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論文

表面電離型質量分析計に用いられるフィラメントの表面状態のウラン同位体比測定に及ぼす影響

田口 茂郎; 宮内 啓成*; 堀籠 和志; 山本 昌彦; 久野 剛彦

分析化学, 67(11), p.681 - 686, 2018/11

表面電離型質量分析法において、フィラメント中の不純物を放出し、バックグラウンドの影響を最小限に抑えるために、脱ガスは重要な処理方法の1つである。本研究では、通電加熱処理によるタングステンフィラメントの表面変化が、ウラン同位体($$^{235}$$U/$$^{238}$$U)測定へ与える影響について調査した。その結果、タングステンフィラメントの通電加熱処理は、フィラメント表面を平滑にする効果があり、試料固着状態の改善効果もあることが判明した。さらに、これに伴い、ウラン同位体($$^{235}$$U/$$^{238}$$U)の測定精度も改善された。

論文

First-principles study of solvent-solute mixed dumbbells in body-centered-cubic tungsten crystals

鈴土 知明; 都留 智仁; 長谷川 晃*

Journal of Nuclear Materials, 505, p.15 - 21, 2018/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:35.59(Materials Science, Multidisciplinary)

タングステン(W)は、将来の核融合炉のプラズマ対向材料として有望視されており、W合金の耐放射線性を向上させその機械的特性を改善するための最適な合金成分を選択することが重要な課題である。本研究では、W結晶中の溶媒と溶質の混合ダンベルを第一原理計算によって調査した。その結果、チタン, バナジウム, クロムはW材の延性を低下させる原因となる照射誘起析出を起こさずに、空孔と格子間原子の再結合を促進させるため、照射効果という観点からではW材の合金元素として望ましいことがわかった。

論文

Recent advances in modeling and simulation of the exposure and response of tungsten to fusion energy conditions

Marian, J.*; Becquart, C. S.*; Domain, C.*; Dudarev, S. L.*; Gilbert, M. R.*; Kurtz, R. J.*; Mason, D. R.*; Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Snead, L. L.*; et al.

Nuclear Fusion, 57(9), p.092008_1 - 092008_26, 2017/06

 被引用回数:32 パーセンタイル:0.52(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER後に計画されているDEMO炉の構造材料は、これまでにないような照射、熱条件にさらされる。このような極限環境を実験的に模擬することはできないが、計算科学的な方法によって材料挙動を研究し実験的方法を補足することができる。高温や照射に対するすぐれた耐性から、タングステンは第一壁やダイバータ等のプラズマ対向面の材料として最善の候補とされている。このレビューではプラズマ対向材および高速中性子に照射されるバルク材としてのタングステンの最近の計算科学によるモデリングの成果についてまとめた。特に、計算科学的な方法によるいくつかの顕著な発見に重点を置き、残された将来の課題を指摘した。

論文

Suppression of radiation-induced point defects by rhenium and osmium interstitials in tungsten

鈴土 知明; 長谷川 晃*

Scientific Reports (Internet), 6, p.36738_1 - 36738_6, 2016/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.14(Multidisciplinary Sciences)

照射耐性が強い材料を開発することは原子力材料への応用にとって重要であり、そのため照射欠陥の発達モデルを構築することが望まれている。我々は第一原理計算とキネティックモンテカルロ法を応用して、ある種の溶質元素をタングステンに添加することにより格子間原子の移動次元を変化させて照射効果を軽減するメカニズムを示すことに成功した。自己格子間原子が1次元運動するすべての体心立法格子の金属にこのメカニズムをあてはめることができるため、ここで得られた結果は原子力材料に使われる照射耐性の合金を計算科学によって探索するための一つのガイドラインとなりうる。

論文

Deuterium permeation behavior for damaged tungsten by ion implantation

大矢 恭久*; Li, X.*; 佐藤 美咲*; 湯山 健太*; 小柳津 誠; 林 巧; 山西 敏彦; 奥野 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.402 - 405, 2016/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:22.66(Nuclear Science & Technology)

3keV重水素イオンと10keV炭素イオンを照射したタングステンの重水素透過挙動を調べた。重水素イオンと炭素イオンを照射したタングステンにおいては、未照射タングステンと比して、重水素透過が明確に減少した。しかし、重水素のみを照射したタングステンでは1173Kまで加熱することにより未照射タングステンと同等にまで重水素透過が回復した一方で炭素イオンのみを照射したタングステンでは回復しなかった。このことから、タングステン中の炭素の存在はタングステン中の重水素の透過経路回復を妨げることが示唆された。さらに、TEM分析から1173Kではボイドの成長がみられるものの消滅していないことから、タングステン中の照射ダメージが回復してないことがわかり、この照射ダメージが水素透過挙動に大きな影響は及ぼさないことが示された。

論文

Migration of rhenium and osmium interstitials in tungsten

鈴土 知明; 山口 正剛; 長谷川 晃*

Journal of Nuclear Materials, 467(Part 1), p.418 - 423, 2015/12

AA2015-0099.pdf:0.62MB

タングステンは将来の核融合炉のプラズマ対向被覆材として期待されている。しかしながら、材料を硬化させる照射誘起析出の発生が実用化に向けて課題とされている。照射誘起析出現象の出現を精度良く予測するには、レニウムやオスミウム等の照射下で核変換反応より生成される溶質原子の運動を把握することが重要である。本論文では、我々はアトミックキネティックモンテカルロ法を用いてこれらの溶質原子の運動を計算機シミュレーションより解析した。なお、溶質原子はタングステンと混合ダンベルを作っていると仮定した。解析の結果、回転障壁エネルギーが低いためこれらの混合ダンベルは3次元運動になり、その障壁エネルギーが拡散係数に大きく影響することがわかった。また、それらの3次元運動は空孔等の球状の欠陥の運動のような単純な運動モデルに帰結することができないことがわかった。

論文

Modification of vacuum plasma sprayed tungsten coating on reduced activation ferritic/martensitic steels by friction stir processing

谷川 博康; 小沢 和巳; 森貞 好昭*; Noh, S.*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2080 - 2084, 2015/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:27.12(Nuclear Science & Technology)

核融合炉内機器のプラズマ対向壁材料として有力視されているタングステン(W)皮膜形成法として真空プラズマ溶射(VPS)法が現実的手法として期待されている。しかし、VPS-Wでは空孔率が高いことから、バルクWに比べて熱伝導率が著しく引く、強度も低くなる、といった課題を示している。そこで本研究では、VPS-W皮膜の摩擦撹拌処理(FSP)による強化を試みた。その結果、FSP処理により空孔率が低く、バルクW並の強度と熱伝導率を有する細粒Wに強化することに成功した。

論文

ITERでフルタングステンダイバータを導入するにあたって解決すべき問題とその対策

仲野 友英

プラズマ・核融合学会誌, 91(3), p.191 - 196, 2015/03

国際トカマク物理活動のスクレイプオフ層とダイバータ物理専門家会合での議論に基づき、ITERでフルタングステン・ダイバータを導入するにあたって解決すべき課題とその対策について述べる。フルタングステン・ダイバータの損傷・溶融を防ぐには、ダイバータ形状の工夫とともに、特にディスラプションや周辺局在化モードによるパルス的熱負荷の緩和が重要である。一方で、緩和措置がプラズマに与える影響も考慮する必要がある。つまり、フルタングステン・ダイバータへの損傷・溶融を抑えつつ、主プラズマでは良好な閉じ込めを維持する緩和手法を開発しなければならない。水素・ヘリウムプラズマ運転期には、そういった統合的なプラズマの制御を視野に入れて、プラズマ運転を習熟することが重要である。

論文

Structural and gasochromic properties of WO$$_{3}$$ films prepared by reactive sputtering deposition

山本 春也; 箱田 照幸; 宮下 敦巳; 吉川 正人

Materials Research Express (Internet), 2(2), p.026401_1 - 026401_8, 2015/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:84.93(Materials Science, Multidisciplinary)

有機ハイドライド(シクロヘキサン等)は、水素を可逆的に放出・吸蔵できることから水素の貯蔵・輸送媒体として有望視されている。しかし、揮発した有機ハイドライドは、可燃性ガスであるため、漏洩する有機ハイドライドを安全に検知するセンサーの開発が求められている。本研究では、揮発した有機ハイドライドを光学的に検知できる材料の開発を目的に、反応性スパッタリング法を用いて石英基板上に三酸化タングステン膜を成膜時の基板温度(300$$sim$$550$$^{circ}$$C)及び膜厚($$sim$$2$$mu$$m)をパラメータに作製し、濃度5%のシクロヘキサンに対する着色特性を系統的に調べた。その結果、基板温度が400$$sim$$450$$^{circ}$$Cで形成される(001)結晶配向した柱状構造から成る厚さ1$$mu$$m程度の三酸化タングステン膜が光学検知に適していることを明らかにした。

論文

Development of an H$$^{-}$$-ion source for the High-Intensity Proton Accelerator (J-PARC)

小栗 英知; 上野 彰; 滑川 裕矢*; 池上 清*

Review of Scientific Instruments, 77(3, Part2), p.03A517_1 - 03A517_3, 2006/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.67(Instruments & Instrumentation)

原研では2001年より高エネルギー加速器研究機構と共同で大強度陽子加速器計画(J-PARC)を開始している。J-PARCの第1期では、リニアックにてビーム電流30mA,デューティーファクタ1.25%の負水素イオンを加速する。LaB6フィラメントを使用したJ-PARC用負イオン源は、セシウム未添加状態にて定常的にビーム電流35mA以上,デューティーファクタ0.9%のビーム供給を行っている。デューティーファクタはJ-PARC要求値の1/3であるが、LaB6フィラメントの交換頻度は半年に1回程度である。一方、J-PARCにおいてセシウム添加状態にて72mAのビームを発生できる負イオン源を使用し、タングステンフィラメントの寿命測定を実施した。その結果、J-PARCの目標である500時間連続運転を達成できる見込みを得ることができ、タングステンフィラメントを使用したセシウム未添加型負水素イオン源もJ-PARC用イオン源の候補になり得ることがわかった。現在、セシウム未添加型タングステンフィラメント負水素イオン源のビーム試験を実施しており、本会議ではその結果について報告する。

論文

Progress in the blanket neutronics experiments at JAERI/FNS

佐藤 聡; Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 中尾 誠*; 和田 政行*; 久保田 直義; 近藤 恵太郎; 山内 通則*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1183 - 1193, 2006/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.98(Nuclear Science & Technology)

原研FNSでは、発電実証ブランケット開発に向けて、中性子工学実験を行っている。おもに、ブランケットモックアップ積分実験によるトリチウム生成率検証,クリーンベンチマークベリリウム積分実験,トリチウム生成率測定手法の国際比較を行ってきた。現在、タングステン,低放射化フェライト鋼,水,チタン酸リチウム,ベリリウムから成る試験体を用いて、ブランケットモックアップ積分実験を行っている。5, 12.6, 25.2mm厚のタングステンアーマを設置することにより、積算したトリチウム生成量は、アーマ無しの場合と比較して、約2, 3, 6%減少することを確認した。原研が進めているブランケット設計では、トリチウム増殖率の減少は2%以下と予測され、許容範囲である。反射体無しの実験では、モンテカルロコードによる積算したトリチウム生成量の計算値は、実験値と比較して4%以内で一致しており、高精度にトリチウム生成量を予測できることを明らかにした。クリーンベンチマークベリリウム積分実験では、厚さ約30cmの体系において、放射化箔やペレットによる各種反応率の計算結果は、実験結果と10%以内で一致することを明らかにした。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:100 パーセンタイル:0.62(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

Experimental studies on tungsten-armour impact on nuclear responses of solid breeding blanket

佐藤 聡; 中尾 誠*; Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 久保田 直義; 近藤 恵太郎; 山内 通則*; 西谷 健夫

Nuclear Fusion, 45(7), p.656 - 662, 2005/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.17(Physics, Fluids & Plasmas)

タングステンアーマの核融合炉ブランケットトリチウム増殖率(TBR)への影響を実験的に評価するため、原研FNSを用いたDT核融合線源による中性子工学実験を行った。F82H, Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$, Beから成る試験体を組立、DT核融合中性子照射実験を行った。タングステンアーマ無しの場合、及び有りの場合(厚さ12.6及び25.2mm)の3種類の試験体を用いた。金属箔をあらかじめ試験体中の各境界面に設置し、照射後、高純度Ge検出器を用いて、各種反応率を評価した。同様に、炭酸リチウムペレットを、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$中に設置し、照射後、液体シンチレーションカウンターを用いて、トリチウム生成率(TPR)を評価した。25.2mm厚のタングステンを設置することにより、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$中のNb, Al, Auの反応率は、各々20$$sim$$30%, 30%, 10$$sim$$30%減少した。12.6mm厚のタングステンを設置した場合は、各々20%, 20%, 5$$sim$$30%減少した。25.2及び12.6mm厚のタングステンを設置することにより、TPRは最大で15及び13%、積算で8及び3%減少した。原研が提案しているブランケット設計においては、5mm厚以下のタングステンアーマであるならば、本実験結果からTBRの減少は2%以下と予測できる。

論文

Compatibility of lithium oxide single crystals with tungsten sputtered films; The Effect of passivation films

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。

論文

Neutronics experiments using small partial mockups of the ITER test blanket module with a solid breeder

佐藤 聡; Verzilov, Y. M.; 中尾 誠*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 西谷 健夫

Fusion Science and Technology, 47(4), p.1046 - 1051, 2005/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:30.52(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットでは、1以上のTBRを生成することが必要である。TPRの計算精度を検証し、またタングステン(W)アーマのTPRへの影響を実験的に検証するために、ITERテストブランケットモジュール小規模部分モックアップを用いて、FNSのDT中性子線源による中性子照射実験を行った。F82H,チタン酸リチウム,Beから成るモックアップを用いて実験を行った。Wアーマ無し,12.6及び25.2mmのWアーマを設置した場合の3種類のモックアップを用いて実験を行った。ステンレスの反射体容器の有無に関して、条件を変えて実験を行った。モンテカルロ計算によるTPRは、実験結果と反射体有りの場合で13%、無しの場合で2%の範囲内で一致した。反射体無しの場合、高精度でTPRを評価できることが明らかとなった。反射体有りの場合は、後方散乱中性子に関する断面積の評価誤差により、計算精度が悪くなっている。実際の核融合炉に比べて、本実験では後方散乱中性子の寄与が大きく、したがって、設計計算におけるTBRの予測精度は、2$$sim$$13%の範囲内と結論できる。25.2及び12.6mm厚のWアーマを設置することにより、厚さ12mmのチタン酸リチウム中の積算のTPRは各々、8%及び3%減少した。5mm厚以下のWアーマであるならば、TBRの減少は2%以下と予測できる。

報告書

大強度陽子加速器用負イオン源のフィラメント寿命試験

小栗 英知; 滑川 裕矢*

JAERI-Tech 2004-053, 35 Pages, 2004/07

JAERI-Tech-2004-053.pdf:1.33MB

原研とKEKが共同で推進する大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、物質科学,原子核物理,原子力工学の分野において最先端の研究を行うため、世界最高の陽子ビーム強度を持った加速器群を建設することを目指している。この加速器用の負水素イオン源には、ビーム電流60mA以上,エミッタンス0.20$$pi$$mm・mrad以下,デューティーファクター2.5%のビーム引き出しが要求され、さらに連続500時間のビーム供給が必要とされる。原研ではこれまで、J-PARCで用いる負イオン源の研究開発を進めてきた。その結果、セシウム添加状態において負イオンビーム電流72mA,規格化RMSエミッタンス0.15$$pi$$mm・mradのビーム引き出しに成功し、必要なイオン源の基本ビーム性能を達成した。今回は、本イオン源のメンテナンス頻度を決める要因の一つであるソースプラズマ生成用フィラメント陰極について、寿命試験を実施した。その結果、アークパワー30kW,デューティーファクター3%の典型的な運転条件で、フィラメントの寿命は258時間有ることを確認した。さらに、フィラメント電源とアーク電源の接続方法の変更やフィラメント形状の最適化により、寿命を800時間以上に延伸できる見通しを得た。

論文

Neutronics experiments for DEMO blanket at JAERI/FNS

佐藤 聡; 落合 謙太郎; 堀 順一; Verzilov, Y. M.; Klix, A.; 和田 政行*; 寺田 泰陽*; 山内 通則*; 森本 裕一*; 西谷 健夫

Nuclear Fusion, 43(7), p.527 - 530, 2003/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.89(Physics, Fluids & Plasmas)

原研FNSのDT核融合中性子線源を用いて、原型炉ブランケットに関する中性子工学実験を行った。ブランケット内トリチウム生成実験とシーケンシャル反応断面積測定実験を行った。「ブランケット内トリチウム生成実験」核融合原型炉の増殖ブランケット模擬体系積分実験を実施し、生成トリチウムに対する測定値と計算値の比較・検討を行った。モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと核データJENDL-3.2による計算値は実験値より1.2~1.4倍過大評価であり、その原因解明のために、ベリリウムの(n, 2n)反応の二重微分断面積については再検討の必要性を示す結果が得られた。「シーケンシャル反応断面積測定実験」冷却水からの反跳陽子による冷却水配管表面のシーケンシャル反応率を、鉄,銅,チタン,バナジウム,タングステン,鉛に対して測定した。冷却水配管表面のシーケンシャル反応率は、材料自身のシーケンシャル反応率に比べて、一桁以上増加することを明らかにした。

論文

Tritium permeation study through tungsten and nickel using pure tritium ion beam

中村 博文; 洲 亘; 林 巧; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.679 - 684, 2003/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:29.91

核融合炉においては構成材料からのトリチウムの透過評価が安全確保のうえで重要である。このためプラズマ対向材料であるタングステンと代表的材料である鉄及びニッケルについて純トリチウムのイオン注入透過挙動に関する実験的研究を行った。また、全く同一の装置・条件下で重水素のイオン注入透過挙動の測定を行い、同位体効果の調査を行った。定常透過量に関しては、トリチウムと重水素で顕著な差は無くほぼ同様であるとの結果を得た。過渡挙動の解析からは、タングステン及びニッケル中のトリチウムの拡散係数が700Kの測定温度範囲内において重水素の係数より数%から数十%大きいという結果を得た。また、拡散の活性化エネルギーについては、トリチウムに関し、ニッケルでは重水素より5kJ/mol程度小さく、タングステンでは逆に5kJ/mol程度大きい値を得た。これらの過渡挙動解析から得た結果は、拡散係数が質量の1/2乗に逆比例し活性化エネルギーは等しいとする古典拡散理論を単純には適用できないことを示すものである。

論文

Impact of armor materials on tritium breeding ratio in the fusion reactor blanket

佐藤 聡; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.690 - 695, 2003/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.6

核融合炉ブランケットのトリチウム増殖率は、アーマ材により大きく影響されることが予想される。核融合炉全体で1以上のトリチウム増殖率を得ることが必要であるが、それを達成するブランケットの開発が重要課題である。本研究ではモンテカルロ計算によりアーマ材のトリチウム増殖率への影響を体系的に調べた。核融合実証炉用のアーマ材として有望なタングステンを、原研が開発を進めている固体増殖材ブランケット表面に設置した場合のトリチウム増殖率への影響を、アーマ材の厚さを関数として、定量的に明らかにした。タングステンをアーマ材として用いた場合トリチウム増殖率は減少するのに対して、核融合実験炉用のアーマ材として有望なベリリウムを用いた場合、トリチウム増殖率が増加することがわかった。

論文

Mechanical properties of HIP bonded W and Cu-alloys joint for plasma facing components

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12

 被引用回数:28 パーセンタイル:12.08

現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000$$^{circ}C$$・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。

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