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論文

Development of methods for reprocessing and reuse of tritium breeder materials in broader approach activities

星野 毅

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S425 - S428, 2013/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.81(Materials Science, Multidisciplinary)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、核融合炉の燃料となるトリチウム製造に必要な、先進トリチウム増殖材料の再処理技術開発に関する試験を行った。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を2g試料とし、酸溶媒として17%過酸化水素水(H$$_{2}$$O$$_{2}$$)を用い、室温及び80$$^{circ}$$C加熱状態で30分攪拌しながら溶解を試みた。80$$^{circ}$$C加熱時は二酸化チタン(TiO$$_{2}$$)沈殿物が観察されたが、室温における溶解時では黄色の透明な溶解液が得られた。この透明溶解液を誘導結合プラズマ(ICP)分析装置にて溶解液中のLi及びTiの溶解率を測定したところ、それぞれ90%以上の高い溶解率にて溶解していることがわかった。これらの結果より、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$は過酸化水素水(H$$_{2}$$O$$_{2}$$)を用いて室温で溶解を行うことにより、Li成分を効率よく溶解できるだけでなく、発泡や二酸化チタン(TiO$$_{2}$$)の沈殿物を生じない、高効率な溶解プロセスに見通しを得た。

論文

Preliminary characterization of plasma-sintered beryllides as advanced neutron multipliers

中道 勝; 金 宰煥; 宗像 健三*; 柴山 環樹*; 宮本 光貴*

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S465 - S471, 2013/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.51(Materials Science, Multidisciplinary)

Advanced neutron multipliers with low swelling and high stability at high temperature are desired for pebble bed blankets. Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers. Development of advanced neutron multiplier has been started between Japan and the EU in the DEMO R&D of the International Fusion Energy Research Centre (IFERC) project as a part of the Broader Approach activities. The plasma sintering method has been selected as a new beryllides synthesis method. The plasma sintering results in starting powder particle surface activation that enhances sinterability and reduces high temperature exposure. The plasma sintering shows that the intermetallic compound beryllide such as Be$$_{12}$$Ti, Be$$_{17}$$Ti$$_{2}$$ and Be$$_{2}$$Ti can be directly synthesized from mixed elemental powders of Be and Ti at a temperature lower than the melting point. In this report, the preliminary characterization of plasma sintered Be-Ti beryllide was carried out such as reactivity with water vapor, microstructure analysis by ion irradiation effect and deuterium retention property compared with beryllium (Be) metal. From the result of the preliminary characterization, it revealed that plasma sintered Be-Ti beryllide sample has a good performance as a neutron multiplier. This beryllide sample has enough oxidation resistance, high radiation resistance and low deuterium retention property more than Be metal.

論文

The Effect of sintering time on synthesis of plasma sintered beryllides

金 宰煥; 中道 勝

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S461 - S464, 2013/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:19.82(Materials Science, Multidisciplinary)

Development of advanced neutron multiplier has been started between Japan and EU in the DEMO R&D of the International Fusion Energy Research Centre (IFERC) project as a part of the Broader Approach activities. Plasma sintering method has been selected as a synthesis method for beryllides. The formation of Be$$_{12}$$Ti, Be$$_{17}$$Ti$$_{2}$$ and Be$$_{2}$$Ti intermetallics was identified in sintering at 1073-1273 K for 20 min under 50 MPa pressure, using starting mixed powder particles of Be and Ti. The elemental content of Be and Ti in the plasma sintered material decreased by consolidation enhancement with increasing sintering temperature, with only about 2% of the elemental phases remaining in 98% beryllides at 1273 K. This experiment shows that the intermetallic compound beryllides can be directly synthesized by the plasma sintering method at temperature which is lower than the melting point. Since beryllides as neutron multiplier are used at high temperature for a long time, it is considerably important to understand thermal properties of the beryllides. In this report, evaluation of thermal stability of plasma sintered Be-Ti beryllide was carried out.

論文

Irradiation response in weldment and HIP joint of reduced activation ferritic/martensitic steel, F82H

廣瀬 貴規; Sokolov, M. A.*; 安堂 正己; 谷川 博康; 芝 清之; Stoller, R. E.*; Odette, G. R.*

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S557 - S561, 2013/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Materials Science, Multidisciplinary)

The objective of this work is to investigate irradiation response in the joints of F82H. The joints of F82H were prepared using TIG welding, EB welding and Hot-Isostatic-Pressing (HIP). As for weld joints, mechanical specimens were cut out of weld-metal (WM), heat-affected-zone (HAZ). These specimens were irradiated in an instrumented irradiation capsule, RB-15J in HFIR at Oak Ridge National Laboratory. The irradiation temperature was controlled at 573 and 673 K using liquid lithium as a heating medium, and the irradiation dose was up to 6 dpa. Tensile tests after 573 K irradiation revealed that the hardening in WM and base metal (BM) are greater than 300 MPa. On the other hand, HAZ exhibits about half of that of the WM and BM. Since the HAZ is the weakest part in the joint even before irradiation, neutron irradiation significantly enhances the weakness of the HAZ and it could be in danger of local deformation at this region.

論文

First-principles thermodynamic calculations of diffusion characteristics of impurities in $$gamma$$-iron

都留 智仁; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S684 - S687, 2013/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.81(Materials Science, Multidisciplinary)

照射下にあるステンレス鋼では空孔濃度が上昇し拡散が促進されることから偏析が生じやすく、照射脆化等の大きな要因となる。本研究では、第一原理計算と遷移状態理論を基礎とした熱力学解析を応用することにより、偏析機構の素過程となる粒内拡散について検討を行った。空孔や不純物の形成の自由エネルギーのエントロピーの寄与をフォノン状態密度から評価し、拡散の移動エンタルピーをNEB法を用いて評価した結果、$$gamma$$-Fe中では自己拡散や他の不純物に比べて半径の大きなMoの拡散が早くなることを示した。

論文

An Atomistic modeling of He bubble stability at grain boundaries in alpha-Fe

鈴土 知明; 都留 智仁; 山口 正剛; 蕪木 英雄

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S655 - S659, 2013/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉その他の構造材における粒界にて析出するヘリウムバブルは、材料に深刻な脆化をもたらすことがあるが、そのようなバブルの形成機構はよくわかっていない。本研究では、その形成機構を明らかにするため、経験ポテンシャルを用いてヘリウムバブルの元になるヘリウム空孔クラスタの安定性を調べた。その結果、粒界におけるヘリウム空孔クラスタからの空孔の脱離エネルギーが、一般に同様のサイズの粒内クラスタのそれに比べて小さいことがわかった。また、粒界では平衡状態にあるクラスタのヘリウム・空孔比が大きくなることがわかった。以上のような結果は、バブル形成モデルを構築する場合の有用な情報となる。

論文

Microsegregation in a F82H plate

酒瀬川 英雄; 谷川 博康

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S18 - S22, 2013/11

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

BA活動を通じESR技術を用いて製造された低放射化フェライト鋼F82H-BA07ヒート鋼に対してEPMA観察を行ったところ、少なくともクロム,タングステン,バナジウム,マンガンのマイクロ偏析が圧延方向に平行に確認された。とりわけ、タングステンのは最大1.0wt%もの濃度差を生じていた。このようなマイクロ偏析は微細組織に影響を与え強度特性にも影響を及ぼすことが考えられる。そのため均質化熱処理条件の最適化は重要となる。本発表はこのマイクロ偏析がナノメートルオーダーの微細組織と強度特性に及ぼす影響を考慮しつつ、マイクロ偏析を解消できる均質化熱処理の策定を試みた。

論文

Application of master curve method to the evaluation of fracture toughness of F82H steels

Kim, B. J.; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 若井 栄一; 谷川 博康

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S38 - S42, 2013/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:25.82(Materials Science, Multidisciplinary)

Fracture toughness data was obtained for the reduced-activation ferritic (RAF) steels F82H with different size of specimens (1 CT, half CT and quactor CT) using the master curve (MC) method in the transition temperature region. Effects of specimen size on the fracture toughness is not observed and the reference temperature ($$T$$$$_{0}$$) is around -108$$^{circ}$$C which has similar values to those (-119$$^{circ}$$C) of other previous works. However, the data are not well represented by a MC, showing a rather large number of data below the lower boundary curve. A new master curve was derived within the framework of the ASTM E1921 standard to apply the MC method to the F82H steel. New master curve analysis can be applicable to RAFS to estimate the reference temperature ($$T$$$$_{0}$$) with proper description of the data scatter in the transition temperature region of fracture toughness than that of the conventional master curve.

論文

Effect of cation exchange on hydrogen adsorption property of mordenite for isotope separation

河村 繕範; 岩井 保則; 宗像 健三*; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S455 - S460, 2013/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:34.56(Materials Science, Multidisciplinary)

ゼオライトは容易にカチオンを交換し、結果として簡単に細孔径を変化させることができる。カチオン交換したモルデナイトは77K以上の温度でも比較的良い同位体分離ができたと報告されている。しかし、吸着量,吸着速度,カチオンの種類,交換比率の関係はまだ明らかにされていない。本研究ではNa-MORを出発物質としてアルカリ金属,アルカリ土類金属イオンでカチオンを交換た試料を作り、77K, 159K, 175K及び195KでのH$$_{2}$$及びD$$_{2}$$の吸着量を測定した。Li-MOR及びCa-MORの吸着量は低圧域でNa-MORより大きくなった。逆にK-MORでは小さくなった。K-MORは明らかに細孔径が小さくなっていた。アルカリ金属イオンで交換した場合、原子番号が小さい方が吸着量は大きくなるのかもしれない。

論文

Development of high-grade VPS-tungsten coatings on F82H reduced activation steel

徳永 知倫*; 渡辺 英雄*; 吉田 直亮*; 長坂 琢也*; 笠田 竜太*; Lee, Y.-J.*; 木村 晃彦*; 時谷 政行*; 光原 昌寿*; 檜木 達也*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S287 - S291, 2013/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Materials Science, Multidisciplinary)

VPS-W coating formed on F82H kept at about 873K in conventional plasma spray conditions has inhomogeneous texture; namely mixture of disarranged area composed of large re-solidified/un-melted grains, fine randomly oriented grains and pores, and well ordered area composed columnar grains. Heat load test indicate that elimination of the disarranged area is necessary to improve the heat load resistance of VPS-W. One can get W coating with texture of homogeneous columnar crystal grains by eliminating the re-solidified/un-melted large particles. Optimization of the W powder size was also effective to reduce number of randomly oriented fine grains and pores.

論文

Mechanical properties of friction stir welded 11Cr-ferritic/martensitic steel

矢野 康英; 佐藤 裕*; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 小川 竜一郎; 粉川 博之*

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S524 - S528, 2013/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.56(Materials Science, Multidisciplinary)

高速炉用に開発された11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)に、先進的固相接合である摩擦攪拌接合(FSW)を実施した。その共材接合体の強度と組織の特性について調査した。その結果、攪拌部の硬さが550Hvと母材の硬さ(330Hv)に比べて非常に高いにもかかわらず、室温での強度及び伸びは、母材に比べて優れていた。このような特性は、FSW中の結晶粒微細化の効果に起因して生じていると思われる。なお、本研究の一部は、文部科学省原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブにより実施された「摩擦攪拌接合によるNa高速炉炉心材料の新たな接合技術に関する研究」の成果である。

論文

Microstructure and high-temperature strength of high Cr ODS tempered martensitic steels

大塚 智史; 皆藤 威二; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S89 - S94, 2013/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:25.82(Materials Science, Multidisciplinary)

11-12CrODSマルテンサイト鋼の試作試験を実施した。試作材について、高温XRD, EPMA及び金相観察に基づくフェライト/マルテンサイト2相組織の定量評価を実施した。Crの増量による残留$$alpha$$フェライト相の過度な形成は、変態の駆動力評価に基づいて化学組成を調整することにより抑制できることがわかった。適度な残留$$alpha$$フェライトを含む11CrODSマルテンサイト鋼の製造に成功した。製造まま材の機械的特性評価を実施した結果、9Cr-ODS鋼と同等の高温クリープ強度を有していることがわかった。引張特性については、延性は9Cr-ODS鋼と同等であるが、0.2%耐力は低めとなった。

論文

Engineering design of contact-type liquid level sensor for measuring thickness validation of liquid lithium jet in IFMIF/EVEDA lithium test loop

金村 卓治; 近藤 浩夫; 鈴木 幸子*; 帆足 英二*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 中村 和幸; 松下 出*; et al.

Fusion Science and Technology, 62(1), p.258 - 264, 2012/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

本論文は、核融合炉候補材料の中性子照射試験施設である国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発にかかわるものである。現在幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)は、Liターゲットの安定性評価等に供する。ELTLにおいて、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を開発した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。開発の要点は、10$$^{-3}$$Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできるモータと摩擦を低減したボールねじを選定し、強固な構造を適用することとした。以上の結果、所定の性能を満たす設計を完了した。

論文

Pd/ZrO$$_{2}$$ catalyst for the oxidation process of tritiated organic substances produced in fusion plants

岩井 保則; 佐藤 克美; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 62(1), p.83 - 88, 2012/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Nuclear Science & Technology)

トリチウム閉じ込めにかかわるトリチウム化有機物の化学的現象の解明において、トリチウム化有機物の機能的に閉じ込め、環境へのトリチウム化有機物の放出を低減するための技術開発は核融合の安全上において極めて重要な課題である。トリチウム化有機物の分解除去に適用できるPd/ZrO$$_{2}$$触媒を開発し、トリチウム化メタンの酸化反応における反応速度の測定を空間速度1200-7000h$$^{-1}$$,メタン濃度0.004-100ppm,温度473-673Kの範囲にて実施した。Pd/ZrO$$_{2}$$触媒によるトリチウム化メタンの酸化では使用開始初期は顕著に高い反応速度を示すが、触媒を使用しつづけると反応速度は徐々に低減し、最終的に一定の反応速度を示すようになる。この反応速度の低下には触媒表面への水分吸着の影響が示唆された。長期間使用した触媒を用いた場合の総括反応速度係数はメタン濃度には依存せず、顕著な温度依存性を示した。また長期使用触媒の総括反応速度係数は反応ガス中の水蒸気濃度には依存しない傾向が見られた。

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:2 パーセンタイル:85.4(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

IFMIF/EVEDA; Adjustment of scope and recent technical achievements

Garin, P.*; 杉本 昌義; IFMIF/EVEDA Integrated Project Team

Fusion Science and Technology, 62(1), p.219 - 225, 2012/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

IFMIFはDEMOや将来の電力プラントの材料データベースを揃えることを目的とし2007年半ばから幅広いアプローチ協定の下で工学設計工学実証活動が実施されている。これまで実証試験によるIFMIF工学設計に供する情報の創出をおもに活動してきたが、2010年12月に加速器プロトタイプ実証を最優先とし、期間を2010年半ばまで延長する計画の見直しが了承された。他の活動は初期の予定通り2013年半ばで完遂する。工学設計の目標は中間設計書とする変更がなされた。しかし東日本大地震の影響で事業スケジュールの遅れが生じており、特に、2011年初めに成功裏に完成した液体リチウム試験ループへの影響がある。その中で主要要素の開発作業は継続的になされており、イオン入射器の最初の運転実施などの成果が出ている。本論文では事業の活動状況全体と将来計画を概説する。

論文

Effects of carbon impurity on microstructural evolution in irradiated $$alpha$$-iron

阿部 陽介; 鈴土 知明; 實川 資朗; 都留 智仁; 塚田 隆

Fusion Science and Technology, 62(1), p.139 - 144, 2012/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

原子レベルでの最適化法及び分子動力学法を用いて、$$alpha$$鉄中における自己格子間原子型(SIA)ループと不純物炭素の相互作用を静的・動的に調べることにより、不純物炭素によるSIAループの捕獲機構を評価した。この結果、SIAループの内側において原子空孔と不純物炭素の複合体との結合エネルギーが高くなることが示された。このことは、原子空孔-不純物炭素複合体が解離する450K以下におけるSIAループの捕獲機構として最も有力な反応であることを示唆している。この温度以上では、解離した不純物炭素が拡散しSIAループの拡張応力場に捕獲されることによりSIAループの移動度が減少する原因となることが予測される。得られた捕獲機構及び結合エネルギーを長時間積分が可能なクラスターダイナミクスに適用し実験データと比較・検証を行うことにより、得られた知見の妥当性を確認した。

論文

Adsorption behavior of hydrogen and deuterium on natural mordenite adsorbents at 77 K

宗像 健三*; 河村 繕範

Fusion Science and Technology, 62(1), p.71 - 76, 2012/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.4(Nuclear Science & Technology)

低温吸着法は大量ヘリウム中の低濃度水素同位体の回収に有効である。したがって、核融合炉のブランケットスイープガスからのトリチウム回収や、ヘリウム放電洗浄排ガスからのトリチウム回収への適用が検討されている。より有効な吸着材の開発のために実施したスクリーニングテストの結果、天然モルデナイトが77Kにおいて、従来のMS5A等よりも水素同位体に対する大きな吸着容量を持つことがわかった。本研究では、実験で求めた破過曲線の解析により、77Kでの水素同位体の吸着速度を定量した。律速過程は細孔内拡散であり、評価した細孔内有効拡散係数はMS5Aより大きく、モルデナイトが大量ヘリウム中の低濃度水素同位体の回収に有望であることが示唆された。

論文

Analysis of test matrix and design status of test modules of IFMIF

若井 栄一; 菊地 孝行; 横峯 健彦*; 山本 道好; Soldaini, M.*; Polato, A.*

Fusion Science and Technology, 62(1), p.246 - 251, 2012/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.4(Nuclear Science & Technology)

In this paper, the test matrix of the IFMIF was evaluated. All test matrixes depend on the requirement of a database preparation schedule and the irradiation volume of irradiation modules such as high flux test module (HFTM), medium flux test module (MFTM) and low flux test module (LFTM), but the engineering design of HFTM is mainly proceeding. Accordingly, the lists of the experiments of small size specimens set in the HFTM to be performed in the PIE laboratories have been carefully analyzed. In the design of HFTM, two types of HFTM are proposed for RAFM steel irradiation by the EU KIT team and for the advanced materials by the JA team, and the difference was summarized.

口頭

Evaluation of creep properties of welded joint for reduced activation ferritic/martenstic steel

中田 隼矢; 谷川 博康; 木村 一弘*

no journal, , 

Since nuclear fusion reactors, except the DEMO reactor, are steadily operated, creep or creep fatigue is the main damage in blanket structure materials. Welding is mostly used for producing blanket modules, which use F82H as a structural material. This is because an early fracture occurs because of the Type IV damage, in which cracks occur during welding in the softening region of the heat-affected zone. This study evaluates microstructure for the F82H TIG and EB welded joints creep rupture materials, and discusses the evaluated the conditions for the occurrence of the Type IV damage.

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