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報告書

核融合炉燃料精製システム用パラジウム合金膜に関する研究; 材料試験-II:水素溶解度特性,$$^{3}$$He放出特性

吉田 浩; 奥野 健二; 長崎 正雅; 野田 健治; 石井 慶信; 竹下 英文

JAERI-M 85-165, 25 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-165.pdf:0.73MB

本研究は、日米核融合協力研究計画の一環として実施したものである。パラジウム合金膜法を核融合炉トリチウムサイクルに適用した場合、合金膜の水素脆化やへりウム損傷が問題になると考えられる。そこで、筆者らのこれまでの研究で水素透過特性及び機械的性質が優れていることが確認されている多元系合金75Pd-25Ag・Au・Ruについて、結晶構造、水素溶解度特性及びイオン注入した$$^{3}$$Heの焼鈍放出特性を実験により調べた。本実験結果及びロスアラモスの試験結果は、本合金膜は実用条件下(操作温度300~25$$^{circ}$$C、水素圧力1000Torr)では水素脆化、及びへリウム気泡の生成・成長に基づくスエリングや破壊を起こしにくい合金であることを明らかにしている。

報告書

核融合炉燃料精製システム用パラジウム合金膜に関する研究; 材料試験,I:機械的強度

吉田 浩; 柏井 俊彦*; 成瀬 雄二

JAERI-M 85-113, 53 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-113.pdf:4.52MB

核融合炉燃料ガス精製工程にパラジウム合金膜法を適用する場合、D-Tガス雰囲気下での合金膜の水素脆化やトリチウム壊変生成物$$^{3}$$Heによる膜の劣化について十分な検証が必要となる。このため、現在米国ロスアラモス国立研究所のTritium Systems Test Assembly施設で、原研が選定した多元系合金膜についてT$$_{2}$$ガスによる長期間耐久試験及び引張強度試験などの材料試験を行っている。本研究は、これらの試験結果との比較・考察を行うために必要なトリチウム代替ガス(H$$_{2}$$,N$$_{2}$$)雰囲気下での機械的性質及び金相に関するデータ取得を目的として実施したものである。

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