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論文

Tritium release from Li$$_{2}$$O single crystals irradiated with fast neutrons

谷藤 隆昭; O.D.Slagle*; F.D.Hobbs*; 八巻 大樹; Hollenberg, G. W.*; 野田 健治

Fusion Technology 1996, 0, p.1455 - 1458, 1997/00

核融合炉固体増殖材からのブランケット環境におけるトリチウム放出特性を評価するには、トリチウム拡散に及ぼす照射効果を知る必要がある。ここでは、トリチウム拡散挙動を調べるために最も適した単結晶試料を用い、Li$$_{2}$$Oにおけるトリチウム拡散挙動の高速中性子重照射効果を調べ、JRR-4で実施した中性子効果の結果と比較した。これにより、高速中性子照射効果とJRR-4における熱中性子照射効果との違いを明らかにした。

論文

In situ tritium recovery from Li$$_{2}$$O irradiated in a fast neutron flux; BEATRIX-II, Phase II temperature-change canister

Slagle, O. D.*; 倉沢 利昌; 高橋 正; Hollenberg, G. W.*; Verrall, R. A.*

Journal of Nuclear Materials, 219, p.265 - 273, 1995/03

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)00401-3
 被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Materials Science, Multidisciplinary)

国際エネルギー機構(IEA)の下で行われているBEATRIX-IIの第1期,第2期照射の結果を順次報告するものの第3報である。今回は旧原研で製作したLi$$_{2}$$O試料について照射したデータを解析した。今回は特に照射量依存性を重点に調べ、照射量をパラメータにした実験式を求めた。この高速炉照射においてもトリチウム放出はスイープガス組成に強く依存する傾向がみられた。これらの結果の解析を試みた。今回の発表の主題は高速中性子照射環境下で$$^{6}$$Li燃焼度5%までの範囲でのトリチウム放出(Li$$_{2}$$O試料)への照射量依存性を明らかにした。

論文

Spectroscopic study of lithium oxide irradiated by fast neutrons

正木 信行; 野田 健治; 渡辺 斉*; R.G.Clemmer*; Hollenberg, G. W.*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.908 - 911, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90967-9
 被引用回数：21 パーセンタイル：84.25(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)はd-t核融合炉におけるブランケット固体トリチウム増殖材の有力な候補である。Fast Flux Test Facility(FFTF)を利用し、IEA・BEATRIX-II共同照射試験第1期照射後の一環としてLi$$_{2}$$Oの照射損傷の研究を行った。2種類のLi同位体組成($$^{6}$$Li/$$^{6}$$Li+$$^{7}$$Li)をもつLi$$_{2}$$O単結晶を約650Kにて高速中性子(0.17MeV,3.9$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$)により照射した。照射後、試料の電子スピン共鳴(ESR)及び光吸収スペクトルを室温で測定した。ESRでは等方的な一本のピークが観測され、そのg値は2.001であった。このESRスペクトルは照射により生成したコロイド状のLi金属によると考えられる。光吸収スペクトルについても、540nm付近に広い巾の吸収ピークが見られ、これもコロイド状Li金属によるものと考えられる。

論文

BEATRIX-II,Phase II: In situ tritium recovery from a thin-walled Li$$_{2}$$O ring irradiated in a fast neutron flux

倉沢 利昌; O.D.Slagle*; Hollenberg, G. W.*; Verrall, R. A.*

Fusion Technology 1992, p.1404 - 1408, 1993/00

このBEATRIX-IIはトリチウム増殖材の国際共同照射実験で日・米・加が参加して実施されている。この実験の目的は高速中性子照射下での酸化リチウムからのトリチウム放出特性と照射健全性を調べることである。$$^{6}$$Li富化度を変えた薄肉リング状酸化リチウム試料により、最大5%燃焼度までBEATRIX-IIをPhaseI,PhaseIIで照射した。トリチウム放出を照射下で測定し、スイープガス組成、照射温度の影響を調べた。そのトリチウム放出挙動は照射温度の上昇に伴って増加するがスイープガスの水素添加量を変えた場合ほどは大きく変化はしなかった。これらのことよりLi$$_{2}$$O中のトリチウムインベントリーは大きくないことがわかった。またPhaseI照射では照射期間が長くなるに従って放出水分量が低くなるがこれと連動してトリチウム放出量が下る現象がみられた。PhaseII照射ではスイープガス中の水素添加しない場合のトリチウム放出挙動を調べ、その挙動を解析している。

論文

Tritium recovery and behavior of Li$$_{2}$$O and LiAlO$$_{2}$$ spheres during the VOM-22H experiment

倉沢 利昌; Hollenberg, G. W.*; 渡辺 斉

Proc.Int.Symp.on Fusion Reactor Blanket and Fuel Cycle Technology, p.43 - 46, 1987/00

VOM-22H実験はLi$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$の球状試料からのトリチウム放出、回収と照射健全性を調べるため原研JRR-2炉を使用しておこなわれた。Li$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$からのトリチウム放出速度を純ヘリウム(He)とHeに重水素を添加したスイープガスを用いた条件下で見掛の拡散係数として求めた。これらのトリチウム放出速度は顕著なスイープガス組成依存性を示した。しかし放出されたトリチウムはトリチウムガス(T$$_{2}$$)の化学形を持つものがほとんどであった。この他にスイープガスに酸素(O$$_{2}$$)を0.1%まで添加した場合の実験を行ったがさらに複雑なトリチウム放出挙動を示した。照射健全性試験ではLi$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$の球状試験とも割れや変形はみとめられず、健全であった。しかし、Li$$_{2}$$Oではペブル表面にスイープガス中の水分との反応による質量移行現象が観察された。この質量移行機構について考察を加える。

論文

The time dependence of in-situ tritium release from lithium oxide and lithium aluminate(VOM-22H experiment)

倉沢 利昌; 渡辺 斉; Hollenberg, G. W.*; 石井 慶信; 西村 昭彦; 吉田 浩; 成瀬 雄二; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 小西 哲之

Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.265 - 270, 1986/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(86)80048-4
 被引用回数：34 パーセンタイル：93.68(Materials Science, Multidisciplinary)

固体増殖材からのトリチウム放出は照射試料の置かれた環境やトリチウム測定装置の性能によって正確に測定できるかどうかが左右される。特にLi$$_{2}$$Oの場合には前回実験のVOM-15Hの結果からもスイープガス中の水分濃度に強く影響されることがわかっている。したがってVOM-22Hでは装置の改良を行った。特にトリチウムの還元については固体電解質セルの採用により応答性をよくした特長をもつ。本実験では試料温度を変えた時のトリチウム放出の時間依存性を調べた。その結果低い温度ではトリチウム放出は拡散のみに支配されていることが明らかになった。一方、より高温で変化の早い場合には電離箱等による遅れ時間を補正してやることが必要であることがわかった。 Li$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$のトリチウム放出を比較した時、同じ大きさの結晶程度をもつ試料では約300$$^{circ}$$C低い温度でLi$$_{2}$$Oからのトリチウム放出がおこることが明らかになった。これはLi$$_{2}$$Oがトリチウム増殖材として優秀であることを明確にしている。

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