検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

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 Pb$$_{83}$$Li$$_{17}$$under 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.

論文

Corrosion test of HTGR graphite with SiC coating

Chikhray, Y.*; Kulsartov, T.*; Shestakov, V.*; Kenzhina, I.*; Askerbekov, S.*; 角田 淳弥; 植田 祥平; 柴田 大受; 坂場 成昭; Abdullin, Kh.*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.572 - 577, 2016/11

高温ガス炉(HTGR)に用いられる黒鉛について、耐腐食性を有するSiC被覆の適用は重要な課題である。本研究は、高密度のIG-110黒鉛にSiCを傾斜被覆した材料について、1673Kまでの温度で蒸気との化学反応の結果を示したものである。100Paの蒸気との反応に関する実験では、SiC酸化のパッシブ反応により表面にSiO$$_{2}$$膜が形成されることを確認した。また、1Paの蒸気とのアクティブ反応では、表面に様々なカーボン複合材が形成されることを確認した。

報告書

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60$$sim$$140及び約10$$sim$$95Bq/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。

論文

Study of tritium and helium release from irradiated lithium ceramics Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$

Kulsartov, T.*; Tazhibayeva, I.*; Gordienko, Y.*; Chikhray, E.*; 土谷 邦彦; 河村 弘; Kulsartova, A.*

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1139 - 1142, 2011/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:39.39(Nuclear Science & Technology)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は化学的安定性及び低い温度での良好なトリチウム放出特性の観点から核融合炉の固体増殖材料の候補材である。本論文は、高燃焼まで照射したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$試料からのトリチウム及びヘリウム放出に関するものである。96%$$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球(直径1mm)を$$^{6}$$Li燃焼度約20%まで、650$$sim$$660$$^{circ}$$Cの温度で220日間WWR-K炉で照射した。トリチウム及びヘリウムの放出は熱解離方法で行った。本材料からのトリチウム及びヘリウム放出を体積拡散律速とし、拡散係数及び活性化エネルギーを算出した結果、仮定したモデルと良い一致を示した。得られた拡散係数及び活性化エネルギーは、将来の核融合炉用増殖材料におけるガス放出機構の解明と運転温度評価に役立つ。

論文

Study of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ + 5 mol% TiO$$_{2}$$ 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$$_{2}$$添加Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$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、$$^{6}$$Liを96at%濃縮したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$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。

論文

In-pile tritium permeation through F82H steel with and without a ceramic coating of Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$-SiO$$_{2}$$ Including CrPO$$_{4}$$

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

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2246 - 2251, 2007/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:20.75(Nuclear Science & Technology)

本件は、ISTC(国際科学技術センター)による国際協力として行った研究の成果である。核融合原型炉のトリチウム回収・処理システムの妥当な設計を実現するためには、トリチウムの透過低減機能を有する、ブランケット構造材料への皮膜の開発が必要である。原子力機構では、CrPO$$_{4}$$を含むCr$$_{2}$$O$$_{3}$$-SiO$$_{2}$$のセラミック材料を用いて、高性能の皮膜を開発した。以前に行った600$$^{circ}$$Cにおける炉外重水素透過実験においては、フェライト鋼(F82H)製の円筒状拡散セルの内面への皮膜について、約300という大きな透過低減係数(PRF)が得られた。本研究では、カザフスタンの試験炉IGV-1Mを用いて、同皮膜がある場合とない場合のF82鋼について、トリチウム透過に関する炉内実験を行った。液体のリチウム鉛(Pb$$_{17}$$Li)をトリチウム源として用いた。照射時間は約4時間であり、高速中性子照射量は約2$$times$$10$$^{21}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1.1MeV)であった。皮膜がある場合とない場合のF82鋼製の拡散セルについて、トリチウムの透過曲線から透過低減係数を求めたところ、600$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$Cについて、それぞれ292及び30であった。これらの値は、上記の炉外実験において、600$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$Cについて得られた値である307及び45に近い値であった。

論文

Investigation of hydrogen isotope permeation through F82H steel with and without a ceramic coating of Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$-SiO$$_{2}$$ including CrPO$$_{4}$$, 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

 被引用回数:29 パーセンタイル:10.45(Nuclear Science & Technology)

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$$_{4}$$)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、300$$sim$$600$$^{circ}$$Cの100$$sim$$1000Pa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、400$$sim$$600$$^{circ}$$C, 1000$$sim$$1500Pa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。600$$^{circ}$$C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。

口頭

Evaluation of curve for tritium release rate into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I. E.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Mukanova, A.*; Chikhray, Y.*

no journal, , 

試験研究炉の一次冷却水中トリチウム濃度の増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mの一次冷却水中のトリチウム放出率曲線を評価した。この結果、トリチウム放出は$$^{9}$$Beの(n,$$alpha$$)反応によって生成される$$^{6}$$Liに関係し、トリチウム放出曲線の評価結果から主にJMTR及びJRR-3Mのベリリウムから放出されていることが明らかとなった。また、照射時間が長くなるとトリチウム放出データのばらつきが認められ、JRR-3MよりJMTRの方が早期にばらつくことが明らかとなった。

8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1