General properties on compatibility between Be-Ti alloy and SS 316LN

土谷 邦彦; 内田 宗範*; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1057 - 1063, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.069

核融合原型炉の中性子増倍材料として期待されているBe-TiやBe-Vのようなベリリウム系合金は、高温で使用可能で化学的安定な先進材料として注目されている。そこで、ベリリウム系合金(Be-Ti)と構造材料(SS316LN)との両立性試験を行い、その両立性及び反応素過程について調べた。Be-Ti系合金としては、BeTi相とBe相が共存するBe-5at%Ti及びBe-7at%Tiを用いた。接触面のX線回折の結果、反応生成物はBeNi及びBeFeであった。SEM観察の結果、2種類のBe-Tiとも、800C1000時間の反応層厚さは100m程度と、Be単体(反応層厚さ:約300m)と比較して小さく、これらのBe-Ti系合金が良好な両立性を有することを明らかにした。この結果、BeTi相とBe相が共存するBe-Ti系合金は、高温での両立性に良好な特性を有することが示された。

Compatibility test between BeTi and LiTiO

中道 勝; 河村 弘; 内田 宗範*

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.257 - 261, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00350-8

ベリリウム金属間化合物は、高温下における機械的特性,高温水との両立性等の観点から、核融合原型炉での中性子増倍材料として有望視されている。原型炉ブランケットの設計では、トリチウム増殖比向上の観点から、中性子増倍材料とトリチウム増殖材料の微小球を混合充填することが考えられているが、この場合、中性子増倍材料とトリチウム増殖材が互いに接触するため、これらの両立性を評価することが必要不可欠である。そこでベリリウム金属間化合物(BeTi)とトリチウム増殖材料(LiTiO)との両立性試験とあわせて、比較のため金属ベリリウム(Be)とLiTiOとの両立性試験を実施した。その結果、Beの場合にはLiTiOからBe中へのLiの拡散が認められたが、BeTiではLiの拡散が認められなかった。本結果から、BeTiはBeよりもLiTiOとの両立性に優れていることを明らかにした。

放射性廃棄物処分システムにおいてセメントに期待される役割

田中 知*; 長崎 晋也*; 大江 俊昭*; 廣永 道彦*; 村岡 進; 油井 三和*; 妹尾 宗明*; 藤原 愛*; 芳賀 和子*; 坂本 浩幸*; et al.

日本原子力学会誌, 39(12), p.1008 - 1018, 1997/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.39.1008

セメント系材料は、既に実施されている低レベル廃棄物処分ばかりではなく、高レベル廃棄物やTRU廃棄物の処分システムの成立性を考える上でも重要な人工バリア要素である。しかしながら、それらの放射性核種の閉じ込め性や長期的な処分環境下での安定性、他材料との両立性など更に明らかにすべき課題が残されている。本稿は原子力産業界及びセメント産業界において、放射性廃棄物の処理処分分野に携わっている人々や関心を有している人の共通認識を醸成するためにその現状と今後の課題を整理したものである。

Reactivity test between beryllium and copper alloys

坂本 直樹*; 斎藤 滋; 加藤 将和*; R.Solomon*; 河村 弘

Proc. of 5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interaction, 0, p.207 - 214, 1996/00

ベリリウムは、核融合炉の第一壁及びダイバータ等のプラズマ対向材料として注目されている。特に、ダイバータとして利用される場合は、銅合金との接合による強制冷却が想定されている。この場合、ベリリウムと銅合金の両立性が問題となる。本研究では、これらの観点から、ベリリウムと無酸素銅、ベリリウム銅及びアルミナ分散強化銅との両立性を調べた。この結果、何れの銅合金についても相及び相が400Cから生成し、加えて700Cでは相が確認された。また、アルミナ分散強化銅については顕著な反応が見られた。

高温工学試験研究炉用熱電対のセラミックコート試験

荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 川上 春雄*; 石井 正美*

FAPIG, 0(125), p.19 - 27, 1990/07

高温工学試験研究炉の炉心出口温度計測用熱電対の黒鉛との共存性を確保するため、熱電対シース材に各種のセラミックスコーティングを行い、それらの高温黒鉛との共存性(反応の有無、コーティング膜の健全性など)を試験した。ヘリウム中1200C、3000時間の試験の結果、シース材表面にジルコニアのプラズマ溶射膜を被覆することにより黒鉛との回相拡散反応が抑制されることがわかった。熱電対としての安定性はN型熱電対素称/ナイクロシルシースの組合わせが最もすぐれていた。シース内面では、絶縁材であるマグネシアとの反応による局部腐食が発生していたが、腐食深さは60m以下であり、実用上問題がない。なお、本論文の内容は1989年原子力学会年会および1990年原子力学会年会で発表済の範囲のものである。

耐熱金属とグラファイトおよび核燃料との炉外両立性試験

村岡 進

JAERI 1258, 45 Pages, 1979/02

JAERI-1258.pdf:3.17MB

Taとグラファイト、UOおよびUC、ハステロイXとグラファイトの炉外における両立性試験の結果をまとめた。Taグラファイトの反応によって生成されるTaC、Ta炭化物の層成長速度から両者におけるCの拡散係数を求めた。その結果、両者のアレニウスプロットにおいて1800C付近に折れ曲がりが見られ、特にTaのそれの鋭いことが見い出された。Taと化学量論組織のUO両立するが、TaとUCは反応性に富み、1600C以上ではTa中にCにみならずUの侵入速度がCのそれを凌駕していることが判った。ハステロイXについてトレーサー法により、浸炭材構を調べたところ、合金中の浸炭は粒界拡散が先行して進むことが分かった。また、雰囲気中に存在する酸素が、この浸炭に関して保進する作用と抑制する作用の全く相反する寄与一内部酸化領域では、促進、表面酸化膜中では抑制一をすることが判明した。

Reaction of molybdenum and molybdenum-base alloy with sintered LiO pellets

竹下 英文; 倉沢 利昌; 村岡 進; 那須 昭一; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

Journal of Nuclear Materials, 80(2), p.249 - 252, 1979/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(79)90187-9

酸化リチウムの焼結ペレットとモリブデンおよびモリブデン合金(TZM)の反応性を800~1100Cの温度範囲にわたって調べた。反応は950C付近から認められ、1000Cを越えると顕著に進行した。反応によってモリブデンおよびTZMの表面には反応生成物層が形成され、生成物は主としてLiMoOであることがX線回折により同定された。またTZMはモリブデンに較べやや高い反応性を示した。

Mass spectrometric study of the evaporation of LiFeO as a corrosion product in the compatibility experiment of LiO pellets with Fe-Ni-Cr alloys

竹下 英文; 大道 敏彦; 那須 昭一; 渡辺 斉; 笹山 龍雄; 前多 厚

Journal of Nuclear Materials, 78(2), p.281 - 288, 1978/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(78)90449-X

酸化リチウム(LiO)ペレットとFe-Ni-Cr合金との両立性実験において同定された腐食生成物のひとつLiFeOの蒸気圧および蒸発分子種を質量分析計により1200-1500Kの温度範囲にわたって測定した。融点以上におけるLiFeOの蒸発過程は、LiFeO(l)LiFeO(S)+4Li(g)+O(g)で進行することを見出した。また熱力学第3法則によりLiFeOの298Kにおける標準エンタルピーを計算し、1950kJ/molの値を得た。一方、昇華過程は均一蒸発(Congruent)過程で進行することが示唆されたが詳細な同定はできなかった。

Thermodynamic activity of carbon in molybdenum-containing uranium carbide

宇賀神 光弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(6), p.381 - 384, 1975/06

https://doi.org/10.3327/jnst.12.381

モリデブンを含む炭化ウラン中の炭素の熱力学的活量をU-Mo-C系の相平衝を用いて計算し、オーステナイト系不銹鋼のそれと比較した。炭化ウラン中の炭素活量はモリデブンの化学形と濃度とに依存して変化することがわかった。即ち、過剰の炭素がUC.5あるいはUCとして依存するときは、モリデブンは炭素活量に影響しないがUC中にUMoCあるいはUMoC.7としてモリデブンが存在するときは、炭素活量を著しく低下させる。後者の場合には不銹鋼との両立性のよいことが推定された。

Kinetics of carbon transfer governing compatibility between uranium carbide and stainless steel bonded with sodium

西尾 軍治; 下川 純一

Journal of Nuclear Materials, 47(1), p.87 - 94, 1973/01

https://doi.org/10.1016/0022-3115(73)90190-6

この研究は、炭化物系燃料とステンレス綱の両立性を支配する炭素移行現象の機構を解明するため遂行した。Naが充填されたNiカプセル内にCでラベルしたUC燃料とステンレス綱を挿入、その系を750Cで加熱、適当な時間間隔で取り出した綱中の放射能を測定、綱内に浸炭したCの濃度分布を求めた。浸炭現象に起因した濃度分布式は、炭化物燃料から綱への炭素の移行が『燃料内UC中の炭素のNaによる溶解』による脱炭現象とステンレス綱の浸炭が『炭素原子の粒界拡散』によるものとしたモデルより求められた。実験から得られたCの分布値は、このモデルより計算した値と比較的良く一致し、この結果から燃料の脱炭速度が鋼の浸炭の度合を律していること、また鋼の浸炭は、粒界にそって生長してゆくことがあきらかとなった。

安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発,5; 模擬燃料と被覆管材料の化学的両立性

原田 誠; 高木 聖也; 高野 公秀

no journal, , 

核変換用窒化物燃料の被覆管材料として、耐照射性及び高温強度に優れるT91フェライト鋼が候補となっている。しかし、窒化物燃料とT91フェライト鋼の化学的両立性に関するデータは不足している。化学的両立性を評価することは、原子炉通常運転における燃料の健全性を担保するだけでなく、過酷事故における事象進展を理解する上でも重要となる。そこで本研究では模擬窒化物燃料と被覆管材料について、被覆管溶融温度での短時間の反応試験及び通常運転温度(773K, 923K, 1023K)での長時間の反応試験を行った。試料は、模擬窒化物燃料としてZrNとDyZrNの焼結体を、被覆管材料としてT91フェライト鋼とSUS316Lオーステナイト鋼を用いた。反応試験後にSEM/EDXにより断面観察及び元素分析を行った。被覆管溶融状態の試験では、どちらの加熱方法でも反応層は確認されなかったが、模擬燃料から脱離した粒子が界面付近の被覆管層で観察された。通常運転温度での長期試験では、すべての条件で反応層及び相互拡散は確認できなった。どちらの試験においても反応層が確認できなかったことから被覆管材料と模擬燃料の化学的両立性は良好であることがわかった。