Modeling the processes of hydrogen isotopes interactions with solid surfaces

Chikhray, Y.*; Askerbekov, S.*; Kenzhin, Y.*; Gordienko, Y.*; 石塚 悦男

Fusion Science and Technology, 76(4), p.494 - 502, 2020/05

https://doi.org/10.1080/15361055.2020.1718854

The investigation of the mechanisms and dynamics of hydrogen isotopic interaction with solid surfaces (metals, ceramics, graphites, eutectics) in temperature and pressure ranges is important not only for the correct prediction of each isotope's evolution but also for substantiation of the safe operation of hydrogen-facing structural materials. The interaction of the hydrogen isotopes mix with the surface of solid metal or liquid eutectics is a complicated multistage H-D-T-O-solid interacting process depending on material property, environment, and the solid's surface parameters. To better understand the mechanisms of hydrogen isotopes interchange at a solid surface and to identify the limiting stages in the sorption-desorption processes, a reactor experiment of neutron irradiation was conducted with lithium-containing eutectics as tritium-generating media under the external flow of hydrogen. This work presents the model and results of its application to fitting the experimental results of tritium yield from the lithium-lead eutectics PbLiunder thermal neutrons irradiation at the IVG.1M reactor in Kazakhstan. The elaborated model and the approach used were also applied to the simulation of high temperature gas cooled reactor graphite corrosion in water vapors.

試験研究炉における一次冷却水中へのトリチウム放出源に関する検討; JMTR, JRR-3M及びJRR-4運転データから評価したトリチウム放出率

石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova, A.*; Kenzhina, I. E.*; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2014-025, 77 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-025.pdf:43.46MB

JMTRやJRR-3では、原子炉の運転に伴って一次冷却水中のトリチウム濃度が高くなることが明らかになっている。本報告書では、これらのトリチウム放出源を明らかにするため、JMTR, JRR-3M及びJRR-4の各運転サイクルにおけるトリチウム放出率を実測値から評価した。この結果、炉心構成材にベリリウムを使用していないJRR-4のトリチウム放出率は8Bq/Wd以下であり、運転に伴うトリチウム濃度の上昇は認められなかった。これに対して、炉心構成材にベリリウムを使用しているJMTR及びJRR-3Mでは、トリチウム放出率がそれぞれ約60140及び約1095Bq/Wdで運転に伴ってトリチウム濃度が上昇すること、ベリリウム製炉心構成材を新規製作品と交換するとトリチウム放出率が一時的に低下し、その後、運転サイクルとともに増加する傾向が見られた。

Study of LiTiO + 5 mol% TiO lithium ceramics after long-term neutron irradiation

Chikhray, Y.*; Shestakov, V.*; Maksimkin, O.*; Turubarova, L.*; Osipov, I.*; Kulsartov, T.*; Kuykabayeba, A.*; Tazhibayeva, I.*; 河村 弘; 土谷 邦彦

Journal of Nuclear Materials, 368-386, p.286 - 289, 2009/04

本論文は、長期間中性子照射した5mol%TiO添加LiTiO微小球の照射後試験結果について記述したものである。照射試料は、Liを96at%濃縮したLiTiO微小球を用い、照射試験はカザフスタン国立原子力センターのWWR-K炉で223日間、熱出力6MWで行った。照射後、白色の微小球が灰色に変化し、密度及び微小硬が低下するとともに、機械的強度も低下した。また、X線回折による結晶構造の測定を行った結果、照射後の結晶構造に変化があることがわかった。さらに、微小球中の残留トリチウム量を明らかにした。

Investigation of hydrogen isotope permeation through F82H steel with and without a ceramic coating of CrO-SiO including CrPO, Out-of-pile tests

Kulsartov, T. V.*; 林 君夫; 中道 勝*; Afanasyev, S. E.*; Shestakov, V. P.*; Chikhray, Y. V.*; Kenzhin, E. A.*; Kolbaenkov, A. N.*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.701 - 705, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.019

核融合炉構造材料へのセラミック被覆は、トリチウム透過防止膜として使用されることが考えられている。本研究では、リン酸クロム(CrPO)を含む酸化クロム-二酸化ケイ素のセラミック皮膜がある場合とない場合におけるF82H鋼について、水素及び重水素透過実験を行った。まず第1段階として、300600Cの1001000Paの水素及び重水素雰囲気において、皮膜のないF82H鋼中の透過実験を行った。得られた拡散係数,透過定数及び溶解度は、以前に公刊されている値と良い一致を示した。第2段階としては、皮膜を施したF82H鋼中について、400600C, 10001500Paの重水素雰囲気において、上と同様な透過実験を行い、皮膜の透過低減係数(PRF)を算出した。600Cにおける透過低減係数は約400であった。この値は、同じ皮膜を316ステンレス鋼に施した場合の透過低減係数(約1000)に匹敵する値である。本発表は、国際科学技術センター(ISTC)によるパートナープロジェクト(K-1047p)として実施した研究の成果の一部を発表するものである。