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那須 昭一*; 永田 晋二*; 吉井 樹一郎*; 高廣 克己*; 菊地 直人*; 草野 英二*; Moto, Shintaro*; 山口 貞衛*; 大橋 憲太郎*; 野田 健治; et al.
粉体および粉末冶金, 52(6), p.427 - 429, 2005/06
酸化リチウムは核融合炉のトリチウム増殖材料の候補材料である。表面をアルミニウム,シリコン又はチタンの保護膜で覆った酸化リチウム単結晶とその上につけたタングステン膜との化学的両立性をラザホード後方散乱法より調べた。保護膜のない酸化リチウムでは573Kで1分及び623-673Kで1分の加熱でタングステンとの化学反応が見られた。一方、保護膜をつけた酸化リチウムでは、すべての試料について、573Kにおける1分の加熱で少量のタングステンが保護膜や酸化リチウム中へ拡散することが見られたが、その後の623Kから723Kの加熱において顕著な拡散は見られなかった。このことから、アルミニウム,シリコン又はチタン保護膜は酸化リチウムをタングステンとの反応から保護するために有用であると考えられる。
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。