Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.353 - 359, 2016/12
被引用回数：15 パーセンタイル：74.91(Nuclear Science & Technology)核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700
Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。
小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.508 - 511, 2016/12
被引用回数：2 パーセンタイル：16.63(Nuclear Science & Technology)SS304やSS316Lステンレス鋼は核融合炉の構造材等として幅広く使用される。これまでの研究から、SS304ステンレス鋼がトリチウム水環境下で腐食が促進することが明らかとなった。そこで、SS304とSS316Lステンレス鋼のトリチウム水中における腐食挙動を比較し、トリチウム水中における腐食促進現象の解明を図った結果、SS316Lステンレス鋼はSUS304ステンレス鋼に比べ、不動態化の阻害などのトリチウムの影響を受けにくいことが明らかとなった。これは、トリチウム水中におけるSS304ステンレス鋼は不動態中のクロムが溶出することで不動態が破壊され、腐食が進行してしまう一方で、クロム溶出環境下でも腐食耐性を持つSS316Lステンレス鋼ではクロムが溶出しても、不動態が維持され、腐食が抑えられることに起因すると考えられ、クロムが溶出する環境下においても防食される材料がトリチウム水環境下で使用する材料として適していることが示唆された。
TiO
with Li
ZrO
星野 毅
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.221 - 226, 2016/12
被引用回数：50 パーセンタイル：96.87(Nuclear Science & Technology)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、高温長時間使用時においても化学的安定性に優れた先進トリチウム増殖材料開発を行っている。従来のLi添加型LiTiO微小球製造は、真空及び水素雰囲気中における焼成等の複雑な製造プロセスが必要であった。そこで、焼成が容易な大気中においても、化学的安定性に優れ、高いLi原子密度も有する新たな先進トリチウム増殖材料の探索を行った。様々な材料を検討した結果、従来のLi添加型LiTiO( LiTiO)にLiZrOを添加した微小球製造を試み、この試作球の特性評価を行ったところ、トリチウム放出特性に優れた5ミクロン以下の結晶粒径を有する微小球を大気中で製造できることを明らかにした。また、本微小球は、更なるLi原子密度の増加が期待できるLi添加型LiTiOとLiZrOの固溶体を形成していることも解明し、新たな先進トリチウム増殖材料としての見通しを得た。
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12
被引用回数：19 パーセンタイル：81.65(Nuclear Science & Technology)The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.
若井 栄一; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 平川 康; 伊藤 譲*; 東 拓真*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.278 - 285, 2016/12
被引用回数：11 パーセンタイル：64.76(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ活動の下で、世界最大のリチウム流量率を持つEVEDAリチウム試験ループを建設し、リチウムターゲット施設の工学実証試験を実施した。幅100mm、厚さ25mmのリチウムターゲットとして、片側に自由表面を作り、湾曲した背面壁に沿って高速のリチウム流(15m/s)を250Cにて1300時間以上の時間、安定に流動させることに成功した。また、高速液体リチウムターゲット表面の3次元分布を計測するために新しい波高計測法としてレーザープローブ法を開発し、リチウムターゲットを実測した結果、その表面の波の変動値は要求値である
1mmを十分に満足していることを明らかにした。その他、リチウム純化などを含めた工学実証試験やリチウムターゲット施設の工学設計を評価し、それらを纏めた。
武内 伴照; 中野 寛子; 上原 聡明; 土谷 邦彦
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.451 - 454, 2016/12
被引用回数：1 パーセンタイル：9.00(Nuclear Science & Technology)無機絶縁(MI)ケーブルは、耐熱性,絶縁性及び機械的強度に優れ、原子力用計測機器の計測線として使用されている。日本が提案する核融合炉ブランケットは高温高圧水で冷却する方式であるが、軽水炉及び核融合炉の運転時には、水の放射線分解により、溶存ガス量が変化し、シース材に影響を与えることが懸念されている。本研究は、シース材としてSUS304及びSUS316を選定し、高温高圧水中の溶存酸素,水素及び窒素量の変化による機械的特性への影響をSSRT試験により調べた。まず、PWRの高温高圧水環境下325C
15MPaで溶存酸素量約6ppmの条件下において、ひずみ速度の影響を調べた。その結果、両鋼材ともに、ひずみ速度が遅いほうが引張強度が高かった。一方、溶存窒素量約20ppm程度の試験では、ひずみ速度が遅いほうが引張強度は低く、破断伸びが小さかった。破断面のSEM観察を行ったところ、試料表面部に脆性的破面が見られ、その表面深さは、ひずみ速度が遅いもの、すなわち高溶存窒素環境をより長時間経験した試料のほうが深かった。さらに、窒素に加えて溶存水素量を約50ppbにして行った試験では、窒素単独時よりもわずかに脆性破面率が高く、引張強度が低かった。以上から、高温高圧水環境において、溶存水素とともに、溶存窒素もステンレス鋼の機械的特性に影響を与えることが分かった。
枝尾 祐希; 岩井 保則; 林 巧
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.273 - 277, 2016/12
被引用回数：5 パーセンタイル：37.50(Nuclear Science & Technology)Detritiation system (DS) is established to guarantee safety assuming the worst case of accidental events of tritium leaks in ITER. Demonstration tests are demanded to ensure the tritium removal efficiency of more than 99% to provide a designing method for DS. Therefore, extremely high accuracy is required for techniques of quantitative analysis of tritium to satisfy the demand. Then, we developed an organic-based hydrophobic platinum catalyst improved the hydrophobicity for reducing the influence of absorption of water vapor. We devised the particle size of the catalyst made small around 1mm 
and hydrogen addition of optimal concentration to ensure to oxidize tritium. As the result of verifying the performance of the improved method by experiment, we succeeded to achieve the high accuracy of more than 99.9% in the quantitative analysis for measuring tritium.
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12
被引用回数：22 パーセンタイル：85.33(Nuclear Science & Technology)The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36YO) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.
中道 勝; 金 宰煥; 宮本 光貴*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.55 - 58, 2016/12
被引用回数：23 パーセンタイル：86.30(Nuclear Science & Technology)Hydrogen generated via an oxidation reaction of beryllium (Be) with water vapor is explosive, and BeO produced by this reaction is harmful to human bodies. Advanced neutron multipliers with high stability at high temperatures are desirable for a fusion reactor. Development of beryllides as the advanced neutron multipliers has been started in the Broader Approach activities. The authors have developed the fabrication methods of beryllide pebbles: a combination of a plasma sintering method and a rotating electrode method (REM). The beryllide demonstrated a lower reactivity than Be. However, in the case of Be
Ti, it is a serious problem that an annealing treatment is necessary to homogenize the pebbles to a single BeTi phase. On the other hand, the homogenized BeTi pebbles thus produced by the above methods showed larger reactivity than that with no treatment, since the homogenization caused an increase in the specific surface area of the treated pebbles. To prevent increased surface area and reactivity, prototypic pebbles with Be
Ti and BeV compositions that have no peritectic reaction during cooling process were successfully fabricated without homogenization. Then, the BeTi and BeV prototypic pebbles indicated to have a good oxidation resistance. In the present study, hydrogen retention property that will influence the used materials handling and the system safety as well as reactivity with water vapor are reported.
岩井 保則; 枝尾 祐希; 浅原 浩雄*; 林 巧
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.267 - 272, 2016/12
被引用回数：6 パーセンタイル：43.06(Nuclear Science & Technology)貴金属触媒によるトリチウム酸化は核融合の分野では酸化後の水蒸気吸着システムと組み合わせ環境へのトリチウム放出を抑制する雰囲気トリチウム除去システムに用いられる基礎的な反応である。電源喪失などの異常事態に対するトリチウム安全性の向上にむけて加熱を要せず室温でトリチウムを酸化できる疎水性触媒の技術が注目されている。疎水性触媒を用いた室温トリチウム酸化触媒塔の設計には疎水性触媒の作成技術の進歩と付随する反応速度の知見が必須である。本報告では室温近傍温度におけるトリチウム酸化の反応速度を評価した。触媒の差を考慮して製造方法が異なる二種類の疎水性触媒を試験に使用した。結果は反応速度は疎水性母材に担持する白金径に強く影響され、反応次数は室温近傍では濃度の0.5乗である。この結果から白金触媒表面でのトリチウム酸化の反応メカニズムの温度による変化を考察した。
古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12
被引用回数：12 パーセンタイル：68.05(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)の中性子源として使用されるリチウムは、大気中の酸素や窒素と容易に化学反応を生じる。IFMIFにおいて使用機器の交換の場合には、その機器に付着したリチウムは、酸化リチウムや水酸化リチウムのようなリチウムに変化することから、これらを交換する機器から安全に除去することが要求される。本研究では、候補洗浄剤であるエタノール中における各種のリチウム化合物(窒化物、水酸化物および酸化物)の溶解挙動について、温度および時間をパラメータに調べた。
鈴土 知明
no journal, ,
タングステンは将来の核融合炉のプラズマ対向面材料として期待されているが、照射下の実際の利用では材料硬化を引き起こす照射誘起析出が問題となっている。照射誘起析出の正確な予測には、照射による核変換で生じるレニウムやオスミウムの移動が重要となる。本研究では、第一原理の計算結果を元にこれらの溶質原子の移動をキネティックモンテカルロ法でモデル化した。特に、最も効率よく溶質原子が移動できるタングステンと溶質原子の混合ダンベルの移動を調査した。その結果、それらの混合ダンベルの回転障壁が非常に小さく3次元的に移動することがわかった。また、これらの3次元運動が空孔移動のような単純な3次元運動ではモデル化できないことがわかった。
小沢 和巳; 小柳 孝彰*; 野澤 貴史; 加藤 雄大*; 近藤 創介*; 谷川 博康; Snead, L. L.*
no journal, ,
炭化ケイ素繊維強化炭化ケイ素マトリックス基(SiC/SiC)複合材料は核融合DEMOブランケットの候補材料である。本研究では、(1)Hi-Nicalon Type-S(HNLS)繊維を用いた複合材料の形状安定性、(2)熱分解炭素/SiC多層被覆界面の機能、(3)SiC/SiC複合材料のR&Dのフィードバックとして、HNLS複合材料の劣化メカニズムの解明に主眼を置き、高線量照射実験を実施した。供試材は化学気相浸透法にて形成された平織りHNLS複合材料である。中性子照射試験はORNLのHFIRにて実施され、損傷量は、~1.010
n/m
(E
0.1MeV, ~100dpaに相当)、照射温度は300, 500, and 800Cである。照射後試験として、四点曲げ試験、SEMによる破面観察、TEMによる組織観察の結果を報告した。
