Mechanical properties of pure tungsten and tantalum irradiated by protons and neutrons at the Swiss spallation-neutron source

斎藤 滋; 鈴木 和博; 小畑 裕希; Dai, Y.*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 34, p.101338_1 - 101338_9, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.nme.2022.101338

固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からWとTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380C、はじき出し損傷量が10.2-35.0dpaであった。引張り試験の結果、WのうちW-Polyは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-Sinは10.2dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、10.3dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。

TaのNaOH水溶液中における腐食挙動の時間依存性

石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁

材料と環境, 70(6), p.192 - 198, 2021/06

https://doi.org/10.3323/jcorr.70.192

核燃料再処理機器に使用されているタンタルについて、除染作業での使用が想定される水酸化ナトリウム溶液における腐食挙動の時間依存性を浸漬腐食試験により調査し、経時変化の機構について表面観察および電気化学測定結果から検討した。浸漬腐食試験についてNaOH濃度は1から7mol/L、浸漬時間はそれぞれ、24から168hrとし、室温で行った。腐食速度はNaOH濃度とともに増加するが、浸漬時間によりピークを示しその後減少した。ピークまでの時間はNaOH濃度が高いほど短時間であった。浸漬腐食試験後に洗浄・秤量を行った試料表面のSEMおよびラマン分析では皮膜の生成はみられなかった。一方、分極抵抗は浸漬直後から減少した後に一定値あるいは増加を示した。分極抵抗の経時変化は腐食速度の変化と同じ挙動を示し、また分極抵抗の値は皮膜抵抗と電荷移動抵抗の和とおおよそ一致することから、腐食速度の経時変化は浸漬による皮膜生成に影響を受けることが示唆された。皮膜は主としてTaの溶解により生成するNaTaOであると考えられた。

Production of Nb and Ta for chemical studies of element 105, Db, using the GARIS gas-jet system

Huang, M.*; 羽場 宏光*; 村上 昌史*; 浅井 雅人; 加治 大哉*; 金谷 淳平*; 笠松 良崇*; 菊永 英寿*; 菊谷 有希*; 小森 有希子*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 304(2), p.845 - 849, 2015/05

https://doi.org/10.1007/s10967-014-3877-4

ガスジェット搬送法と理研ガス充填型反跳イオン分離装置(GARIS)を組み合わせて、105番元素Dbの化学研究に使用する放射性のNbおよびTa同位体の生成・利用技術を開発した。Dbの合成と同じエネルギーのFビームを用いて短寿命のNbおよびTaを合成し、GARISを用いて分離したあと、ガスジェット搬送法を用いて化学実験室に引き出した。GARISの磁場を変更し、反跳核のエネルギー減速箔およびシャッターを挿入するだけで、他の実験条件は何も変更せずに、Db用の化学実験装置にNbとTaを導入することに成功した。

長寿命・高精度の高温耐食隔膜式発信器の開発

石山 新太郎

まてりあ, 42(1), p.58 - 60, 2003/01

http://ci.nii.ac.jp/naid/10011094891

ダイヤフラム部をタンタル/SUS316でアーク溶接した高感度隔膜式圧力発信器は、HI腐食環境下で20,000時間使用した後、高サイクル疲労試験を行った結果、下記結論を得た。(1)本製品は、アーク溶接の際Ta/SUS316製ダイヤフラム振動節部に生成するTa-Fe組成の接合合金組織により、その機械的特性ならびに耐腐食性が極めてすぐれており、このダイヤフラムを用いた隔膜式圧力センサーは、1,000万回以上の圧力繰り返しに耐え、かつその際の計測最大誤差を0.2%F.S./以下の極めて長寿命・高精度にすることも可能である。(2)HIx高温溶液による長時間循環試験に20,000時間使用した後の同圧力センサーの寿命ならびに計測精度に劣化傾向は認められなかった。以上の結果から、Ta/SUS316製圧力センサーは1,000万回の繰り返しに耐える超寿命型・高耐食性・高精度センサーとして実用に耐えるものであり、一般産業用から極めて過酷な腐食環境において広範な分野での利用が可能である。

硝酸浸漬後における非鉄金属材料表面の調査

川野辺 一則*; 大橋 和夫*; 竹内 正行; 武田 誠一郎

PNC TN8410 97-433, 49 Pages, 1997/12

PNC-TN8410-97-433.pdf:1.44MB

(目的)硝酸溶液中に浸漬した非鉄金属材料(Ti, Ti-5Ta, Zr)の表面状態および酸化皮膜を調査する。(方法)3M硝酸およびCr添加3M硝酸溶液中にTi, Ti-5TaおよびZrを沸騰96時間浸漬し、SEMによる表面状態の観察およびXPSによる酸化皮膜の調査を行った。(結果)(1)3M硝酸およびCr添加3M硝酸溶液中に96時間浸漬したTi, Ti-5TaおよびZrの表面状態は、試験前の研磨痕が確認された。しかし、3M硝酸で行った試験のTi, Ti-5Ta表面は、若干腐食による肌荒れが認められた。(2)いずれの試験条件においても、Tiの酸化皮膜は、TiO, Ti-5Taの酸化皮膜は、TiOと若干のTaO, Zrの酸化皮膜は、ZrOであった。また、若干O-H結合の水酸化物が含まれていると考えられる。(3)いずれの試験条件においても、TiおよびTi-5Ta最表面酸化皮膜は、TiOとTiOで構成され、その割合は、TiOの方が多いことが分かった。(4)3M硝酸で行った試験のTiおよびTi-5Taの腐食速度は、Cr添加試験と比べて若干大きく、酸化皮膜の厚さは約800から900と推定される。また、Cr添加3M硝酸で行った試験の腐食速度は小さく、酸化皮膜の厚さも薄く約140と推定される。一方、Zrは、ほとんど腐食せず酸化皮膜の厚さは約220と推定される。(結論)3M硝酸で行った試験のTiおよびTi-5Taの表面状態は、腐食により若干肌荒れし、酸化皮膜は厚く成長することが分かった。Cr添加3M硝酸で行った試験のTiおよびTi-5Taの腐食速度は小さく、酸化皮膜は薄いことが分かった。Zrの酸化皮膜はいずれの試験においても、ZrOで優れた耐食性を示した。

Tantalum-183: Cyclotron production of a neutron-rich biomedical tracer

重田 典子; R.M.Lambrecht*; 松岡 弘充; 長 明彦; 小泉 光生; 小林 勝利; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 関根 俊明

Applied Radiation and Isotopes, 47(2), p.171 - 174, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0969-8043(95)00254-5

我々は、WO濃縮同位体(99.7%)の厚いターゲットに、13.6MeVの陽子ビームを照射し、W(p,)Ta核反応によるNo-Carrier-Added Taを製造した。陽子及び重陽子核反応を利用してTaを生成させるために、アリスコードを用いて、照射条件を理論的に決定した。さらに、植物(かやつり草)中でのTa種の移動を、ラジオルミノグラフィー法を採用したバイオイメージングアナライザーによって、測定した。その結果、Taは、放射性タンタルの医薬品における研究開発や生態毒性研究のためのトレーサーとして有効であることがわかった。

Development of remote-handling apparatus for measuring thermal diffusivity

大和田 功; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清

Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.465 - 466, 1995/00

軽水炉技術の高度化計画に伴って、燃料の高燃焼度化が進められており、燃料ペレットの熱伝導率は、重要な熱物性値として注目されている。原研・燃料試験施設では、レーザーフラッシュ法を用いた、遮蔽型のペレット熱拡散率測定装置を開発した。熱伝導率は、測定した熱拡散率、比熱及び密度より求める。装置は試料保持部、レーザー発信器部、赤外線検出器部、ヒータ温度制御部、真空排気部、データ処理部、生体遮蔽体、フード及び試料移送容器で構成されている。装置の性能と照射後試験への適用を確認するため、金属タンタル、アルミナ、未照射UO、未照射UO-GdO及び照射済燃料を用いて熱拡散率を測定した。その結果、高燃焼度燃料の照射後試験に十分使用できることが明らかになった。

Ion exchange separation of trace amounts of uranium and thorium in tantalum for neutron activation analysis

佐々木 祐二; 武石 秀世; 安達 武雄; 井沢 君江*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 139(1), p.143 - 151, 1990/00

https://doi.org/10.1007/BF02060462

イオン交換分離-放射化分析法を用いて、タンタル中のウラン、トリウムの分離分析法は確立された。フッ化水素酸で1gタンタルを溶解後、陽イオン交換樹脂カラムを用いてタンタルとウラン、トリウムを分離した。この時の液性は、カラムに溶液を入れる時0.5Mフッ化水素酸で、カラムからウラン、トリウムを溶離する時0.5Mフッ化水素酸-0.65Mホウ酸溶液を用いた。このカラム操作を3回くり返した時、タンタルの残存量400ng、ウラン、トリウムの回収率は95%以上であった。この方法を用いて、高純度タンタル金属中のウラン、トリウムの微量定量(ngレベル)が可能となった。

BCCタンタル結晶におけるはじき出し過程の計算機シミュレーション

布施 元正*; 田次 邑吉; 岩田 忠夫

JAERI-M 87-026, 25 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-026.pdf:0.67MB

核融合炉材料の照射損傷は固体内原子衝突により生じるが、この現象に関する理論的研究は大型計算機の発達と共に近年急速な進展を見せている。本報告では、分子動力学コ-ドGRAPEによりBCC金属のTa結晶中でのはじき出し過程を解析した結晶をまとめた。1)Ta結晶中で生成する格子間原子は〔100〕クラウディオン型か、〔111〕方向への変位が数原子にわたり連続して生じる型の2種類に大別できる。Fe,Moで見られる〔110〕ダンベル型は生成しない。これは、ポテンシャル形状により説明できる。2)Ta結晶中でのはじき出しエネルギ-のしきい値分布は実験結果と比較的良い対応を示す。これから、採用したJohnson型のポテンシャルは現実の原子間相互作用を表わすのに適していると言える。

核融合炉材料の誘導放射能

飯田 浩正; 関 泰

JAERI-M 7582, 32 Pages, 1978/03

JAERI-M-7582.pdf:0.92MB

核融合実証炉のブランケット構造材に使われるモリブデンをはじめ、核融合炉に使われる種々の材料の誘導放射能と、それらを用いた場合の装置廻りの線量率を計算し比較検討した。ブランケット部にC、Siを用いた場合は誘導放射能の問題を考える必要は無く、Taを用いた場合は遮蔽体を透過してガンマ線が炉室内に漏洩し、装置廻りの線量率が高くなる。その他の材料を用いた場合は誘導放射能の大小は有るが炉の設計に影響を与える様な違いとはならない。その他不純物や、遮蔽材の放射化についても検討した。また放射性廃棄物量も推定した。