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論文

Water corrosion resistance of ODS ferritic-martensitic steel tubes

成田 健; 鵜飼 重治; 皆藤 威二; 大塚 智史; 松田 恭司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(2), p.99 - 102, 2008/02

https://doi.org/10.3327/jnst.45.99
 被引用回数：5 パーセンタイル：35.07(Nuclear Science & Technology)

酸化物分散強化(ODS)フェライト/マルテンサイト鋼は実用化段階の高速炉燃料被覆管の高燃焼度化や核融合炉の冷却材温度の高温化を達成する材料として開発が進められている。ODSフェライト/マルテンサイト鋼のアルカリ水環境における水腐食挙動評価するために腐食試験を行い、従来材の17mass%Crのオーステナイト系ステンレス鋼(PNC316),11mass%Crのフェライト/マルテンサイト系ステンレス鋼(PNC-FMS)と比較した。その結果、9Cr-ODSマルテンサイト鋼及び12Cr-ODSフェライト鋼は、pH8.4, 10, 12の333K$$times$$1,000h環境においてPNC316, PNC-FMSと同等の良好な耐食性を有することが確認された。

論文

High energy heavy ion induced structural disorder in Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$

中沢 哲也; 内藤 明*; 有賀 武夫; Grismanovs, V.*; 知見 康弘; 岩瀬 彰宏*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1398 - 1403, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.04.003
 被引用回数：43 パーセンタイル：92.87(Materials Science, Multidisciplinary)

高エネルギーXeイオンを照射したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の構造変化をラマン分光法を用いて調べた。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$のラマン信号強度が照射により減少した。ラマン信号強度の減少は構造単位(TiO$$_{6}$$, LiO$$_{6}$$, LiO$$_{4}$$)におけるTiやLi周辺の酸素原子の配置に関する秩序の消失、すなわち無秩序化に起因している。このような構造単位の無秩序化は照射量や電子的エネルギー付与量より電子的阻止能と密接に関連していることが示された。

論文

Compatibility between Be-Ti alloys and F82H steel

土谷 邦彦; 河村 弘; 石田 卓也

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1018 - 1022, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.186
 被引用回数：7 パーセンタイル：42.5(Materials Science, Multidisciplinary)

Be-TiやBe-Vのようなベリリウム系合金は、高温で高い化学的安定性を有しており、核融合原型炉の先進中性子増倍材料として期待されている。そこで、Be-Ti合金と構造材料(F82H)との両立性試験を行い、その両立性及び反応素過程について調べた。Be-Ti合金としては、Be$$_{12}$$Ti相と$$alpha$$Be相が共存するBe-3at%Ti,Be-5at%Ti、及びBe-7at%Tiを用いた。接触面のX線回折の結果、反応生成物はBe$$_{2}$$Feであった。また、SEM観察による反応層厚さ測定から、600$$^{circ}$$C加熱後には2$$mu$$m程度の薄い反応層が生成するのみであり、反応層厚さはBeの場合と比較して1/5以下であった。以上の結果より、Be-Ti合金がF82Hと良好な両立性を有することを初めて明らかにした。

論文

The Feasibility of recycling and clearance of active materials from fusion power plants

Zucchetti, M.*; El-Guebaly, L. A.*; Forrest, R. A.*; Marshall, T. D.*; Taylor, N. P.*; 飛田 健次

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1355 - 1360, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.248
 被引用回数：20 パーセンタイル：78.32(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉から発生する放射性物質のリサイクル及びクリアランスに関する日米欧の研究成果を整理し、今後の研究の方向性や見通しを提示した。クリアランスに関しては、IAEA文書や各国のクリアランス法案には包括されないが、クリアランスの判定上重要と考えられる核融合特有の放射性核種があり、これらクリアランス決定核種の抽出を行った。クリアランスに分類できない放射性物質については管理下でのリサイクルが可能である。各極の評価から、クリアランス及びリサイクルの導入により、核融合からの廃棄物のうち4分の3は何らかの形で資源として利用できるという結論を得た。核融合特有の問題として廃棄物中にトリチウムが含まれるという問題があり、これは廃棄物の輸送という観点で大きな制約となりうる。この問題に対処するため、廃棄物中トリチウム濃度管理の重要性を指摘した。

論文

Mechanisms of retention and blistering in near-surface region of tungsten exposed to high flux deuterium plasmas of tens of eV

洲 亘; Luo, G.; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1463 - 1467, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.04.005
 被引用回数：66 パーセンタイル：96.7(Materials Science, Multidisciplinary)

数十eVの高フラックス重水素プラズマ照射によるタングステンでの滞留とブリスタリングの機構を解明するため、各種分析・観察手法(XRD, TEM, SEM, TDS, NRA、及びERDA)による測定・観察を行った。1.5$$^{circ}$$の固定入射角のXRD測定により、重水素プラズマ照射後のタングステン表面付近の格子定数が変化していないことを確認した。このことは、重水素が空隙サイトに存在せず、重水素-空孔複合体を形成してバブル(空孔クラスターやボイドに集合している重水素分子)に成長していることを示唆している。また、重水素プラズマ照射後のタングステン断面のTEM観察により、大きいブリスタ(直径:数ミクロン,結晶粒に相当)の発生前、表面付近に直径30nm程度の小さいブリスタやナノ亀裂が形成されていることを明らかにした。さらに、重水素は、照射後のタングステンに分子として滞留していること(TDS結果)、並びに最大重水素/タングステンの原子比が1-2%に到達していること(NRAとERDAの結果)を明らかにした。以上の結果は、空孔型欠陥が滞留重水素の侵入に伴ってタングステンの表面付近に生成されることを示唆しているものである。

論文

Stress corrosion cracking susceptibility of ferritic/martensitic steel in super critical pressurized water

廣瀬 貴規; 芝 清之; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1185 - 1189, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.212
 被引用回数：21 パーセンタイル：79.59(Materials Science, Multidisciplinary)

23.5MPa, 280$$^{circ}$$C$$sim$$550$$^{circ}$$Cの超臨界圧水中で低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hを対象とした低ひずみ速度引張試験を実施した。この結果、F82Hの超臨界圧水中での応力腐食割れ感受性は極めて低いことが明らかとなった。また、超臨界圧水中におけるF82H鋼の重量は放物線則に従って増加することが明らかとなった。

論文

Tensile and transient burst properties of advanced ferritic/martensitic steel claddings after neutron irradiation

矢野 康英; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 赤坂 尚昭; 小野瀬 庄二; 高橋 平七郎*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.127 - 131, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.156
 被引用回数：11 パーセンタイル：61.1(Materials Science, Multidisciplinary)

被覆管の引張特性及び急速加熱バースト特性に及ぼす高速中性子照射効果の影響を調査した。試験片は、材料照射リグを用いて照射した。照射温度は、773$$sim$$1013Kで、照射量は11$$sim$$102dpaであった。照射後引張試験と急速加熱バースト試験を実施した。873K以下の照射温度では、引張強度と破裂強度の低下は見られなかった。このように強度を維持した理由は析出物が優先的に旧オーステナイト粒界に析出し、粒界強化に寄与したためだと考えられた。また、903K以上の照射温度では、両強度とも低下していた。これは、ラス組織の回復と再結晶に起因していると考えられる。

論文

Neutron elastic recoil detection for hydrogen isotope analysis in fusion materials

久保田 直義; 近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1596 - 1600, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.04.025
 被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Materials Science, Multidisciplinary)

水素同位体分布分析の限界深さを数100$$mu$$mまで拡張するために、中性子ビームを使った中性子弾性反跳粒子検出法(NERDA)を示した。原子力機構の核融合中性子源で生成された14.1MeV中性子ビームは試料の法線方向から入射する。試料から放出された粒子は、$$Delta$$E-E検出器で計測される。入射中性子のフルエンスは真空容器後方に設置した核分裂計数管でモニターした。まず、重水素密度が既知である、厚さ100$$mu$$mの重水素化ポリエチレンを標準試料として原理検証実験を行った。その結果、ポリエチレンの分析限界深さ801$$mu$$mの12%に相当する、99$$mu$$mの深さ分解能が得られた。これは、炭素で構成されるプラズマ対向壁の試料分析に対しては、61$$mu$$mの深さ分解能が期待でき、再堆積層全深さ領域にわたって水素同位体分布を得ることができる。さらに応用例として、NERDAを用いたJT-60Uプラズマ対向壁内の水素同位体分布分析を行った。

論文

Estimation of tritium release behavior from solid breeder materials under the condition of ITER test blanket module

金城 智弘*; 西川 正史*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1361 - 1365, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.249
 被引用回数：28 パーセンタイル：85.87(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケットの固体増殖材からのトリチウム放出挙動は、最も重要なブランケット性能の評価項目である。そのメカニズムは、増殖材料固体内拡散,表面反応,水分発生と水分吸着現象,気相拡散、といった現象の複合過程で成り立つ。このような複雑なメカニズムを実験的に明らかにしてモデル構築し、解析を可能とした。その解析手法を用いて、ITERのテストブランケットの種々の増殖材に関する挙動を解析評価した。ITERのテストブランケットとして世界の主要国が提案するモジュールのトリチウム放出挙動を比較検討し、トリチウム放出性能の評価結果を報告する。

論文

Effects of heat treatment and irradiation on mechanical properties in F82H steel doped with boron and nitrogen

大久保 成彰; 若井 栄一; 松川 真吾*; 沢井 友次; 北澤 真一; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.107 - 111, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.159
 被引用回数：6 パーセンタイル：42.5(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合中性子照射がもたらす核変換生成Heと弾き出し損傷の強度特性に与える影響を調べるために、B添加した鋼に核分裂炉照射を行う手法がしばしば用いられる。BをF82H鋼に添加すると、靭性が低下する場合があるが、BN化合物を形成するNを同時に添加(F82H+B+N)すること及び、熱処理条件の調整により、F82H鋼と同様な特性とすることができた。ここでは、JMTRやHFIRで計画中の中性子照射に先駆けて、F82H+B+N材(同位体調整した10B及び11Bも含む)の強度特性及びTIARA施設でのイオン照射による照射硬化を評価したので報告する。焼き戻し温度を変化させたときの降伏応力の変化は、10BN及び11BN添加材はともに未添加材と同様の変化を示した。Fe単独イオン照射及びFe/Heイオン同時照射による硬さ変化について線量依存性(10dpaまで)及び温度依存性(160$$sim$$590度)を調べた。その結果、F82H未添加材と同様の照射硬化を示した。以上のようにF82H+B+N材はF82Hと強度特性及び照射硬化挙動が同様であることから、核分裂炉照射によるHe 効果の評価精度向上が期待できる。

論文

Mechanical properties and microstructures in F82H steel irradiated under alternating temperature

大久保 成彰; 若井 栄一; 冨田 健; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.112 - 116, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.158
 被引用回数：4 パーセンタイル：31.41(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の炉内構造物は、稼働中に温度変動にさらされる。中性子照射下での温度変動は、照射温度に依存した点欠陥の核生成や欠陥クラスターへの成長などを経て生じる微細構造に有意な変化をもたらすことが指摘されている。微細組織変化に及ぼす変動温度の影響を評価するために、変動温度照射実験を行った。原子炉出力とは独立した温度制御が可能な照射キャプセルにF82H鋼の引張試験片及びTEM片を装荷しJMTRにて温度を変動させて照射した。引張試験の結果、温度変動パターンにより幾つかの特徴的な硬化挙動を示した。電子顕微鏡観察の結果、これらの挙動は、温度変動により転位ループのサイズ及び数密度が変化した結果生じたものでありよく対応していることが明らかとなった。

論文

Microstructural development of a heavily neutron-irradiated ODS ferritic steel (MA957) at elevated temperature

山下 真一郎; 赤坂 尚昭; 鵜飼 重治; 大貫 惣明*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.202 - 207, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.145
 被引用回数：71 パーセンタイル：97.19(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼(MA957)の微細構造観察を実施した。MA957は既にさまざまな観点で調査が進められているため、本研究では$$sim$$973Kの高温環境下で重照射した酸化物の挙動(相安定性も含む)に着目した。TEM観察からは、Y-Ti複合酸化物粒子は相対的にTi酸化物よりも粒子径が細かく、約10分の1程度であることが明らかとなった。照射後の酸化物の平均径,数密度の変化は、照射下における酸化物粒子の反跳溶解を示唆している。一方、973Kで照射したサンプルにおいては、Y-Ti複合酸化物が転位と相互作用している様子が捉えられており、酸化物粒子が転位の回復を遅滞化させ、かつよりマクロな伸長結晶粒をも安定化していることが示された。100dpa程度の高温照射下で、ODS鋼中の酸化物粒子が転位運動を阻害し有効な転位ピニング効果が発揮されていることを示した例は過去に報告されておらず、ODS鋼の照射研究において大変貴重な知見が得られたものと考える。

論文

Analytical estimation of accessibility to the activated lithium loop in IFMIF

井田 瑞穂; 中村 博雄; 杉本 昌義

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1557 - 1561, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.04.022
 被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)においては、重陽子-リチウム反応及びステンレス鋼製ターゲット容器への中性子照射により放射性核種が生成される。ベリリウム-7は、IFMIFリチウムループへの近接性及びそのメンテナンスシナリオへの影響の点で、最も支配的な核種である。放射化物及び放射線遮蔽の3次元モデルを取り扱えるQAD-CGGP2Rコードを用いて、リチウムループの典型的な機器の周りの線量当量率を計算した。機器へのベリリウム-7の沈着率は、液体リチウムで濡れた機器表面積に比例すると仮定した。その結果、最も厳しい条件となったのは576m$$^{2}$$の表面積を有する熱交換機であった。その線量当量率は約10Sv/hであり、ICRP勧告を考慮した制限値10$$mu$$Sv/hよりも数桁大きなものであった。この線量当量率は22cm厚さの鉄製シールド又は6.5cm厚さの鉛製シールドにより制限値以下にできることを示した。

論文

Irradiation effects on precipitation and its impact on the mechanical properties of reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 橋本 直幸*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己; Sokolov, M. A.*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.42 - 47, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.167
 被引用回数：26 パーセンタイル：84.1(Materials Science, Multidisciplinary)

代表的な低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, Niドープ材)は、300$$^{circ}$$C 5dpaの中性子照射により、異なる照射硬化,照射脆化を示すことがわかっている。転位組織に大きな違いがないことから、これらを対象として照射後鉄鋼材料の析出物解析を行った。報告済みの抽出残渣解析に加えて、抽出レプリカ試料、及びTEM薄膜試料を作成し、析出物のサイズ分布、及び構造についての情報を得ることができた。その結果、照射硬化が大きな鋼(ORNL9Cr, Niドープ材)では、微細析出物の増加が顕著であった。一方、照射硬化が小さかったJLF-1では小さな析出物が消滅し、析出物が成長していることがわかった。析出物の主たる析出サイトであるパケットサイズを基準として、析出物量変化に対する硬化量を整理したところ、単純な相関関係にのることがわかった。また、上記の相関関係は、ホールペッチ則によって説明できることが示された。なお、本研究は核融合研究開発における日米協力計画として実施された。

論文

Radiation induced phase instability of precipitates in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 荻原 寛之*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.132 - 136, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.155
 被引用回数：39 パーセンタイル：91.43(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の早期実現へ向け、低放射化構造材料の研究開発が着々と進められている。特に実証プラントへの設計に必要となる高エネルギー中性子による重照射が、構造材料に与える強度特性への影響を把握するために、さまざまな模擬照射場を用いた照射データの整備及び照射特性の評価が行われている。このうち、米国HFIR炉における照射実験においては、時効効果が現れない低温(300$$^{circ}$$C)の照射においても、析出物の状態が変化することが見いだされ、その変化が強度特性変化に影響を与えている可能性が指摘された。この現象について、照射条件の制御性に優れ、短期間で高い照射量での特性評価が可能であるイオン照射法を利用することで、機構論的解明がなされることが期待される。本研究では、低放射化フェライト鋼に対してイオン照射実験を行い、析出物の照射下安定性について調べた。その結果、イオン照射実験においても、中性子照射実験で得られた結果と同様な、析出物に対する照射効果が確認された。また、中性子照射実験で得られた傾向と同じく、JLF-1では、F82Hに比べて析出物が回復・粗大化する傾向が確認された。このようにJLF-1において、回復傾向が強く現れる傾向は、JLF-1が低温(300$$^{circ}$$C)照射において、F82Hより照射硬化,照射脆化が小さい傾向と相関があると考えられる。現時点では、JLF-1の短時間クリープ強度がF82Hよりも低い点、焼き戻し強度が高いほどクリープ強度が低くなる一般的傾向から、JLF-1の焼き戻し条件(780$$^{circ}$$C$$times$$1時間)が、F82H(750$$^{circ}$$C$$times$$1時間)に比べて強いことに照射下析出物挙動の違いの一因があると考えられる。

論文

Thermo-structural analysis and design consideration of the replaceable backwall in IFMIF liquid lithium target

中村 博雄; 井田 瑞穂; 千田 輝夫; 芝 清之; 清水 克介*; 杉本 昌義

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1543 - 1548, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.04.021
 被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIFは核融合炉の候補材料の照射のための加速器型強力中性子源である。中性子は、液体リチウム中で発生し、背面壁を通して放出される。背面壁は、ステンレス鋼316又は低放射化フェライト鋼F82Hであり、YAGレーザーによりリップシールを用いて、ターゲットアセンブリに取付けられる。背面壁は、中性子損傷率が年間あたり50dpa、核発熱が1立方cmあたり最大25Wという、厳しい条件下で使用され、熱構造設計が重要課題の一つである。熱応力は、ABAQUSコードで評価した。許容応力値は、300$$^{circ}$$Cの耐力値を用いた。ステンレス鋼の場合、最大熱応力は、許容値の164MPaを超えていたが、F82Hの場合は、許容値の455MPa以下であった。この結果から、背面壁材としてF82Hが推奨される。

論文

Creep behavior of reduced activation ferritic/martensitic steels irradiated at 573 and 773K up to 5dpa

安堂 正巳; Li, M.*; 谷川 博康; Grossbeck, M. L.*; Kim, S.-W.; 沢井 友次; 芝 清之; 幸野 豊*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.122 - 126, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.157
 被引用回数：15 パーセンタイル：70.27(Materials Science, Multidisciplinary)

F82HといくらかのJLF-1鋼の照射下クリープが、HFIRで照射されたヘリウム加圧チューブを用いて、5dpaまでの範囲で測定が行われた。これらのチューブはヘリウムによって、0から400MPaの内圧フープストレスを照射温度条件にて付与されたものである。照射後の200MPaのフープストレスからのF82HとJLF-1の結果は、非常に小さいクリープ歪となった(0.15%以下)。これらの鋼の照射クリープレートは200MPaまでは負荷応力に対してほぼ線形を示した。しかし、より高い応力レベルでは、これらのクリープレートは、非線形となることが示された。また300$$^{circ}$$CでのF82HとJLF-1のコンプライアンス係数は非常に小さい値となることがわかった。これらの結果はITERのブランケット設計活動への材料データベースの一部として寄与するものと期待される。

論文

Properties of friction welds between 9Cr-ODS martensitic and ferritic-martensitic steels

上羽 智之; 鵜飼 重治; 中井 辰良*; 藤原 優行*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1213 - 1217, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.221
 被引用回数：16 パーセンタイル：72.04(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化物分散強化型鋼ODS鋼と11Cr-0.5Mo-2W,V,Nbフェライトマルテンサイト鋼(PNC-FMS)を異材接合することを目的として、摩擦圧接法の適用性を検討した。摩擦圧接では、アップセット圧をパラメータとした。これらの材料を摩擦圧接合すると、摩擦圧接まま状態で熱影響部が焼入れ硬化を生じるため、熱処理を施すことにより硬化を回復させた。熱処理によって、接合界面に軟化層が生じたため、熱処理の冷却速度を変化させ、軟化層を発生させない条件を検討した。熱処理後、異材接合部から試験片を採取し、硬さ分布,組織状態と引張強度を評価した。さらに、接合後の圧延性を評価するため、ロール圧延試験を実施し、圧延された接合材の引張試験により圧延後の健全性を評価した。

論文

Search for luminescent materials under 14 MeV neutron irradiation

藤 健太郎*; 四竃 樹男*; 永田 晋二*; 土屋 文*; 山内 通則; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1128 - 1132, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.191
 被引用回数：6 パーセンタイル：42.5(Materials Science, Multidisciplinary)

国際熱核融合実験炉(ITER)等の炉心近傍は放射線,電磁場等により非常に苛酷な環境にあり、この環境で作動する計測システムの開発は重要である。光学ファイバーや照射誘起発光材料は電磁力に不感であり照射誘起起電力等の電気的効果の影響がなく、上記のシステムに使用するために有利な条件を備えている。本研究ではその材料として数種類の市販のシンチレータと長寿命蛍光体(LLP)に着目し、高速中性子照射による発光特性を実験的に評価した。照射には日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構)の核融合中性子源(FNS)を利用し、2.6$$times$$10$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$/sの中性子フルエンスまで照射を実施した。その結果、試験したすべての材料に対して照射による発光現象を検知し、発光までの時間差が生じる仕組み,照射フルエンスや中性子エネルギーと発光現象との関係や発光現象に対する不純物の影響等を明らかにした。それにより、光学的計測材料としてはLLPが有力な候補材であることを確認した。

論文

Development of 300$$^{circ}$$C heat resistant boron-loaded resin for neutron shielding

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 佐藤 聡; Verzirov, Y. M.; 神永 敦嗣; 西谷 健夫; 玉井 広史; 芝間 祐介; 吉田 茂*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1085 - 1089, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.198
 被引用回数：25 パーセンタイル：83.32(Materials Science, Multidisciplinary)

6重量%のホウ素を含んだフェノール樹脂を母材とした300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を開発した。$$^{252}$$Cf中性子源を用いた中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンとほぼ同じであった。中性子遮へい性能の実験解析は、3次元モンテカルロ計算コード(MCNP4C2)を、また、断面積は評価済み核データJENDL3.2を用いた。計算結果は実験結果とよく一致した。高温領域での開発樹脂材から放出されるガスの種類を調べるために、昇温脱離ガス分析により室温から300$$^{circ}$$Cの温度領域で脱ガス成分の質量分析を実施した。その結果、観測された質量数は、2, 17, 18, 28, 32, 44であった。それら質量数は、それぞれ、水素,アンモニア,水,一酸化炭素,酸素,二酸化炭素に相当する。開発樹脂材から脱ガスの大部分は、100から150$$^{circ}$$Cで最も多く、アンモニアと水であることが確認できた。水は、中性子遮へいで重要であるが、200$$^{circ}$$Cでベーキングした樹脂材の中性子遮へい性能は、ベーキングを実施していない樹脂材の中性子遮へい性能とほぼ同じであった。高温領域における脱ガスの定量分析は、昇温熱脱離-ガスクロマトグラフ質量分析により行った。150から300$$^{circ}$$C領域で観測された有機ガスの種類は13種類であり、それらの脱ガス量は$$mu$$g/gであった。最後に、開発樹脂の300$$^{circ}$$Cでの中性子遮へい性能を3次元計算により模擬した。327$$^{circ}$$Cの断面積ライブラリーを用いた計算結果は、先記した20$$^{circ}$$Cの断面積ライブラリーを用いた計算結果と相違なかった。

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