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平野 耕一郎; 福田 誠*; 江里 幸一郎*; 徳永 和俊*
Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.415 - 419, 2023/11
ビームターゲットや核融合実験炉(ITER)のダイバータには、低放射化、高熱伝導率および高強度の特性を有する材料として、タングステンが使用されている。負水素イオンビームエネルギー3MeVの加速器を使用し、ITERの要求仕様を満たすタングステン材料に対して、加熱(3200
C)及び冷却(160C)の温度変化を5Hz周期で繰り返し与える多重照射試験を実施した。その結果、温度変化を繰り返すことによる膨張収縮により発生し、進展したと思われる突起や亀裂が試験片表面に観測された。本件では、加熱および冷却の温度変化を繰り返すような多重照射によるタングステンの熱疲労による損傷ついて調べたので、報告する。
斎藤 滋; 鈴木 和博; 小畑 裕希; Dai, Y.*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 34, p.101338_1 - 101338_9, 2023/03
被引用回数：3 パーセンタイル：41.50(Nuclear Science & Technology)固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からWとTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380C、はじき出し損傷量が10.2-35.0dpaであった。引張り試験の結果、WのうちW-Polyは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-Sinは10.2dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、10.3dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。
平出 哲也; 古田 光*; 鳥養 佑二*; 藤村 由希; 満汐 孝治*
JJAP Conference Proceedings (Internet), 9, p.011106_1 - 011106_7, 2023/00
低エネルギー重水素プラズマに暴露した多結晶タングステン(ITERグレード)試料を、
Naを陽電子源として用い、陽電子消滅寿命測定を実施した。重水素プラズマのエネルギーは低いため、その効果は表面付近のみに現れると予測された。しかしながら、プラズマに暴露した試料の陽電子消滅平均寿命は暴露処理していない試料よりも長くなった。さらに、試料が2mm程度の厚みであるにもかかわらず、プラズマを暴露した面ではない反対側の面の測定を実施しても、表面とほぼ同じ結果が得られた。タングステン中に水素や重水素が存在することで欠陥が導入されるという報告は今までにないが、この結果は試料内部において重水素の影響で欠陥が導入された可能性を示している。
Wang, J.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 鈴土 知明; 檜木 達也*; Alimov, V. Kh.*; Schwarz-Selinger, T.*
Journal of Nuclear Materials, 559, p.153449_1 - 153449_7, 2022/02
被引用回数：3 パーセンタイル：41.50(Materials Science, Multidisciplinary)タングステン(W)マトリックス中のクロム(Cr)添加が空孔形成と水素同位体吸蔵に及ぼす影響を調べるために、W-0.3Cr合金サンプルに6.4MeV Feイオンを523-1273Kの温度範囲で照射した。これらの弾き出し損傷サンプルを673KでD
ガスにさらした。Wマトリックスに0.3%のCrを添加すると、特に高温照射後の純Wと比較して重水素の吸蔵が大幅に減少した。1073Kで照射されたW-0.3Cr合金の陽電子寿命は、照射されていないものとほぼ同じであった。これらの事実は、0.3%のCr添加によって空孔タイプの欠陥の形成が抑制されたことを示している。
鈴土 知明; 都留 智仁
AIP Advances (Internet), 11(6), p.065012_1 - 065012_7, 2021/06
被引用回数：5 パーセンタイル：30.04(Nanoscience & Nanotechnology)本研究では、第一原理計算手法を利用して、モリブデン(Mo)とタングステン(W)の自己格子間原子(SIA)を他のBCC遷移金属と比較して解析した。特に、{110}平面上で
111
から110に向かって方向が傾いているダンベルに注目した。このような傾きは、グループ5のBCC金属(つまり、バナジウム,ニオブ,タンタル)でも
鉄では不安定になる。我々の第一原理シミュレーションでは、傾斜したダンベルがMoで111ダンベルよりもエネルギー的に安定であったが、Wの場合は111ダンベルがより安定になった。ただし、せん断や膨張などのひずみがある場合には、Wでも傾斜ダンベルがより安定になる可能性が示された。傾斜ダンベルは一般に111ダンベルよりも大きな移動障壁を持っているため、格子ひずみがこれらの金属のSIAの移動障壁に大きく影響を与える可能性があることを示唆された。
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(
U/
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(U/U)の測定精度も改善された。
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：22 パーセンタイル：88.10(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。
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：123 パーセンタイル：99.10(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。
鈴土 知明; 長谷川 晃*
Scientific Reports (Internet), 6, p.36738_1 - 36738_6, 2016/11
被引用回数：34 パーセンタイル：68.99(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。
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：11 パーセンタイル：67.12(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。
鈴土 知明; 山口 正剛; 長谷川 晃*
Journal of Nuclear Materials, 467(Part 1), p.418 - 423, 2015/12
被引用回数：49 パーセンタイル：96.48(Materials Science, Multidisciplinary)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。
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：14 パーセンタイル：71.70(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。
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。
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：5 パーセンタイル：16.54(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
550C)及び膜厚(2
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400450Cで形成される(001)結晶配向した柱状構造から成る厚さ1m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。
-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：29.07(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。
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：125 パーセンタイル：98.95(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、NbAl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。
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：19 パーセンタイル：76.30(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。
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：27.42(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, LiTiO, 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、LiTiO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、LiTiO中のNb, Al, Auの反応率は、各々2030%, 30%, 1030%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%, 530%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。
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。
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：61.69(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、213%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。
