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論文

The Interlaminar shear strength of FRPs under the influence of various radiation sources

S.M.Spiessberger*; K.Humer*; H.W.Weber*; E.K.Tschegg*; H.Gerstenberg*; 宇田川 昂

Advances in Cryogenic Engineering Materials, Vol.44, p.191 - 195, 1998/00

https://doi.org/10.1007/978-1-4757-9056-6_25

種々のGFRP積層板(S-ガラス繊維を双方向に配した補強材を持つエポキシまたはビスマレイミド樹脂)について、77Kのショートビームせん断試験を行うに先立ち、室温で2MeVの電子線並びに室温と5Kで異なる原子炉の放射線を用いて約270MGyの線量域まで照射した。低温照射した後試験片の半数は77Kで試験をする前に室温に戻すアニーリングを行った。積層板の層間せん断強度に対する異なる放射線源、照射温度、アニーリングサイクルに及ぼす影響についてそれぞれの結果を比較し、議論した。

論文

Observation of optical signals using optical fibers in operating fission reactor core

角田 恒巳; 四竈 樹男*; 鳴井 実*; 佐川 勉; 社本 尚樹*; 妻沼 孝司*

Proc. of Int. Conf. on Optical Technology and Image Processing in Fluid,Thermal and Combustion Flow, p.1 - 5, 1998/00

耐放射線性光ファイバの先端にサファイアセンサを取り付け、JMTR炉心で発光計測を行った。発光・分光などの光学的手法による炉心内計測の試みである。サファイアセンサからは420,690,860nmの発光ピーク及び700~1200nmに至る幅広い発光が観測された。また、光ファイバ自身の発光として、素材の石英(SiO$$_{2}$$)による420nmのピーク及び300~1800nmに広がるチェレンコフ光を観測した。これらの発光は原子炉の出力に比例する。また、原子炉の高出力領域では、サファイアからの長波長帯の熱放射光により、炉心内の$$gamma$$線レベル及び温度計測が可能であることがわかった。僅か径1mm程度以下の光ファイバとサファイアセンサの組合せにより、原子炉の炉心出力と炉心温度の両パラメータをモニタできる超小型センサとなり得る。

報告書

中性子エネルギースペクトル調整照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 高橋 五志生; 糸永 文雄; 石川 明義

JAERI-M 92-169, 26 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-169.pdf:2.76MB

原子炉中性子照射が構造材料の耐食性に与える影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の研究炉(ORR)において核融合炉第1壁条件を近似する中性子エネルギースペクトル調整照射を行った試料について、遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的再活性化(EPR)試験及び定電位電解試験を実施した。試験材料は316型ステンレス鋼であり、60,200,330,400$$^{circ}$$Cで約8dpaまで照射されたものである。電気化学的腐食試験の結果として;(1)EPR試験により、400$$^{circ}$$C照射材でのみ電位-電流曲線に再活性化ピークが認められた。しかし、このピークは粒界腐食によるものではなく粒内の腐食によるものであり、照射誘起偏析に起因すると考えられる。(2)定電位電解試験により、不純物元素の偏析によると考えられる粒界腐食が検出された。これらの結果を高速炉で照射した材料の電気化学的腐食試験の結果及び、照射後高温水中応力腐食割れの試験結果と比較検討した。

論文

Microstructural evolution of austenitic stainless steels irradiated in spectrally tailored experiment in ORR at 400°C

沢井 友次; P.J.Maziasz*; 金澤 浩之; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.712 - 716, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(92)90565-3
 被引用回数：10 パーセンタイル：67.8(Materials Science, Multidisciplinary)

はじき出し損傷と生成ヘリウムのバランスを実際の核融合炉での使用環境にあわせるため、熱中性子と高速中性子の比率を調整するスペクトル調整照射をORRで実施した。試料に用いた6種類のオーステナイトステンレス鋼は、今回の照射条件(400$$^{circ}$$C、7.4dpa)では、溶体化処理材にはスエリング挙動の差が認められたが、冷間加工材では、すべて良好な耐スエリング性を示し、浸漬密度試験においても、電子顕微鏡観察においても、ほとんど差が認められなかった。溶体化処理材の中でも改良ステンレス鋼は最も優れた耐スエリング性を示したが、高純度3元合金の0.86%をはじめ、大きなスエリングを示したものもある。より高照射量では、スエリング率がさらに増加することも大いに考えられ、400$$^{circ}$$Cという比較的低温においても核融合炉材料の選択には、スエリングを考慮すべきであることを示している。

論文

The Influence of surface phenomena on in-situ tritium release from lithium oxide

倉沢 利昌; 渡辺 斉

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.851 - 854, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(91)90222-S
 被引用回数：13 パーセンタイル：78.38(Materials Science, Multidisciplinary)

現在世界各国で原子炉照射下でのトリチウム放出実験が競っておこなわれている。しかしこれらの実験でのデータの一致は十分ではなく、その原因として照射材料の特性の違いと共に、表面における種々の機構の影響が指摘されている。本試験(VOM-31)では比表面積の異なる2種類の酸化リチウムを用い、450~800$$^{circ}$$Cの温度範囲で、スイープガス中の水素添加量を最大1%まで変えて、トリチウム放出におよぼすこれらの影響を調べた。その結果、原子炉照射下トリチウム放出では固体内部でのトリチウムの拡散と共に表面での過程が重要であることが明らかになった。その両者の寄与を拡散と表面反応の比より比較する式を導入し、データ解析を試みている。これによりそれぞれの機構が優勢である温度とスイープガス組成範囲が明らかになると期待できる。

論文

Recoil tritium reaction in solid hydrogen at ultralow temperatures

藤谷 善照*; 宮崎 哲郎*; 笛木 賢二*; 正木 信行; 荒殿 保幸; 佐伯 正克; 立川 圓造

Journal of Physical Chemistry, 95(4), p.1651 - 1654, 1991/00

https://doi.org/10.1021/j100157a028
 被引用回数：5 パーセンタイル：25.43(Chemistry, Physical)

JRRリドタンクにおいて中性子照射により生成した反跳トリチウム原子の反応を4.2K固体H$$_{2}$$-D$$_{2}$$中で研究した。4.2KJ$$_{2}$$-D$$_{2}$$中で反跳トリチウム原子の反応によるHTの収率を4.2KH$$_{2}$$-D$$_{2}$$の$$gamma$$線分解で生成されるH原子の収率と比較し、HTの生成は原子炉照射時の固体水素の$$gamma$$線分解によるH原子と熱化したT原子との再結合によるものではなく、反跳T原子によるH$$_{2}$$およびD$$_{2}$$からの引き抜き反応によると結論した。量子力学的トンネルにより熱化T原子の水素原子引き抜き反応の速度定数には4.2Kにおいて大きな同位体効果が予想される。一方、ホットT原子反応では同位体効果は現れない。固体水素中でのホットT原子反応による生成物の収率をホット原子反応と熱化原子反応に対する同位体効果の差から計算し、4.2K固体水素中では反跳トリチウムの90%以上が熱化する以前にホット原子反応により水素分子と反応すると結論した。

論文

Production of 40 TBq tritium using neutron-irradiated $$^{6}$$Li-Al alloy

棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 本石 章司; 岡根 章五; 須貝 宏行; 藤江 誠; 小野間 克行; 山林 尚道

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.198 - 203, 1988/02

https://doi.org/10.3327/jnst.25.198

改良したトリチウム分離捕集試験装置で、中性子照射した$$^{6}$$Li-Al合金ターゲットから1000Ci規模の製造試験を実施した。抽出、精製、回収工程で得られたトリチウムガスは、回収率約100%、化学的純度99%以上、同位体純度約95%と以前に報告した100Ciレベルでの結果を上回った。また、この試験中、設備外へのトリチウムの移行は、全く見られず、トリチウムの安全取扱い技術面でも向上した。

論文

The time dependence of in-situ tritium release from lithium oxide and lithium aluminate(VOM-22H experiment)

倉沢 利昌; 渡辺 斉; Hollenberg, G. W.*; 石井 慶信; 西村 昭彦; 吉田 浩; 成瀬 雄二; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 小西 哲之

Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.265 - 270, 1986/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(86)80048-4
 被引用回数：34 パーセンタイル：93.68(Materials Science, Multidisciplinary)

固体増殖材からのトリチウム放出は照射試料の置かれた環境やトリチウム測定装置の性能によって正確に測定できるかどうかが左右される。特にLi$$_{2}$$Oの場合には前回実験のVOM-15Hの結果からもスイープガス中の水分濃度に強く影響されることがわかっている。したがってVOM-22Hでは装置の改良を行った。特にトリチウムの還元については固体電解質セルの採用により応答性をよくした特長をもつ。本実験では試料温度を変えた時のトリチウム放出の時間依存性を調べた。その結果低い温度ではトリチウム放出は拡散のみに支配されていることが明らかになった。一方、より高温で変化の早い場合には電離箱等による遅れ時間を補正してやることが必要であることがわかった。 Li$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$のトリチウム放出を比較した時、同じ大きさの結晶程度をもつ試料では約300$$^{circ}$$C低い温度でLi$$_{2}$$Oからのトリチウム放出がおこることが明らかになった。これはLi$$_{2}$$Oがトリチウム増殖材として優秀であることを明確にしている。

論文

Tritium centers in neutron-irradiated L$$_{i}$$.F studied by ESR spectroscopy and dissolution in deuterated nitric acid

荒殿 保幸; 中島 幹雄; 佐伯 正克; 立川 圓造

Radiochimica Acta, 37, p.101 - 106, 1984/00

https://doi.org/10.1524/ract.1984.37.2.101

原子炉照射フッ化リチウム中に生成するトリチウムの溶存状態と熱拡散放出にいたる過程を、ESR測定、重硝酸溶液への溶解および熱アニーリング法により検討した。未処理試料には、5つの溶存種、T$$^{0}$$,T$$^{-}$$,T$$^{+}$$,HT,T$$_{2}$$,が存在するが、それらの相対量は熱アニーリング温度によって変化し、350$$^{circ}$$Cでは95%以上がTs$$^{-}$$として安定かする。しかしこのTs$$^{-}$$は350$$^{circ}$$C以上では分解をはじめ、分解後には、溶解に際し、labile-Tを与える化学種となる。Ts$$^{-}$$の分解後に拡散放出が起る。

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; トリチウムの除去とモニタリング

吉田 浩; 松井 智明; 倉沢 利昌; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 梶本 与一; 後藤 孝徳; 渡部 孝三; 成瀬 雄二; 渡辺 斉

JAERI-M 83-204, 29 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-204.pdf:1.0MB

酸化リチウムのトリチウム増殖材としての性能を評価する研究の一環として、JRR-2(VT-10照射孔)を利用した酸化リチウムペレットの照射下トリチウム放出試験を実施した。試験期間は昭和58年5月~8月における4サイクルであり、この間のトリチウム生成量は約31Ci(観潮値)に達した。本試験では、比較的高濃度(定常値;約5$$mu$$Ci/cm$$^{3}$$)のトリチウムガスを連続して取扱うため、作業者の被曝防止及び環境への放出低減化の観点から、実験装置のトリチウム回収・測定部をフード内に格納するとともに実験ガス中のトリチウムを捕集するためのトリチウム除去装置を設置している。本報告書は、照射下トリチウム放出試験に際して行ったトリチウム除去装置性能試験の結果並びにトリチウムのモニタリングの方法と結果についてまとめたものである。

報告書

原子炉照射したUO$$_{2}$$からの真空昇華法による$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造研究

棚瀬 正和; 本島 健次*

JAERI-M 9753, 39 Pages, 1981/10

JAERI-M-9753.pdf:1.28MB

核医学の分野で大量に使用されている$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Tcの需要を満たすため、その新核種である$$^{9}$$$$^{9}$$Moの大量製造を目ざした製造技術開発を行った。ターゲット物質として、UO$$_{2}$$ペレットを選択した。原子炉照射で得られた核分裂生成物$$^{9}$$$$^{9}$$Moの分離は、真空昇華法という新しい方法を開発し、実施した。照射から$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製品を得るまでの過程と製造装置化、遠隔化を含めた幅広い研究を行った。UO$$_{2}$$の被覆はAlまたはジルカロイー2管で行い、原子炉照射、冷却したのち、それぞれ開封する。UO$$_{2}$$をO$$_{2}$$雰囲気中、約600 $$^{circ}$$Cで加熱し、粉末状のU$$_{3}$$O$$_{8}$$へ変換後、真空化、約1300 $$^{circ}$$Cに昇温し、$$^{9}$$$$^{9}$$Moを昇華・回収する。この部分では、$$^{9}$$$$^{9}$$Moの昇華挙動や$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの捕集・回収などの基礎研究を行った後、実規模装置による$$^{9}$$$$^{9}$$Mo回収や遠隔化の概念設計を行った。上記方法で得られた$$^{9}$$$$^{9}$$Mo粗製品を精製し、1バッチ、約50Ciの$$^{9}$$$$^{9}$$Moを製造することができる。また、副産物$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Teの有効利用として、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Iのミルキングも検討した。

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