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論文

Chemical form of released tritium from solid breeder materials under the various purge gas conditions

金城 智弘*; 西川 正史*; 山下 直哉*; 小山 貴範*; 谷藤 隆昭*; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2147 - 2151, 2007/10

 被引用回数:22 パーセンタイル:81.05(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットでは固体増殖材を用いてトリチウムを生産することが考えられている。本研究では、主要な固体増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$, Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$, LiAlO$$_{2}$$, Li$$_{2}$$ZO$$_{3}$$など)からのトリチウムの放出挙動について、すべての関係する物質移動過程をモデル化して定式化し、速度定数等を実験的に決定し、数値解析方法を提案した。また、原子炉照射してトリチウムを生成した増殖材からのトリチウム放出挙動を、種々の条件で測定し、提案した解析方法で予測した結果と比較し、よく一致することを示した。さらに、ITERを用いた試験ブランケットの条件でトリチウム放出挙動の予測を行い、試験モジュール設計に重要な知見を与えた。

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li$$_2$$O; Transport in porous sintered pellets

谷藤 隆昭*; 八巻 大樹; 實川 資朗

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.595 - 600, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.05(Nuclear Science & Technology)

かさ密度81%の焼結体からのトリチウム放出速度dF/dtは拡張指数法則Exp(-kt)$$^beta$$に従う結果が得られた。ここで$$beta$$は約0.5と、また、みかけ活性化エネルギーは約139kJ/molと求められた。活性化エネルギーの値などから放出の律速過程はトリチウム・トラップの消滅過程であると推定された。一方かさ密度88%の焼結体からの放出過程ではトリチウム残存量、(1-F)はAvrami式1-F=exp(kt)$$^n$$に従って減少する傾向を示した。指数nは約0.5と、みかけ活性化エネルギーは約160kJ/molと求められた。この場合の律速過程は連結細孔内の移行過程であると推定された。

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O sintered pellets; Fluence dependence

谷藤 隆昭; 八巻 大樹; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1456 - 1460, 2002/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:52.78(Materials Science, Multidisciplinary)

かさ密度71%TDから92.5%TDの種々気孔率をもつLi$$_{2}$$O焼結体からのトリチウム放出挙動を等速昇温法により調べた。その結果、71%TDから89%TDのあいだではトリチウムの放出挙動が中性子照射量に強く依存することが明らかになった。また放出律速過程として、次の三段階あることが判明した。すなわち、(1)放出ピークA領域(71%-86%T.D.); 照射欠陥にトラップされたトリチウムが欠陥の回復に伴い、トラップからの離脱により放出される。(2)放出ピークB領域(87%-89%T.D.); 連結開気孔を通じて、開気孔内壁への吸着,開気孔内壁からの脱離,開気孔内の気相拡散などを繰り返しながら表面まで移行する。(3)放出ピークC領域(91%-92.5%T.D.); 閉気孔からの離脱がトリチウム放出の律速過程となり、閉気孔の分布に従って、おもに700K,830K及び1000Kの三個の放出ピークを示す。

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O sintered pellets; Porosity dependence

谷藤 隆昭; 八巻 大樹; 高橋 正; 岩本 昭

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1419 - 1423, 2000/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:55.08(Materials Science, Multidisciplinary)

71%TD-98.5%TDの嵩密度を持つLi$$_{2}$$O焼結体からのトリチウム放出挙動を2K/minの等速昇温加熱法により調べた。嵩密度71から86%TDまでの焼結体では放出ピークは約300$$^{circ}C$$であり気孔率依存性を示さなかったが、87-89%TDでは放出ピークは約340$$^{circ}C$$となり嵩密度の増大とともに高温側に移行した。さらに、嵩密度87%-98.5T.D.焼結体ではトリチウム放出のピークは430$$^{circ}C$$から760$$^{circ}C$$にわたり2-3個の放出ピークが現れ、大きな気孔率依存性を示した。以上のことからトリチウム放出の律速過程は次の三種類の放出過程であると推定された。(1)照射欠陥にトラップされたトリチウムがその欠陥の焼鈍に伴って放出される。(2)開気孔内壁への吸着・脱離を繰り返しながら連結気孔内を移行する過程。(3)閉気孔内にトラップあるいは蓄積されていたトリチウムの逃散が律速する過程。

論文

Helium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O sintered pellets

谷藤 隆昭; 八巻 大樹; 野田 健治

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.723 - 729, 1998/00

原子炉照射後のLi$$_{2}$$O焼結体から核変換Heガス放出挙動の相対密度依存性及び中性子照射量依存性について調べた。2K/minの等速昇温加熱によるHe放出温度は、(1)850~1050K,(2)900~1150K,(3)~1300K,(4)~1350Kであり、4つの放出ステージが観察された。相対密度が85%及び88%T.D.焼結体からの放出ピークでは(1)(2)ステージのほかに(3)及び(4)ステージが顕著となる。一方71%T.D.及び80%T.D.焼結体ではおもに(1)及び(2)ステージが観察された。また2$$times$$10$$^{17}$$n/cm$$^{2}$$から2$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$の熱中性子照射量依存性では,(1),(2)ステージは照射量の増大とともに約150KHe放出ピークは高温側に移行するが、(3)(4)ステージの放出ピークはあまり変動しなかった。さらにHe放出ピーク温度の昇温速度依存性を調べ各放出ステージの律速過程について解析を行った。

論文

Helium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O sintered pellets

八巻 大樹; 谷藤 隆昭; 野田 健治

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.723 - 729, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.02(Nuclear Science & Technology)

本研究では、中性子照射した酸化リチウム単結晶試料からのヘリウム放出挙動を観測した。熱中性子照射試料に対する等速昇温測定実験においては、いずれの試料も単一の放出ピークを観測した。このピーク温度は、単結晶粒が大きくなるほど、また中性子照射量が多くなるほど高くなった。このピークは単結晶粒内拡散律速によるものと考えられる。このことは、以前に行われた、酸化リチウム焼結体試料からのヘリウム放出挙動との比較からも裏付けられる。また、高速中性子で重照射(Li燃焼度5%)を行った試料からのヘリウム放出曲線は、大きな放出ピークの上に、いくつもの細かいピークが重なって観測された。このことは、重照射によって、試料中に細かいクラックが多数入っていることを示唆していると考えられる。

論文

Electrical conductivity change in single crystal Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ and MgO under neutron and $$gamma$$-ray irradiation

谷藤 隆昭; 片野 吉男; 中沢 哲也; 野田 健治

Journal of Nuclear Materials, 253, p.156 - 166, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:44.99(Materials Science, Multidisciplinary)

JRR-3及び$$gamma$$線照射施設を用い、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$及びMgO単結晶の核分裂中性子及び$$gamma$$線照射下における電気伝導度を測定した。いずれの照射においても、照射中に電気伝導度が高くなる照射誘起電気伝導(RIC)が生じた。また、最近、照射量とともに極めて大きな電気伝導度(すなわち、絶縁変化)が起こる照射誘起電気特性劣化(RIED)がいくつかの研究で報告されているが、本研究ではこのRIEDは生じなかった。測定されたRIC及びRIEDが生じなかったことについて、最近の他の研究と比較し討論が行われる。

論文

Tritium release behavior from neutron-irradiated Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ single crystal

谷藤 隆昭; 八巻 大樹; 那須 昭一*; 野田 健治

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.543 - 548, 1998/00

 被引用回数:44 パーセンタイル:94.29(Materials Science, Multidisciplinary)

直径1~2mmのLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$単結晶を試料として用いた。この試料をJRR-2原子炉にて熱中性子照射量4$$times$$10$$^{18}$$n/cm$$^{2}$$まで照射した。照射後試料を625Kから1373Kの温度範囲で等温加熱実験に用いた。放出トリチウムをアンモニアガスでスイープし比例計数管を用いて測定した。トリチウム放出挙動は等価球モデルによる拡散式に従うことが明らかになった。この結果トリチウム放出の律速過程は体積拡散であることがわかった。得られたトリチウム拡散係数D$$_{T}$$は次式で表される。D$$_{T}$$=0.100exp[-104(KJ/mol)/RT],cm$$^{2}$$/sec, 625K$$<$$実験温度$$<$$1373K.

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。

口頭

酸化リチウム内に生成した照射欠陥の消滅過程とトリチウム放出挙動との相関関係

谷藤 隆昭

no journal, , 

原子炉照射により酸化リチウム内に生成した照射欠陥の消滅過程とトリチウム放出挙動は密接な関係があり、トリチウム放出挙動を調べることにより、照射欠陥の消滅過程を明らかにできる。トリチウム放出速度と等温焼鈍時間は指数型関数に従い、その指数は約0.5であった。照射欠陥の消滅挙動を評価し、さらに欠陥消滅挙動の照射量依存性についても評価した。

口頭

多重イオン照射によるリチウムタイタネイトの微細構造変化のFTIR-PASを用いた観察

八巻 大樹; 有賀 武夫; 谷藤 隆昭*; 實川 資朗

no journal, , 

核融合炉ブランケット材料の健全性評価には、構造材料及び機能性材料間の両立性等の評価が必要となる。そのためには、核融合炉環境下における材料特性変化の原因となる微細構造変化について理解する必要がある。核融合炉における照射環境を模擬するものとして、酸素,水素,ヘリウム各イオンを同時に照射する多重イオン照射実験を、核融合炉用固体増殖材料候補であるリチウムタイタネイトに対して行い、その微細構造変化についてFTIR-PASを用いて観察した。その結果、照射によってTiO$$_{2}$$の分離生成や、表面近傍のOH$$^{-}$$基の生成が観測され、それぞれの生成量は照射によるはじき出し損傷量や照射方法に強く影響されることがわかった。このことは、照射によるリチウムタイタネイト中の微細構造変化が、核反応によって生成するトリチウムの放出挙動や、ブランケット構造材料との両立性に大きな影響を及ぼす可能性を示唆している。

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