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論文

核融合関連材料と水素

長崎 正雅*; 山口 憲司; 小西 哲之*

日本原子力学会誌, 46(11), p.770 - 779, 2004/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/10013554121

プラズマ-壁相互作用,固体増殖材におけるトリチウム生成とその回収など、核融合炉材料と水素の間で繰り広げられる重要な現象に着目しつつ、これを素過程の観点より概観した。核融合炉材料として用いられる材料は、金属から、黒鉛や酸化物系セラミックスなど多岐にわたるため、まず、共通する知識のベースを確認したうえで、個々の材料や現象の特異性に依拠する事象を明らかにするというアプローチを採用した。材料と水素の問題は古くから研究されている問題ではあるが、最後に、核融合環境下での特異性に関連して解明が求められている点を列挙した。

論文

Development of advanced blanket materials for a solid breeder blanket of a fusion reactor

河村 弘; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中村 和幸; 伊藤 治彦; 中沢 哲也; 高橋 平七郎*; et al.

Nuclear Fusion, 43(8), p.675 - 680, 2003/08

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/8/306
 被引用回数：28 パーセンタイル：64.08(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500$$^{circ}C$$以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を抑制できる材料の開発として、TiO$$_{2}$$を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に注目し、湿式造粒法による微小球の製造技術開発を実施した。この結果、固体ブランケットに用いる微小球製造に見通しが得られた。中性子増倍材料に関しては、融点が高く化学的に安定な材料としてベリリウム金属間化合物であるBe$$_{12}$$Ti等に注目し、回転電極法による微小球の製造技術開発及び特性評価を実施した。この結果、ベリリウムの含有量を化学量論値より多くすることにより、延性を増すことによって、微小球の製造に見通しが得られた。また、Be$$_{12}$$Tiはベリリウムより中性子照射によるスエリングが小さいことなど、優れた特性を有していることが明らかとなった。

論文

Fusion reactor and hot atom chemistry

工藤 博司

Handbook of Hot Atom Chemistry, p.647 - 662, 1992/00

核融合炉開発に関連するトリチウム化学について、ホットアトム化学の観点から解説する。プラズマ-壁相互作用(PWI)におけるトリチウムの挙動、ブランケット材料中に生成するトリチウムの拡散と放出およびミュオン触媒核融合($$mu$$CF)実験の研究の現状を紹介する。

論文

原子炉開発に貢献する燃料・材料照射試験

市橋 芳徳

エネルギーレビュー, 11(10), p.11 - 15, 1991/09

JMTRで現在進めている照射試験及び将来の照射試験として検討している項目から、次の4つを選んで概要をまとめた。(1)発電用軽水炉燃料の出力急昇試験、(2)発電用軽水炉の炉心構造材の照射試験、(3)高温ガス炉用燃料・材料の照射試験、(4)核融合炉ブランケット材の照射試験。なお、本原稿は、(株)エネルギーレビューセンターより原研が依頼を受け、「原研における研究炉利用研究の現状」をまとめる際の第2章の原稿である。

論文

Tritium recovery experiments in JRR-2/VOM

渡辺 斉; 倉沢 利昌; Roth, E.*; Vollath, D.*

Proc.Int.Symp.on Fusion Reactor Blanket and Fuel Cycle Technology, p.33 - 36, 1987/00

58年以来、JRR-2の垂直孔を使用してLi$$_{2}$$O,LiAlO$$_{2}$$,Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$,ペレット及び小球試料について照射下トリチウム放出挙動は試験が行われている。トリチウムの放出速度は電離箱によって、水成分+ガス成分及びガス成分にわけて測定される。これら3種類の増殖材のトリチウム放出挙動について比較して報告する。測定に際して、放出速度及びトリチウム化学形はスイープガス組成及び配管表面に吸着している水分の影響を強く受けることも明らかになった。

論文

Irradiation damege in lithium oxide

野田 健治; 石井 慶信; 松井 尚之*; 渡辺 斉

Radiat.Eff., 97, p.297 - 305, 1986/00

核融合炉トリチウム増殖ブランケット材料としての酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)中の照射欠陥の性質を熱中性子炉又は酸素イオン照射した後、光吸収および電子スピン共鳴(ESR)測定することにより調べた。熱中性子炉又は酸素イオン照射したLi$$_{2}$$O中には主な照射欠陥としてF$$^{+}$$中心(酸素空孔に1個の電子を捕獲したもの)が生成し、照射量と共に増加した。また、照射量が高くなると、酸素空孔の集合体と考えられる欠陥が生成すると共にコロイド状Li金属が粒界に優先的に析出した。酸素イオン照射における照射エネルギーとF$$^{+}$$中心の生成量との関係を調べることにより、F$$^{+}$$中心等の照射欠陥は「弾性的はじき出し」ばかりでなく、電子励起に関連した何らかの機構により生成すると考えられた。また、F$$^{+}$$中心の回復挙動を調べ、その回復の活性化エネルギーを135KJ/molと決定した。

報告書

ヘリウム気流中水分のLi$$_{2}$$Oペレットへの吸着特性

吉田 浩; 小西 哲之; 竹下 英文; 倉沢 利昌; 大野 英雄; 勝田 博司; 渡辺 斉; 成瀬 雄二

JAERI-M 82-194, 47 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-194.pdf:1.44MB

本研究は、Li$$_{2}$$Oブランケット体系におけるトリチウムインベントリーに深く関係すると考えられる水分吸着特性を実験的に明らかにしたものである。実験はブランケット運転条件を想定した流通法による吸着操作で行った。実験により、Li$$_{2}$$O吸着水量I$$_{A}$$(mol-H$$_{2}$$O/ton-Li$$_{2}$$O)とヘリウム気流中水分分圧P$$_{H}$$$$_{2}$$$$_{O}$$(atm)との関にI$$_{A}$$=56.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$exp(13800/RT)P$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{6}$$$$^{4}$$$$_{H}$$$$_{2}$$$$_{O}$$なる相関関係を見出した。吸着熱は約21kcal/molでありH$$_{2}$$Oの臨界温度以上における吸着が主として化学吸着によるものであることが分かった。また、Li$$_{2}$$O(S)+H$$_{2}$$O(g)$$Leftrightarrow$$2LiOH(S,l)なる反応により、LiOH(S,l)が生成する水分分圧及び温度の限界値が明らかにされた。

論文

A Preliminary in-pile test of tritium release from Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 野田 健治; 一色 正彦; 金田 義朗; 宮内 武次郎

Journal of Nuclear Materials, 101, p.220 - 223, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90461-X
 被引用回数：8 パーセンタイル：88.5(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットからのトリチウム放出を原子炉(JRR-2、VH-11)照射下で調べ、以下に示す結果を得た。 (1)100$$^{circ}$$C以下では、原子炉出力の2乗、すなわち、熱中性子束の2乗に比例して、トリチウムは放出した。 (2)150~250$$^{circ}$$Cでは、温度変動がトリチウム放出を著しく加速した。

論文

Porosity dependence on thermal diffusivity and thermal conductivity of lithium oxide Li$$_{2}$$O from 200 to 900$$^{circ}$$C

高橋 正; 菊池 武雄

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.93 - 102, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90036-7
 被引用回数：45 パーセンタイル：95.58(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウムLi$$_{2}$$Oの熱拡散率および熱伝導度の気孔率依存性を、200$$^{circ}$$Cから900$$^{circ}$$Cの温度範囲で研究した。熱拡散率$$alpha$$$$_{M}$$と気孔率Pとの関係は、$$alpha$$$$_{M}$$=$$alpha$$$$_{T}$$(1-$$zeta$$P)として、$$zeta$$=0.93、そしてまた、$$alpha$$$$_{M}$$=$$alpha$$$$_{T}$$/(1+$$eta$$P)として、$$eta$$=1.74(200$$^{circ}$$C)~1.11(900$$^{circ}$$C)のように示された。熱伝導度k$$_{M}$$と気孔率Pとの関係は、Loebの式k$$_{M}$$=k$$_{T}$$(1-$$gamma$$P)に従い、$$gamma$$=1.70で、そして、Maxwell-Euckenの式k$$_{M}$$=k$$_{T}$$(1-P)/(1+$$beta$$P)に従い、$$beta$$は、1.81(200$$^{circ}$$C)~1.32(900$$^{circ}$$C)であった。さらに、経験式$$alpha$$$$_{M}$$=$$alpha$$$$_{T}$$(1-P)$$^{m}$$、そしてk$$_{M}$$=k$$_{T}$$(1-P)$$^{n}$$として試み、m=0.91そしてn=1.06の値を得た。熱拡散率および熱伝導度の気孔率依存性が$$alpha$$=(A'+B'T)$$^{-}$$$$^{1}$$およびk=(A+BT)$$^{-}$$$$^{1}$$として示されることを見出した。気孔率の補正係数を、気孔率と温度に関して、他の文献と比較して検討した。

論文

Temperature distribution in Li$$_{2}$$O pellets under neutron irradiation

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 内田 勝也*; 野田 健治; 倉沢 利昌; 高橋 正; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.121 - 126, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90039-2
 被引用回数：2 パーセンタイル：33.85(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉照射下における酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットの温度分布をJRR-2,インコア6D内のカプセル照射により求めた。得られた結果と熱伝導度積分から、ペレット表面温度およびペレット/316SSクラディングとのギャップ熱伝達計数を求めた。

論文

Growth of Li$$_{2}$$O single crystals by the floating zone method

進藤 勇*; 木村 茂行*; 野田 健治; 倉沢 利昌; 那須 昭一

Journal of Nuclear Materials, 79(2), p.418 - 419, 1979/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(79)90109-0
 被引用回数：38

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットは核融合でブランケット材料として使用中、高温、高温度勾配下で気孔や気泡が移動し、ペレット中心部で稠密化もしくは単結晶化がおこることが予想される。また、焼結体ペレットで得られた各種データは単結晶で得られたデータと比較することによって始めて生きてくる。このような観点から、フローティング・ゾーン赤外線加熱方式により、Li$$_{2}$$O単結晶の育成を試み、直径8mm、長さ80mmの単結晶を作成することに成功した。なお、結晶の成長面は(111)面であった。

論文

The fundamental optical absorption edge and an estimation of the number of displaced atoms by the $$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)$$^{3}$$H reaction in Li$$_{2}$$O

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 川面 澄; 内田 勝也*; 菊地 昭*

Journal of Nuclear Materials, 73(1), p.127 - 128, 1978/01

https://doi.org/10.1016/0022-3115(78)90490-7
 被引用回数：11

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)焼結体の薄片を作成し、室温における光吸収を2000から200m$$mu$$にわたって測定し、基礎吸収端が4.1eV(3000A)であり、この波長領域には他の吸収帯は存在しないことを見出した。吸収端の値と、SeitzおよびKinchin-Peaseの理論にもとづいて、$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)$$^{3}$$H反応により生成するトリチウムとヘリウムの一反応あたりの原子はじき出し数を計算すると132となり、このはじき出し原子が照射によるLi$$_{2}$$の諸物性の変化に最も効果を及ぼしているものと指論した。

論文

The lattice energy of lithium monoxide

那須 昭一; 竹下 英文

Journal of Nuclear Materials, 75(1), p.110 - 114, 1978/01

https://doi.org/10.1016/0022-3115(78)90034-X
 被引用回数：9

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)中に生成するトリチウムおよびヘリウムの溶解度や、照射損傷欠陥の生成エネルギーを評価する際に、それらの評価の基礎データとなる格子エネルギーをボルン模型に基づいて計算し、次の結果を得た。静電エネルギー(マデルングエネルギー):3505.8kJ mole$$^{-}$$$$^{1}$$,斤力エネルギー:-658.6kJ mole$$^{-}$$$$^{1}$$,ファンデアワールズエネルギー100.9kJ mole$$^{-}$$$$^{1}$$,零点エネルギー-9.6kJ mole$$^{-}$$$$^{1}$$,格子エネルギー2938.5kJ mole$$^{-}$$$$^{1}$$,一方、熱化学的手法(ボルン・ハーバー・サイクル)により格子エネイルギーを求めると、1453.9kJ mole$$^{-}$$$$^{1}$$となった。このことは、Li$$_{2}$$Oの各イオンの有効電荷がLi$$_{2}$$$$^{+}$$O$$^{-}$$$$^{2}$$よりも、Li$$_{2}$$$$^{;}$$$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{4}$$O$$^{-}$$$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{8}$$であることを示唆している。

論文

Heat capacity of lithium oxide from 306 to 1073K

谷藤 隆昭; 塩沢 憲一; 那須 昭一

Journal of Nuclear Materials, 78(2), p.422 - 424, 1978/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(78)90464-6
 被引用回数：24

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)の比熱を、走査型断熱比熱測定装置を用いて、306から1073°Kにわたって測定した。比熱の測定値から、最小2乗法により比熱式を次式のように求めた。Cp=75.24+9.95$$times$$10$$^{3}$$T-25.05$$times$$10$$^{5}$$T$$^{-}$$$$^{2}$$,Jmole$$^{-}$$$$^{1}$$ この値を使って、各温度におけるエントロピー、エンタルピーおよびGibbsの自由エネルギー関数を求めた。

論文

Concentration profile of carbon atoms in Li$$_{2}$$O

那須 昭一; 塩沢 憲一; 倉沢 利昌

Journal of Nuclear Materials, 68(3), p.355 - 356, 1977/03

https://doi.org/10.1016/0022-3115(77)90264-1
 被引用回数：2

酸化リチウム、ペレット中の不純物炭素の分布状態を1.5MeV陽子の後方散乱法によりしらべ次の結果を得た。1.炭素原子からの寄与は一つの小さなピークとして観測され、その高エネルギー側のエッヂはペレット表面がこの寄与に対応していた。すなわち、不純物炭素はペレット内に一様に分布しておらず、ペレット表面に偏在していた。2.酸素原子およびリチウム原子のエッヂは、低エネルギー側へ移動していなかった。すなわち、炭素原子は、リチウムおよび酸素と化合物を作っていた。しかし、酸素原子のエッヂ附近のイールドが増えていないので、炭素リチウム(Li(O$$_{3}$$)は生成されていなかった。

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