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Donne, M. D.*; Harries, D. R.*; Kalinin, G.*; Mattas, R.*; 森 清治
Journal of Nuclear Materials, 212-215(1), p.69 - 79, 1994/09
核融合炉ブランケット設計の立場から材料に対する要求と問題点を整理した。オーステナイト鋼は低温脆化と高温スウエリング、マルテンサイト鋼は低温脆化、バナジウム合金は組成の特定と照射特性及び製作性がそれぞれの課題である。各種セラミックス増殖材の最重要課題は照射下(バーンアップ数%以上)での機械的な健全性である。ベリリウムに対する中性子照射による最も重要な特性はスウェリングと残存トリチウムである。温度200-700
C、数万appmHe程度までの照射データが必要である。液体金属ブランケットでは材料共存性の問題が重要である。LiPbの場合にはトリチウム透過を低減する障壁材の開発が必要となる。また自己冷却概念ではMHD圧損を低減するための流路の電気絶縁構造及び材料開発が必須である。この絶縁材は照射下、電磁場中での健全性と自己修復性がもとめられる。
相良 明男*; 鎌田 耕治*; 佐々木 貞吉; 馬場 祐治
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 44, p.373 - 376, 1990/00
被引用回数：4 パーセンタイル：53.94(Instruments & Instrumentation)Al-Li(3.46%)合金箔について325~435Cにおけるリチウムの蒸発速度(真空中)をNRA(核反応分析)法により求めた。NRAには
Li(P,
)
He反応を利用し、SSDにより放出粒子量を決定した。NRAのエネルギースペクトルからリチウム存在量のディプスプロファイルを求めたところ、表面0.2
m以内に著しいリチウム偏析が認められた。にもかかわらず、リチウム蒸発速度は元素状リチウム試料の場合に比し10
倍に低下した。なお、蒸発のさいの活性化エネルギーは1.3eVで、リチウム含有量より多いAl-Li合金及び元素状リチウムの場合とほぼ等しくなることがわかった。
馬場 信一; 猿田 徹; 大岡 紀一; 田中 勲; 青山 功
JAERI-M 85-088, 39 Pages, 1985/07
本報告は、日本原子力研究所が開発研究を進めている高温ガス実験炉の制御棒用被覆管材料と中性子吸収体との照射下両立性試験に関するものである。この試験の主な目的は、照射下で被覆管材料(ハステロイXR合金)と中性子吸収体(B
C/C)との反応侵食挙動を調べること、および高融点金属箔(Nb、Mo、W、Re)の反応障壁効果を確認することである。照射は材料試験炉のOGL-1において熱中性子(E 
0.11aJ)が4
10
m
、高速中性子(E 
0.16pJ)は6.410
、雰囲気のへリウムガス温度が平均855C、またヘリウムガス中の不純物濃度が4.0vpm以下、気体状核分裂生成物濃度が400kBg/m
以下の試験条件で5Msの時間にわたり行われた。照射後試験の結果、ハステロイXR合金の反応侵食形態は局部的な領域に楕円形状の反応生成物が見られたが、これは炉外試験の結果と同様であった。本試験の中性子照射量では顕著な照射効果は表われなかったが、試料部の発熱による合金の反応侵食深さの加速化が観察された。
棚瀬 正和; 山口 康市; 田中 吉左右
Radioisotopes, 31, p.571 - 578, 1982/00
LiAl合金の中性子照射によるトリチウム(T)製造技術の研究において、照射済合金からのT放出とそのTの化学的精製や捕集についての予備実験を行った。合金から放出したH
(T)やHO(T)主成分の割合は、合金の前処理や加熱温度、特に後者の影響を強く受けた。このうち、850Cでの等温加熱でH(T)成分は約95%にまで増加した。化学的精製においても、HO(T)は800Cの金属ウラン(V)切削片で効果的にH(T)に変換され、そのH(T)はU粉末により室温下でも捕集されることを確認した。
