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須貝 宏行
JAERI-Research 99-041, 164 Pages, 1999/07
JAERI-Research-99-041.pdf:6.7MB
トリチウム製造用の
Li-Al合金は、
相(Al)と
相(金属間化合物-LiAl)からなり、-LiAlは多量のLi原子空孔及び置換型の格子欠陥を含む特異な化合物である。本研究では、-LiAl中の格子欠陥によるキャリアの散乱モデルを提案し、このモデルにより、中性子照射前及び後の-LiAlの電気抵抗率を矛盾なく説明した。このデータ解析の過程で、これまで明らかでなかった複合欠陥(Li原子空孔とAl格子点の置換Li原子からなる)の濃度(0.8at%)を求めた。さらに、Li-Al合金中におけるトリチウム挙動を合金中の格子欠陥との関連で明らかにし、Li-Al合金からのトリチウム抽出の温度条件を求め、37TBq(1,000Ci)規模のトリチウム製造に応用した。
須貝 宏行; 棚瀬 正和; 矢萩 正人*
Journal of Nuclear Materials, 254(2-3), p.151 - 157, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.49(Materials Science, Multidisciplinary)37TBq(1000Ci)のトリチウム製造に用いているLi濃度12.7at.%のLi-Al合金について、トリチウム、プロチウム及びヘリウムの加熱放出挙動を明らかにした。第1報の場合と比較して、ヘリウムの放出挙動に顕著な違いが現れた。この原因を(n,)反応による照射損傷との関連で検討した。また、安全により高純度のトリチウムガスを抽出するための条件を明らかにした。
菱沼 章道; 仲田 智清*; 沢井 友次; 田淵 正幸*
Physica Status Solidi, 167(2), p.521 - 529, 1998/00
原子炉材料に要求される性能がますます厳しくなってきている。そのため新しい先進材料の開発が期待されている。金属間化合物はその一つとして期待されているもので、そのような観点からの研究が始まったばかりである。本論文では、TiAl金属間化合物に着目し、その原子力への応用という観点から、材料開発と照射特性把握を目的としてこれまでの研究成果をまとめたものである。材料開発では、粉末冶金法や恒温鍛造などを利用して微細構造を得ることに成功し、これまでこの材料の欠点であった低温靱性の向上に成功した。また、照射感受性に関する研究では、金属間化合物の耐照射性がこれまでの原子炉材料であるステンレス鋼に比べてより優れていること、またある条件では、照射によって延性が増加する現象、照射誘起延性化現象が見出されるなど、金属間化合物が原子力材料として大きな魅力を有していることを明らかにした。
菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 239(1-3), p.267 - 272, 1996/00
被引用回数：20 パーセンタイル：82.8(Materials Science, Multidisciplinary)金属間化合物は優れた高温特性及び低密度、低放射化性などから原子力材料としても有力であると考えられているが、これまで照射損傷に関する研究は非常に少ない。ここでは、金属間化合物の照射感受性に関する最近の研究結果をまとめ、TiAl化合物の原子炉材料としての魅力を紹介する。TiAl金属間化合物では、中性子、電子照射実験によるミクロ組織の変化が金属材料に比べて非常に小さいこと及び照射後引張特性が劣化しないことが示された。これらの特徴は、限られたデータではあるが、TiAl化合物が照射に対して優れた特性を有することを意味しており、今後この種の規則性をもつ金属間化合物は将来の原子力材料として非常に有望である。
棚瀬 正和
プラズマ・核融合学会誌, 70(1), p.32 - 35, 1994/00
原研で進めている核融合炉燃料トリチウムの製造技術開発の現状を紹介する。LiAl合金ターゲットの製作に始まり、原子炉による中性子照射、トリチウムの抽出、回収、貯蔵に至るトリチウム製造試験を1回40TBq(1kCi)規模で、トリチウムの環境への移行なく、安全に実施している。また、貯蔵されたトリチウムは数%の軽水素(H)を含むため、これを除くため1回6TBqで、ガスクロマトグラフィーによる同位体濃縮を行った。この濃縮により、60TBqのトリチウムを、99.9%以上の純度で得ることができた。
Li-Al alloy棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 本石 章司; 岡根 章五; 須貝 宏行; 藤江 誠; 小野間 克行; 山林 尚道
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.198 - 203, 1988/02
改良したトリチウム分離捕集試験装置で、中性子照射したLi-Al合金ターゲットから1000Ci規模の製造試験を実施した。抽出、精製、回収工程で得られたトリチウムガスは、回収率約100%、化学的純度99%以上、同位体純度約95%と以前に報告した100Ciレベルでの結果を上回った。また、この試験中、設備外へのトリチウムの移行は、全く見られず、トリチウムの安全取扱い技術面でも向上した。
工藤 博司
放射線, 12(3), p.77 - 85, 1986/00
Li-Al合金をターゲットとする100Ci規模でのトリチウム製造、ガスクロマトグラフィによるトリチウムの濃縮、熱量計によるトリチウムの測定およびLi化合物中でのトリチウムの挙動について述べるとともに、トリチウム製造研究を通して得た経験を中心に、トリチウム安全取扱経験の一端を紹介する。
Li-Al alloy須貝 宏行; 櫛田 浩平; 棚瀬 正和
Journal of Nuclear Materials, 139, p.248 - 252, 1986/00
被引用回数：8 パーセンタイル：66.77(Materials Science, Multidisciplinary)長時間中性子照射したLi-Al合金(Li;0.022wt%)からの水素ガス(H
,HT,T)とヘリウム(He)の加熱放出を、Li燃焼率と温度の関数として研究した。トリチウムガス(T,HT)は650K付近で合金から急激に放出され、Hは670K付近から徐々に放出されたのに続き、Heは合金の融点付近で放出された。T成分は、Li燃焼率とともに増加した。得られたガス中のトリチウムの最大比放射能は、純粋なトリチウムガスの比放射能(2.14PBqmol
)にほぼ等しい1.98PBqmolであった。650K付近でのトリチウムの急激な放出は、合金の再結晶または放射線損傷の回復に伴なって起こるのであろう。合金の融点以下ではおそらく合金中の欠陥にトラップされることにより、Heは放出されない。
工藤 博司
Radioisotopes, 34(8), p.432 - 441, 1985/00
昨年10月に開催された第7回放射線利用研究成果報告における講演原稿に加筆し、原研におけるトリチウム製造研究を中心に、核融合炉開発に関連するトリチウム化学研究の現状を総説としてまとめた。
棚瀬 正和; 上沖 寛
Journal of Radioanalytical Chemistry, 59(1), p.99 - 110, 1980/00
中性子照射したLiAl合金中のトリチウムの回収と定量を行った。合金をHe雰囲気中,800
Cで、加熱したとき放出されたトリチウム化合物をやはり800Cで加熱したCuOカラムに通してHO(T)に酸化し、水トラップで回収した後、そのトリチウムを液体シンチレーションカウンターで測定する方法を採用した。この方法で得られたトリチウム量とWestcottらの方法により計算された量と比較した結果、両者はよい一致を示した。
白石 健介; 菱沼 章道; 片野 吉男
Radiat.Eff., 21(3), p.161 - 164, 1974/03
中性子照射したAl-Li合金にはHeの気泡が観られる。気泡の中の圧力が平衡圧より高い場合には、200KVの電子顕微鏡で試料の温度を200Cに上げて観察中に気泡の周囲に転位ループの列が生成する。
110
方向に並んだ転位ループは{111}面に載っており、a/2110のバーガース・ベクトルをもっている。加速電圧1000KVの超高圧電子顕微鏡による観察では、この転位ループ列の生成は50Cの温度で短時間におこる。転位ループは、電子線照射によって生じた空格子点が歪の最も大きい気泡の表面近くで{111}面上に析出し、気泡による歪場によってa/2110のバーガース・ベクトルをもった完全転位ループになることによって生成すると考えられる。また、転位ループの列は過飽和に存在する空格子点に助けられた110方向への転位ループの辷りによるものであると考えられる。
佐伯 正克; 石森 富太郎
日本原子力学会誌, 14(6), p.278 - 282, 1972/00
Uの熱中性子核分裂で生ずる分裂片の飛程は,種種の媒体中で研究されている。金属ウラン中の飛程は厚いターゲット法でNidayおよびPanontin&Sugarmanにより,Al中の値は薄いターゲット法でAlexanderらその他多くの研究者によって測定されている。しかし,U-Al合金中の飛程についての報告はない。ウラン酸化物中の飛程は,U0
については主に希ガス核分裂生成物の放出をもとに得られた値があり,U
O
については計算値の記載はあるが実験値の報告はない。
Al(210) surface induced by supersonic oxygen molecular beam at room temperatureXu, Y.*; 出村 雅彦*; 寺岡 有殿; 吉越 章隆; 櫻井 惇也*; 平野 敏幸*
no journal, ,
NiAl(210)表面の超音速O分子ビーム(2.3eV)による室温酸化を高輝度放射光を利用したリアルタイム光電子分光によって調べた。O 1s, Ni 2p, Al 2p, and Ni 3pスペクトルの分子ビーム照射中の時間発展を調べた。スペクトル分析から、表面のAlとNI原子の両方が酸化され、Alの酸化の方がNiより速いことがわかった。
古川 智弘; 高井 俊秀; 渡辺 茂樹*; 石岡 典子*
no journal, ,
近年、われわれはがん治療用アスタチン211の連続製造を可能にする液体ビスマス標的システムの開発研究を開始した。Fe-Cr-Al合金は、このシステムの候補標的窓の一つである。本研究では、液体ビスマス中における候補標的窓の耐食性を明らかにすることを目的に、複数のFe-Cr-Al合金およびその比較対象材料について高温でのビスマス中腐食試験を実施した。ビスマス中腐食試験は、アルゴンガス流雰囲気下で、つまり熱力学的には飽和溶存酸素濃度条件で実施し、試験温度と浸漬時間はそれぞれ500C、500時間である。浸漬後の各種材料の分析の結果、液体ビスマス中での腐食挙動は、ADSや高速炉の候補冷却材である鉛ビスマス共晶合金中での挙動と同様に評価できることがわかった。
瓦井 篤志*; 大林 寛生; 斎藤 滋; 佐々 敏信; 近藤 正聡*
no journal, ,
FeCrAl合金は表面に自己修復性のアルミナ被膜を形成し液体金属と優れた共存性を示すことから、核融合炉液体ブランケットの構造材料として有望視されている。本研究の目的は液体金属中における酸化被膜の形成・修復挙動を明らかにすることである。腐食試験は原子力機構の加速器駆動システム研究用の高温鉛ビスマス流動腐食試験ループ(OLLOCHI)により実施した。試験条件は、鉛ビスマス温度は450/350C、酸素濃度10
wt%であった。試験片は予備酸化有及び無しのAPMT鋼の短冊状試験片を用いた。予備酸化処理により試験片の表面には約400nmのアルミナ皮膜が形成され、2,000時間の腐食試験後も腐食は見られなかった。一方、予備酸化無しの試験片では腐食試験後に表面に約37nmのアルミナ被膜が形成され、腐食は見られなかった。さらに酸化被膜の自己修復挙動を評価するため、表面に研削加工によって幅2mmの損傷を人工的に与え、2,000時間の腐食試験を行った。その結果、試験片の損傷部に厚さ30nm程度の酸化被膜が再形成されることが分かった。これは損傷させていない領域とほぼ同じ厚さであり、腐食は観察されなかった。APMT鋼は予備酸化の有無によらず液体鉛ビスマス中において、高い耐食性を有する被膜を自己形成・修復し優れた共存性を示すことがわかった。
山下 真一郎
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)材として開発されているFeCrAl合金開発の概要と最近の進展について、先行する米国での研究開発事例や日本オリジナルとして開発されているFeCrAl-ODSの最近の開発状況を紹介する。
