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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

Properties of tritium/helium release from hot isostatic pressed beryllium of various trademarks

Chekushina, L.*; Dyussambayev, D.*; Shaimerdenov, A.*; 土谷邦彦; 武内伴照; 河村弘; Kulsartov, T.*

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.41 - 45, 2014/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2014.04.031

被引用回数：6 パーセンタイル：26.79(Materials Science, Multidisciplinary)

金属ベリリウム(Be)は、低原子番号及び質量、熱中性子に対する低捕獲断面積、良い弾性散乱特性を有していることから、原子炉構造材料として、試験研究炉では減速材や反射材として利用されている。実際、金属Beを用いた原子炉は世界中に多く存在し、原子力開発の初期段階から試験研究炉で多くの金属Beが使用されている。一方、中性子照射場での使用において、金属Beは機械的特性に影響するとともに、核反応により材料中にトリチウムガス等を生成する。本研究は、金属Be製中性子反射体の長寿命化を検討のため、異なった製法の金属Beについて、カザフスタン共和国にあるWWR-K炉を用いて照射試験を行い、TDS法によりトリチウム及びヘリウムの放出特性を調べた。その結果、従来使用されているS-200Fと他の2種類の金属Be(S-65H及びI-220H)の放出挙動が異なることが明らかとなった。

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

https://doi.org/10.13182/FST11-A12616

被引用回数：13 パーセンタイル：69.64(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、650660 $^{circ}$ 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

Tritium accumulation and release from Li $_{2}$ TiO $_{3}$ during long-term irradiation in the WWR-K reactor

Tazhibayeva, I.*; Beckman, I.*; Shestakov, V.*; Kulsartov, T.*; Chikhray, E.*; Kenzhin, E.*; Kuykabaeva, A.*; 河村弘; 土谷邦彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.748 - 752, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.12.133

被引用回数：16 パーセンタイル：75.8(Materials Science, Multidisciplinary)

高リチウム燃焼(最高23%)時における $^{6}$ Li濃縮Li $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出に関するデータが世界で初めて得られた。本研究では、トリチウム放出試験より、提案した計算手法に基づいて、トリチウム放出過程を調べた。照射試験の間、トリチウムは $^{6}$ Liと中性子の核反応により生成し、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出量が加熱・冷却を通じて連続的に測定された。Li $_{2}$ TiO $_{3}$ からのガス放出パラメータは、トリチウム放出率,材料中のトリチウム保持,保持時間,HTの活性化エネルギー,体積拡散としてのT $^{+}$ の活性化エネルギーとした。この結果、トリチウム放出過程がトリチウム体積拡散律束であること, $^{6}$ Liの燃焼によりトリチウム放出の活性化エネルギーが減少することなどがわかった。

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：19 パーセンタイル：76.21(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

Tritium generation in lithium ceramics Li $_{2}$ TiO $_{3}$ for fusion reactor blanket

Tazhibayeva, I. L.*; Kenzhin, E. A.*; Kulsartov, T. V.*; Kuykabayeva, A. A.*; Shestakov, V.*; Chikhray, E.*; Gizatulin, S.*; Maksimkin, O. P.*; Beckman, I. N.*; 河村弘; et al.

Questions of Atomic Science and Technology, 2, p.3 - 11, 2008/00

本論文は、カザフスタン国立原子力センターのWWR-K炉で照射した核融合炉用セラミックトリチウム増殖材の照射試験結果について記述されている。本試験は、出力6MWで220日間(5350時間)照射し、20%の $^{6}$ Li燃焼した96% $^{6}$ Li濃縮Li $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出に関するものである。得られた試験データから、照射したリチウムセラミックスからのトリチウム放出特性が、照射条件や残留トリチウム量に依存していた。この結果より、照射済リチウムセラミックスからのトリチウムの生成・放出に関するメカニズムを提案した。トリチウムの損失やHTOへの結合を評価するとともに、定温時や熱サイクル時における拡散によるトリチウムの放出速度を求めた。

論文

Structure, composition and properties of lithium ceramic Li $_{2}$ TiO $_{3}$ +5% mole TiO $_{2}$ irradiated in WWR-K reactor for solid ceramic blanket of fusion reactor

Tazhibayeva, I. L.*; Kulsartov, T.*; Kenzhin, E. A.*; Maksimkin, O. P.*; Doronina, T. A.*; Silnyagina, N. S.*; Turubarova, L. G.*; Tsai, K. V.*; Zheltov, D. A.*; Kashirskiy, V. V.*; et al.

Questions of Atomic Science and Technology; Series the Thermonuclear Fusion, 1, p.3 - 11, 2008/00

本論文は、WWR-K炉で照射した核融合炉用セラミックトリチウム増殖材(5%TiO $_{2}$ 添加Li $_{2}$ TiO $_{3}$ )の材料研究の結果と解析について記述されている。WWR-K炉におけるこのセラミックスの照射時間は5,350時間であり、中性子照射により生成するトリチウムの特性を制御した照射条件にて調べた。密度,結晶構造,化学的構造,強度及び微小硬さの変化が研究され、リチウム燃焼度や残留トリチウム量が決定された。また、セラミック試料の構造や特性に関する照射や熱が重大な影響を及ぼすことが観測された。すなわち、照射温度によるセラミックス試料の軟化や照射による試料の化学的特性変化を明らかにした。

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：83.32(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210 $^{21}$ n/m $^{2}$ (E1.1MeV)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

Use of WWR-K reactor for long-term trials of lithium ceramic Li $_{2}$ TiO $_{3}$ for fusion reactor blanket

Tazhibayeva, I. L.*; Kenzhin, E. A.*; Chachrov, P. V.*; Arinkin, F. M.*; Gasatulin, Sh. Kh.*; Bekamukhabetov, E. S.*; Shestakov, V. P.*; Chikhray, E. V.*; Kulsartov, T. V.*; Kuykabaeva, A. A.*; et al.

Questions of Atomic Science and Technology; Series the Thermonuclear Fusion, 2, p.3 - 10, 2007/00

本論文は、高中性子照射下における核融合炉用リチウムセラミックスの照射試験に関して記述したものである。照射試験は、カザフスタン共和国立原子力センターのWWR-K原子炉で行った。 $^{6}$ Li濃縮度96%のLi $_{2}$ TiO $_{3}$ のリチウムセラミックスを照射試料として用い、20%以上のLi燃焼時まで照射した。照射試料の特性に関する照射データは、材料選定及び核融合炉の設計のために活用される。

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：41 パーセンタイル：92.46(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、300600 $^{circ}$ C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、400600 $^{circ}$ C, 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。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

Main results of long-term high lithium burn-up irradiation test in Li $_{2}$ TiO $_{3}$ and Li $_{2}$ TiO $_{3}$ + 5mol% TiO $_{2}$ ceramics for solid breeding blanket

Tazhibayeva, I.*; Kenzhin, E. A.*; Kulsartov, T.*; Beckman, I.*; Chikhray, E.*; Shestakov, V. P.*; Kuykabaeva, A.*; Maksimkin, O.*; 河村弘; 土谷邦彦

no journal, ,

本論文は、高Li燃焼(20-23%)時における $^{6}$ Liを濃縮したLi $_{2}$ TiO $_{3}$ と5mol% TiO $_{2}$ 添加Li $_{2}$ TiO $_{3}$ セラミックスからのトリチウム放出に関するものである。中性子照射は、400-900 $^{circ}$ C5350時間の条件でWWR-K炉にて行った。照射後試験として、これらのセラミックスの残留トリチウム量、リチウム燃焼による影響、機械的特性、密度、微細構造の変化、熱特性などを測定した。その結果、低い照射温度で照射したセラミックスは $^{6}$ Li燃焼により機械的特性が小さくなること、原子炉運転中に放出されるトリチウム量は照射が進むにつれていくぶん増加するが、単位あたりのトリチウム量は照射期間に依存しないことなどを明らかにした。このように、リチウム燃焼に従って機械的特性は若干小さくなるが、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出は20%Li燃焼時までは変化がないことがわかった。