検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 67 件中 1件目~20件目を表示

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

Overview of materials research and IFMIF-EVEDA under the Broader Approach framework

西谷 健夫; 谷川 博康; 山西 敏彦; Clement Lorenzo, S.*; Baluc, N.*; 林 君夫; 中島 徳嘉*; 木村 晴行; 杉本 昌義; Heidinger, R.*; et al.

Fusion Science and Technology, 62(1), p.210 - 218, 2012/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.14(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動(BA)の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)事業の一環として行われている材料開発と国際核融合材料照射施設工学設計・工学実証(IFMIF/EVEDA)事業の最近の進展について報告する。IFERC事業では、六ヶ所の原型炉R&D施設が完成し、おもにブランケット材料に関する研究開発が進展している。IFMIF/EVEDA事業では、原型加速器の入射器が完成し、ビーム試験を実施している。液体リチウム試験ループは2011年3月の完成し、5m/sの流動試験に成功した。

論文

Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; M$"o$slang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:26.02(Materials Science, Multidisciplinary)

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し3$$sim$$48mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC$$_{f}$$/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

論文

Progress of IFERC project in the Broader Approach activities

荒木 政則; 坂本 宜照; 林 君夫; 西谷 健夫; 大内 玲*

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2196 - 2202, 2010/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:37.22(Nuclear Science & Technology)

国際核融合実験炉ITER計画に貢献し、原型炉早期実現を推進することを目的に、国際核融合エネルギー研究センター事業(IFERC事業)として、(1)原型炉設計研究開発調整活動,(2)計算シミュレーションセンター活動、及び(3)ITER遠隔実験センター活動を実施する。原型炉設計活動では、原型炉の特徴,原型炉の共通概念,原型炉のロードマップ等を含む原型炉設計のための共通基盤の構築を目指す。また、原型炉実現に向けた日欧の共通認識に基づいて、原型炉工学R&D活動では、ブランケット開発に関連した5つの研究分野,(1)SiC/SiC複合材料,(2)トリチウム技術,(3)ブランケット構造材料,(4)先進中性子増倍材,(5)先進トリチウム増殖材に関する開発研究を実施している。計算シミュレーションセンター活動においては、核融合プラズマに関する実験データを解析して、ITERの運転手順を作成するとともに、ITER施設の性能を予測し、原型炉設計に貢献することを目的とする。初期段階では、特別作業グループ活動を通して、核融合研究における高レベルベンチマークコードの選定を行った。

論文

国際核融合エネルギー研究センター事業

荒木 政則; 林 君夫; 飛田 健次; 西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 山西 敏彦; 中道 勝; 星野 毅; 小関 隆久; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.231 - 239, 2010/04

ITER計画を支援するとともに、核融合エネルギーの早期実現に向けての活動を行う幅広いアプローチ(BA)活動は、この目的のためにITERの建設期間中にさまざまな研究開発を行う日欧の共同事業である。ここでは、国際核融合エネルギー研究センター事業の活動の概要について説明するとともに、現在の進捗状況及び今後の計画・展望について述べる。

論文

New synthesis method of advanced lithium titanate with Li$$_{4}$$TiO$$_{4}$$ additives for ITER-TBM

星野 毅; 加藤 剣一*; 名取 ゆり*; 中村 和*; 佐々木 一哉*; 林 君夫; 寺井 隆幸*; 蓼沼 克嘉*

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.956 - 959, 2009/06

 被引用回数:35 パーセンタイル:6.79(Nuclear Science & Technology)

高温・長時間使用の条件においても安定に使用可能な核融合炉固体ブランケット用先進トリチウム増殖材料の開発を目指し、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$よりLi/Ti比の大きいLi$$_{4}$$TiO$$_{4}$$を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$合成法の探索を行った。始発粉末としてLiOH・H$$_{2}$$OとTiO$$_{2}$$を使用した場合は、合成反応中にLiの蒸発が生じ、合成前後のLi/Tiの比率が少なくなり、合成後の試料にはLi$$_{4}$$TiO$$_{4}$$相が確認されなかった。しかしながら、LiOH・H$$_{2}$$OとH$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を始発粉末として使用した際は、合成前後のLi/Tiの比率が一致する結果となり、Li$$_{4}$$TiO$$_{4}$$相も確認できた。以上、本研究により先進トリチウム増殖材料として期待されるLi$$_{4}$$TiO$$_{4}$$添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を安価で大量に合成する方法を確立した。

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:18 パーセンタイル:37.33(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

論文

Crystal structure of advanced lithium titanate with lithium oxide additives

星野 毅; 佐々木 一哉*; 土谷 邦彦; 林 君夫; 鈴木 晶大*; 橋本 拓也*; 寺井 隆幸*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1098 - 1101, 2009/04

水素により還元されにくく、Liの核的燃焼に対する耐久性,トリチウム増殖比が向上した先進トリチウム増殖材の開発を目指し、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$よりLi添加量の大きい(Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$比が1.0より大きい)チタン酸リチウムの合成法の探索を行った。リチウムエトキシド(LiO-C$$_{2}$$H$$_{5}$$)又はリチウムプロポキシド(LiO-i-C$$_{3}$$H$$_{7}$$)とテトラチタンプロポキシド(Ti(O-i-C$$_{3}$$H$$_{7}$$)$$_{4}$$)をLi$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$比が2.0になるようにアルコール溶媒にて混合した後、加水分解を行い、得られたゲルを5%H$$_{2}$$-He雰囲気中にて、800$$^{circ}$$C・6時間の条件にて焼成を行ったところ、水素により還元されず、Liの核的燃焼に対する耐久性が高いと考えられる試料の合成に成功したことを、熱天秤等を利用した材料特性評価により確認した。

論文

Impact of ceramic coating deposition on the tritium permeation in the Japanese ITER-TBM

中道 勝; 中村 博文; 林 君夫; 高木 郁二*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.692 - 695, 2009/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.61(Materials Science, Multidisciplinary)

国際熱核融合実験炉(ITER)の日本のテストブランケットモジュール(TBM)開発においては、トリチウム透過バリアとしての皮膜技術開発が必要であり、原子力機構では、このために化学緻密化法によるセラミックスの成膜技術を開発した。本皮膜は、ガラス化材を添加することにより皮膜内の貫通欠陥である開気孔を減少することに成功したものである。また、炉外における特性試験の結果から、皮膜中の重水素の拡散係数は非常に小さいことが明らかになった。これら皮膜の成膜技術開発から特性評価、そして、日本設計のTBMにおけるトリチウムの透過挙動評価の結果について報告する。本成膜技術は、ITER-TBMのみならず、核融合原型炉の発電ブランケットにおけるトリチウム透過低減対策への適用も可能である。

論文

Preliminary test for reprocessing technology development of tritium breeders

星野 毅; 土谷 邦彦; 林 君夫; 中村 和*; 照沼 仁*; 蓼沼 克嘉*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1107 - 1110, 2009/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.61(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケットで用いた使用済みのトリチウム増殖材用リチウムセラミックス微小球からリチウム資源を回収・再利用する技術を開発することは、希少資源としての$$^{6}$$Liの有効利用の観点から重要なことである。本研究では、各種Liセラミックス(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$, CaO添加Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$, Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$及びLi$$_{2}$$O)の溶解特性及びキレート剤担持吸着剤を用いた不純物除去特性を調べた。Liセラミックスを過酸化水素水又は硝酸を溶媒として超音波溶解し、その溶液を吸着剤に浸した結果、ほとんどのリチウムが溶液中に存在し、かつ溶液中の$$^{60}$$Coは97%以上の除去ができることがわかった。本試験により、使用済LiセラミックスからLiを回収する一連のプロセスの開発に見通しを得た。

論文

Design and trial fabrication of a dismantling apparatus for irradiation capsules of solid tritium breeder materials

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 高津 英幸; 中村 和*; 野口 恒行*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1083 - 1086, 2009/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERに装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)の解体・照射後試験プロセスを確立するため、トリチウムを含有する照射済みキャプセルの解体・処理技術の確立に向けて、設計及び試作試験を行った。検討の対象としたキャプセルは、JMTRでのスイープ照射試験に用いたものであり、外径約65mmの外筒内にある試料容器中に、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$試料が装荷されている。照射済みキャプセルは帯のこぎりで切断され、その際放出されるトリチウムは、酸化装置を有するパージガス系によって安全に回収され、固化処理により放射性廃棄物となる。本解体装置は、収納容器(インナーボックス)に収められる構造となっており、このような構造とすることにより、ホットセルの大幅な改造を行うことなくトリチウムの安全な閉じ込めを実現できる技術的見通しを得た。非照射の模擬キャプセルを用いた試作試験において、本解体装置の切断性能が良好であることが実証された。本解体装置の設計及び試作試験の経験は、今後のTBM設計や解体プロセス検討に役立つものである。

論文

Fusion materials development program in the Broader Approach activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 實川 資朗; 野澤 貴史; 林 君夫; 山西 敏彦; 土谷 邦彦; M$"o$slang, A.*; Baluc, N.*; Pizzuto, A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.405 - 410, 2009/04

 被引用回数:30 パーセンタイル:9.15(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉の開発においては、増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められている幅広いアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D活動では、日欧双方が重要かつ不可欠と考える基盤的なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の開発を行う予定である。本論文では、BAにおける低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材の開発計画についてその概要を述べる。

論文

Deuterium diffusion in a chemical densified coating observed by NRA

高木 郁二*; 小林 卓志*; 上山 裕*; 森山 裕丈*; 中道 勝; 中村 博文; 林 君夫

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.682 - 684, 2009/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.41(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケットにおいては、トリチウム増殖材から生成したトリチウムが構造材を透過して冷却材中へ漏洩しないようにするため、ブランケット容器構造材上に緻密なセラミック皮膜を成膜し、トリチウムの透過を低減することが考えられている。トリチウム透過低減皮膜の物性評価のため、核反応法(NRA法)を用いて皮膜の重水素拡散係数の測定を実施した。その結果、300$$^{circ}$$Cで7$$times$$10$$^{-17}$$m$$^{2}$$s$$^{-1}$$と、鋼材(SS304)と比較して5桁程度低く、本皮膜が十分な透過低減能を有していることが明らかになった。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

報告書

トリチウムを含んだ照射試験体のJMTR炉心からの取出試験

冨田 健司; 土谷 邦彦; 小沼 勇一; 井上 修一; 渡邊 浩之; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 林 君夫; 北島 敏雄

JAEA-Technology 2008-036, 61 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-036.pdf:7.47MB

材料試験炉(JMTR)を照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第2期照射試験(ORIENT-II,JMTRキャプセル名:99M-54J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。まず、照射試験体,スイープガス配管,接続箱・保護管等に残留するトリチウムの除去試験を行うとともに、微小球を充填した充填体の配管からのトリチウム漏洩を防止するための閉止栓の溶封試験を行った。次に、得られた試験結果に基づき、照射試験体の取出方案を策定し、試験体の取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去に関する特性試験及び閉止栓の溶封試験結果、並びに、照射試験体の取出し試験及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,1; 概念検討及び基本設計

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 小高 英男; 勝山 幸三; 北島 敏雄; 高橋 孝三; 土谷 邦彦; 中道 勝; et al.

JAEA-Technology 2008-010, 68 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-010.pdf:11.31MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、核融合炉用増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。本報告書は、炉内機能試験の準備として材料試験炉(JMTR)で照射試験を行った照射キャプセルの解体プロセスの概念検討及び基本設計について述べるものである。本設計においては、照射キャプセルはバンドソー(帯のこぎり)で切断され、放出されたトリチウムは、パージガス系によって安全に回収され、固化されて放射性廃棄物となる。さらに、事故時にトリチウムが解体装置外へ放出される可能性があることに対する安全対策として、解体装置を覆うインナーボックスを採用することにより、通常のトリチウム透過性材料を用いた既存のホットセル(ベータ・$$gamma$$セル)を、大きな改造を行うことなく使用できる見通しを得た。以上により、トリチウムを含有する照射済みJMTRキャプセルについて、本解体プロセスが実現可能であることを示した。

論文

Recent progress in solid breeder blanket development at JAEA

西谷 健夫; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 山西 敏彦; 林 君夫; 谷川 博康

Fusion Science and Technology, 52(4), p.971 - 978, 2007/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.9(Nuclear Science & Technology)

日本はITERテストブランケットモジュール計画において水冷却固体増殖ブランケットのリード極となることを想定している。原子力機構は国内のその主要機関として、低放射化を構造材,チタン酸リチウムをトリチウム増殖材,金属ベリリウム又はベリライドを中性子増倍材とする水冷却固体増殖ブランケットの設計・開発を進めている。第1壁部の製作法開発の第1段階として、矩形冷却管を埋め込んだ第1壁のモックアップをHIP法で製作することに成功した。また先進増倍材としてBe$$_{12}$$Tiのペブル試作に成功し、水蒸気との反応性が金属ベリリウムの約1/1000であることを確認した。

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

Non-stoichiometory and vaporization characteristic of Li$$_{2.1}$$TiO$$_{3.05}$$ in hydrogen atmosphere

星野 毅; 安本 勝*; 土谷 邦彦; 林 君夫; 西村 秀俊*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2269 - 2273, 2007/10

 被引用回数:38 パーセンタイル:6.73(Nuclear Science & Technology)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料の第1候補材料である。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$は水素により還元されるため、トリチウムを回収する際のスイープガス中に含まれる水素により還元されにくいLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の開発は重要である。本研究では、水素により還元されにくい増殖材料として期待できる、Li$$_{2.1}$$TiO$$_{3.05}$$を製作し、非化学量論性及び蒸発特性を調べた。定比のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$(Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$=1.00)よりLi量を多くしたLi$$_{2.1}$$TiO$$_{3.05}$$(Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$=1.05)を製作した結果、水素還元による酸素欠損がほとんどなく、Liを含む蒸発蒸気種の平衡蒸気圧への影響も少ないことから、高温・長時間使用時における試料の結晶構造の変化が小さくなり、化学的に安定して使用できることがわかった。

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

Development of advanced tritium breeders and neutron multipliers for DEMO solid breeder blankets

土谷 邦彦; 星野 毅; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 宗像 健三*; 加藤 茂*; 内田 宗範*; et al.

Nuclear Fusion, 47(9), p.1300 - 1306, 2007/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:41.29(Physics, Fluids & Plasmas)

原型炉用増殖ブランケット開発の一環として、「高温・高照射環境に耐えうる先進トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料」の開発における最近の成果を本論文にまとめた。トリチウム増殖材料については、少量(約1mol%)の酸化物(CaO等)を添加したチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)に着目し、1000$$^{circ}$$Cまでの結晶粒成長の抑制が可能であること、熱伝導が無添加Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$と同程度であること、水素によるTiの還元を抑制が可能であること等が明らかになった。中性子増倍材料については、Be-Ti合金に着目し、1000$$^{circ}$$Cにおける比強度が約200MPaと高いこと、第1候補材料であるベリリウムに比べて、F82H鋼との両立性が良いこと、乾燥空気中1000$$^{circ}$$Cにおいても高い耐酸化特性を有していること、1%の水蒸気を含んだアルゴンガス雰囲気中における水素生成速度が1/1000以下になること、水素同位体のインベントリーが非常に小さいこと等を明らかにした。これらの知見により、少量の酸化物を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,ベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti等)を含んだベリリウム合金の良好な特性が明らかになり、原型炉用増殖ブランケットの開発に明るい見通しを得た。

67 件中 1件目~20件目を表示