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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。

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, 386?388, p.286 - 289, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.111
 被引用回数：17 パーセンタイル：71.81(Materials Science, Multidisciplinary)

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.05.064
 被引用回数：25 パーセンタイル：83.76(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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.019
 被引用回数：40 パーセンタイル：92.02(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。

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