林 修市*; 河村 弘
Fusion Technology 1998, 1, p.161 - 164, 1998/00
核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.610n/cm(照射温度283C)で照射した2次元CFC材に500MW/m40msの熱衝撃を与えた場合の損耗重量は、未照射材の約2倍になること、及び損耗深さは中性子照射量の増加とともに微増することが明らかとなった。これは中性子照射による熱伝導率の低下が試料の加熱部分を拡大させたことにより、損耗重量及び深さが増加したと考えられる。
藤井 常幸; 木村 晴行; 三枝 幹雄; 秋場 真人; 安東 俊郎; 安納 勝人; 青柳 哲雄; 荒川 喜代次; 安積 正史; 福田 武司; et al.
Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1988, Vol.1, p.605 - 610, 1989/00
JT-60における第2調波ICRF加熱実験結果について述べる。実験は、ダイバータ、リミタ、NBIとの複合加熱、ペレットとの組み合わせ等の条件で行われた。NBIとの複合加熱実験では、ICRFパワー印加で、強大なビーム加速が観測された。このとき、プラズマ蓄積エネルギーはICRFパワーに対して効率良く増大した。増加分のプラズマエネルギー閉じ込め時間は、210msに達し、この値は、NBIまたはICRF単独加熱時のそれに比べて、約3倍大きいものである。ICRF単独加熱では、アンテナ位相を制御して、イオン加熱特性の相違が調べられた。
齋藤 寛之; 町田 晃彦; 片山 芳則; 青木 勝敏; 秋葉 悦男*
no journal, ,
A6061-T6合金は高圧水素貯蔵用の複合容器技術基準で規定されたアルミニウム材料である。A6061-T6合金の水素化温度圧力条件やその反応機構については、これまで明らかにされていなかった。実験的にA6061-T6合金を水素化し、その反応条件と反応機構を調べた。
