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論文

Effect of neutron energy and fluence on deuterium retention behaviour in neutron irradiated tungsten

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:25 パーセンタイル:83.87(Physics, Multidisciplinary)

この研究では、鉄イオン(Fe$$^{2+}$$)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$$_{2}^{+}$$)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$$^{2+}$$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。

論文

Growth of single-phase nanostructured Er$$_2$$O$$_3$$ thin films on Si (100) by ion beam sputter deposition

Mao, 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:2 パーセンタイル:11.36(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$$^{-5}$$Pa未満という条件で、Si (100)基板上に単相のEr$$_2$$O$$_3$$(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、E$$_2$$O$$_3$$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。

論文

SiC coating as hydrogen permeation reduction and oxidation resistance for nuclear fuel cladding

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:28 パーセンタイル:95.79(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。

論文

Adsorption of H atoms on cubic Er$$_2$$O$$_3$$ (001) surface; A DFT study

Mao, 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:3 パーセンタイル:29.69(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、密度汎関数理論に基づき、Er$$_2$$O$$_3$$(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。Er$$_2$$O$$_3$$(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$$^{-1}$$ (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$$^{-1}$$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。

論文

Experimental and computational studies on tritium permeation mechanism in erbium oxide

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Er$$_2$$O$$_3$$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。

口頭

Hydrogen diffusion along grain boundaries in erbium oxide coatings

Mao, W.*; 近田 拓未*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 山口 憲司

no journal, , 

A tritium permeation barrier (TPB) is required in fusion blanket systems to reduce the loss of fuel and minimize radiological hazard. In this regard, Er$$_2$$O$$_3$$ is currently selected as one of the candidate materials for the TPB because of its excellent properties including high permeation reduction factor, good compatibility with liquid lithium, and so on. To understand the microscopic mechanism of hydrogen isotope permeation through TPB, hydrogen (H) diffusion along Er$$_2$$O$$_3$$ grain boundaries has been investigated by the experimental and simulated studies. H diffusivity predicted by the simulations was in good agreement with that derived by the experiments. Additionally, interstitial H is predicted to be steadily trapped when it diffuses near a vacancy.

口頭

イオンビームスパッタ蒸着法によるEr$$_{2}$$O$$_{3}$$高配向薄膜の作製

藤田 将弥*; 山口 憲司; 朝岡 秀人; Mao, W.*; 近田 拓未*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*

no journal, , 

Er$$_{2}$$O$$_{3}$$は、高温で安定かつ耐食性や絶縁性に優れ、核融合炉において、三重水素の拡散透過を抑制するための配管被覆用材料等として研究が進められている。従来のプラズマPVD法等で作製した1$$mu$$mほどの厚さのEr$$_{2}$$O$$_{3}$$膜の研究において、三重水素は膜中の細孔や結晶粒界を通して透過していくことが示唆されている。透過メカニズムの解明及び格段の透過抑制を図るため、Er$$_{2}$$O$$_{3}$$膜中の結晶粒界を制御した膜の作製が期待されている。本研究は、$$beta$$-FeSi$$_{2}$$の高品位膜の作製に成功した実績を有するイオンビームスパッタ蒸着(IBSD)法を用い、配向性の高い連続したEr$$_{2}$$O$$_{3}$$単結晶膜の作製条件の探索を目的としている。その結果、973Kで蒸着を行った場合、蒸着後に973Kを保ったまま加熱を継続することで配向性が良くなることが分かった。さらに、加熱を継続する時間に注目すると、加熱時間が長くなるほど配向性が良くなることが分かった。

口頭

SiC coating as hydrogen permeation reduction and oxidation resistance for nuclear fuel cladding

臼井 貴宏*; 澤田 明彦; 天谷 政樹; 鈴木 晶大*; 近田 拓未*; 寺井 隆幸*

no journal, , 

被覆管材料のLOCA時の酸化抑制等を目的として、SiCのコーティングを施したZry-4及びSUS316の板材を対象に、水素透過試験及び水蒸気雰囲気での酸化試験を行った。SiCコーティング済SUS316試料を用いた水素透過試験の結果からは1桁程度の水素透過の低減が見られた。SiCコーティング済Zry-4試料を用いた酸化試験では、未成膜の試料に比べ重量増加及び酸化膜の厚さが低減したことから、基板の酸化が抑制されたと考えられた。また、コーティングが厚いほど重量増加が抑えられる傾向が見られた。しかし、1200$$^{circ}$$Cでの酸化試験ではコーティングの剥離がみられ、コーティングが厚いほど剥離の程度が大きい傾向が見られた。

口頭

イオンビームスパッタ蒸着法を用いたEr$$_{2}$$O$$_{3}$$膜の作製における照射イオン種の効果

藤田 将弥*; 山口 憲司; 朝岡 秀人; Mao, W.*; 近田 拓未*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*

no journal, , 

イオンビームスパッタ蒸着(IBSD)法により、シリコン(Si)基板上に組成・構造制御したEr$$_{2}$$O$$_{3}$$薄膜の作製を行っている。蒸着時のスパッタに使用するイオン種をO$$^{2+}$$とすることで酸素不足を解消し、界面層のErSi$$_{2}$$生成を抑制することに成功した。

口頭

中性子照射タングステン中の水素同位体滞留挙動に及ぼす照射損傷分布影響

藤田 啓恵*; 湯山 健太*; 植村 有希*; 桜田 翔大*; Hu, C.*; 近田 拓未*; 大矢 恭久*; 太田 雅之; 落合 謙太郎

no journal, , 

核融合炉のプラズマ対向材料候補であるタングステン(W)は炉運転中における14MeV中性子の照射により、水素同位体の安定な捕捉サイトとなる照射欠陥が導入される。また中性子照射はバルク中へ均一に照射欠陥が導入されるため、表面付近に照射欠陥が集中する重イオン照射と水素同位体滞留挙動は大きく異なる。本研究では、W試料に鉄イオン(Fe$$^{2+}$$)、核分裂反応による中性子、またはD-T核融合反応による14MeV中性子を照射し照射欠陥を導入した後に重水素照射を行い昇温脱離法によって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捕捉エネルギーを評価した。実験結果から、中性子のエネルギー分布により形成される欠陥種が異なり、14MeV中性子による照射欠陥はFe$$^{2+}$$照射に比べ低損傷量から安定な重水素捕捉サイトを形成するが、核分裂反応中性子は低エネルギーの捕捉サイトのみ形成された可能性が示唆された。

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