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論文

試験研究用原子炉での利用

土谷 邦彦; 長尾 美春

金属, 86(10), p.893 - 899, 2016/10

ベリリウム(Be)は、中性子吸収断面積が小さく、かつ中性子の散乱特性が良好であるため、試験研究用原子炉の中性子反射材及び減速材として、世界の試験研究用原子炉約200基のうち、約3割近くで利用されている。本解説は、試験研究用原子炉でのBe利用に関する、Beの基本的特性、Beの利用及び課題、並びに最近の試験研究用原子炉用Be反射材に係る開発現状などについて紹介したものである。

論文

Fabrication and hydrogen generation reaction with water vapor of prototypic pebbles of binary beryllides as advanced neutron multiplier

中道 勝; 金 宰煥

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1838 - 1842, 2015/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:10.49(Nuclear Science & Technology)

原型炉ブランケットにおいては、高温下でより安定な先進中性子増倍材が必要である。ベリリウム金属間化合物(ベリライド)は、その候補の一つである。原料電極棒の製造のためのプラズマ焼結法と、造粒法として回転電極法を組み合わせることによって、ベリライド微小球製造に成功した。本研究では、Ti系ベリライド微小球のみならず、V系ベリライド微小球の製造技術開発の現状について報告するとともに、これらベリライド微小球の水素生成反応について報告する。

論文

General properties on compatibility between Be-Ti alloy and SS 316LN

土谷 邦彦; 内田 宗範*; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1057 - 1063, 2006/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.08(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉の中性子増倍材料として期待されているBe-TiやBe-Vのようなベリリウム系合金は、高温で使用可能で化学的安定な先進材料として注目されている。そこで、ベリリウム系合金(Be-Ti)と構造材料(SS316LN)との両立性試験を行い、その両立性及び反応素過程について調べた。Be-Ti系合金としては、Be$$_{12}$$Ti相と$$alpha$$Be相が共存するBe-5at%Ti及びBe-7at%Tiを用いた。接触面のX線回折の結果、反応生成物はBeNi及びBe$$_{2}$$Feであった。SEM観察の結果、2種類のBe-Tiとも、800$$^{circ}$$C$$times$$1000時間の反応層厚さは100$$mu$$m程度と、Be単体(反応層厚さ:約300$$mu$$m)と比較して小さく、これらのBe-Ti系合金が良好な両立性を有することを明らかにした。この結果、Be$$_{12}$$Ti相と$$alpha$$Be相が共存するBe-Ti系合金は、高温での両立性に良好な特性を有することが示された。

論文

New approach to measure double-differential charged-particle emission cross sections of several materials for a fusion reactor

近藤 恵太郎; 高木 智史*; 村田 勲*; 宮丸 広幸*; 高橋 亮人*; 久保田 直義; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1527 - 1533, 2006/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.56(Nuclear Science & Technology)

核融合炉開発においてDT中性子入射による荷電粒子放出二重微分断面積は、中性子の相互作用による核発熱や材料損傷の評価のため必要である。特にベリリウム,リチウム,カーボンのような軽核の核反応は複雑で、理論計算のみによる断面積評価は難しい。高精度の測定データが望まれており、新しい測定手法の開発が重要である。われわれは原研FNSのビーム状中性子源とシリコン半導体検出器を用いたE-$$Delta$$Eカウンターテレスコープを利用した荷電粒子スペクトロメータを開発した。この測定手法を用いて$$^{9}$$Be, $$^{12}$$C, $$^{19}$$F, $$^{27}$$Alの放出荷電粒子測定を行った。$$^{27}$$Alの測定データからこの測定手法の妥当性を確認した。$$^{9}$$Beの$$alpha$$粒子放出二重微分断面積については、後方の放出角と低エネルギー部分において評価済み核データとの相違が見られた。

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:29.56(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

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:66.74(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

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:31.02(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。

論文

Present status of beryllide R&D as neutron multiplier

河村 弘; 高橋 平七郎*; 吉田 直亮*; 三島 良直*; 石田 清仁*; 岩立 孝治*; Cardella, A.*; Van der Laan, J. G.*; 内田 宗範*; 宗像 健三*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.112 - 118, 2004/08

 被引用回数:26 パーセンタイル:13.7(Materials Science, Multidisciplinary)

ベリウム金属間化合物研究の現状と今後の研究計画について紹介する。ベリリウム金属間化合物が、微小球形状の中性子増倍材料として利用できるか否かを明らかにするため、低放射化性等の利点を有するBe$$_{12}$$Tiを用いた研究が1997年から日本で開始された。まず、回転電極法による微小球製造性に関しては、BeとTiの状態図研究から開始し、組成と組織の相関を明らかにした。それらの結果から、回転電極法で製造するために必要な電極棒の製造方法として、(1)$$alpha$$BeとBe$$_{12}$$Tiの固溶体を用いる方法と(2)Be$$_{12}$$TiとBe$$_{17}$$Ti$$_{2}$$の固溶体を用いる方法を選定し、(1)の方法により試作試験を行った。その結果、微小球が得られることが明らかになった。さらに、Be$$_{12}$$Tiの核的特性や各種特性評価を行った。それらの結果から、Be金属に比べて、トリチウムのインベントリーが小さく、構造材料やトリチウム増殖材料との両立性も優れており、水蒸気や空気中における化学反応性も小さいことが明らかになった。また、加速器を用いた照射損傷試験の結果、Be金属よりも照射損傷を受けにくいことが明らかになった。今後は、IEA国際協力の元、ヘリウムがベリリウム金属間化合物中に6000appm生成するまで中性子照射を行い、スエリング特性等を明らかにする予定である。

論文

第6回核融合炉のためのベリリウム技術に関する国際会議

河村 弘; 田中 知*; 石塚 悦男

日本原子力学会誌, 46(8), p.578 - 579, 2004/08

IEA主催第6回核融合炉のためのベリリウム技術に関する国際会議(BeWS-6)が、核融合炉に必要なベリリウムに関する研究開発を活性化することを目的に、平成15年12月2日(水)から5日(金)まで、宮崎市のワールドコンベンションセンターサミットで開催された。本稿は、日本原子力学会への会議報告として、会議概要などについてまとめたものである。

論文

Preliminary survey for recycle of beryllium reflector frames used in the JMTR

石塚 悦男; 中道 勝*; 内田 宗範*; 河村 弘; 神永 勝男; 坪井 一明; 楠 秀彦

JAERI-Conf 2004-006, p.262 - 264, 2004/03

照射済ベリリウムの保管及び処理は、世界の試験研究炉において問題となっている。ベリリウムは貴重な資源であるため、その照射済ベリリウムのリサイクル手法を確立する必要がある。今回は、JMTRにおける照射済ベリリウムの反射体枠のリサイクルに関する予備的調査の結果について報告する。JMTRは、熱出力50MWd,1サイクル30日間で、年間6サイクル運転される。高速中性子束(E$$>$$1MeV)及び熱中性子束(E$$<$$0.6826eV)の最大値は約4$$times$$10$$^{18}$$n/m$$^{2}$$/sである。ベリリウム反射体枠は、約6, 7年ごとに交換が行われ(高速中性子照射量(E$$>$$1MeV):約1$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$)、現在まで4世代の照射済ベリリウム反射体枠がカナル内の水中で未処置のまま保管されている。今回は、これらカナルで保管されている照射済ベリリウム反射体枠の数量を確認し、放射化量等を調査した。また、塩素ガスを利用したリサイクルプロセスの可能性について考察するとともに、技術的な課題について検討した。

論文

Thermal cycling tests of 1st wall mock-ups with Beryllium/CuCrZr bonding

宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中道 勝*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.60 - 65, 2004/03

ITER遮蔽ブランケットの第一壁アーマ材料の候補であるベリリウム(Be)とヒートシンク材料の候補である銅合金(CuCrZr)を高温等法圧プレス(HIP)法で接合することが提案されている。本研究では、使用後のリサイクル性を向上させることを目的に開発された、中間層としてAlの箔とCrの蒸着層の複合層を用いたHIP接合体の熱サイクル特性を評価した。熱サイクル試験では、JMTRホットセル内の熱負荷試験装置(OHBIS)に試験体を装着して、電子ビームを照射し、試験体の表面温度,内部温度,外観及び接合部の変化を測定・観察することにした。表面熱負荷は5MW/cm$$^{2}$$、熱負荷時間は15秒として、最大1000サイクルまでの熱サイクルを与えた。その結果、開発された試験体は、1000サイクルまで良好に除熱性能を維持した。会議においては、実験結果の詳細及びHIP条件が熱サイクル特性に与える影響についても報告する。

論文

Microstructure and mechanical properties of Be$$_{12}$$Ti/(Be) and Be$$_{12}$$V/(Be) two-phase alloys

三島 良直*; 山本 啓介*; 木村 好里*; 内田 宗範*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.184 - 189, 2004/03

脆性を有するBe$$_{12}$$Xからなる結晶構造を有するベリリウム金属間化合物の室温延性を発現することを目的として、Be固溶体($$alpha$$相)を有するBe-Ti及びBe-V系におけるミクロ組織と機械的特性の関係について研究した。アーク溶製された試料について高温圧縮試験を実施した結果、3at%及び5at%TiあるいはVを添加した合金は室温で延性を示したものの、1000$$^{circ}$$Cでの機械的強度は100MPa以下と小さくなったが改善の方向性を示した。

論文

Phase equilibria in the Be-V and Be-Ti binary systems

大沼 郁雄*; 貝沼 亮介*; 宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 河村 弘; 石田 清仁*

JAERI-Conf 2004-006, p.172 - 183, 2004/03

先進中性子増倍材料として期待されているベリリウム金属間化合物について、特にBe-Ti, Be-Vの2元系状態図について研究した。中性子増倍材料として実用可能な高Be側(Be-5$$sim$$23at%Ti,Be-5$$sim$$25at%V)の試料をアーク溶解法で作成し、1200$$sim$$1450$$^{circ}$$Cにて熱処理したものについて、電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)を用いて生成する相を詳細に固定した。その結果、今まで不明であった特にBe-rich側での同系の状態図を明らかにした。

論文

Trial fabrication of Be$$_{12}$$Ti electrode for pebble production by rotating electrode method

宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 中道 勝*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.190 - 195, 2004/03

Be$$_{12}$$Tiを活用した中性子増倍材料の実用化として、その延性を改善する手段として$$alpha$$Be相とBe$$_{12}$$Tiの混合相を利用することは有効である。本法を用いて回転電極法に供する電極棒を真空誘導溶解と真空鋳造により試作試験を実施した。炉材の評価結果よりBeOが反応,損耗少なく良好であることを明らかにした。また、鋳型底部強度に冷却による鋳造欠陥改善効果も得られた。

論文

Development of innovative light refractory materials using beryllide for gas turbine

岩立 孝治*; 内田 宗範*; 三島 良直*; 藤田 明次*; 河村 弘; Shestakov, V.*; 宮川 勝*

JAERI-Conf 2004-006, p.196 - 202, 2004/03

ベリライドは比重が約3であり、融点は1500$$^{circ}$$C以上と軽量耐熱材料として優れた特徴を有する。これを発電用ガスタービンに適用できれば運転温度上昇によるCO$$_{2}$$削減などの効果が期待できる。Be$$_{12}$$Tiをベースにした新材料の開発を日本ガイシ(株)が新エネルギー・産業技術総合開発機構(NEDO)の委託を受けて国際プロジェクトとして実施した。製造技術開発として真空溶解による$$phi$$80mm$$times$$$$^{h}$$80mmのインゴットを試作評価した。また、特性評価として、機械的特性,両立性,耐酸化性を評価し、従来材料であるインコネル738よりも優れることを明らかにした。

論文

Elemental development of beryllide electrode for pebble production by rotating electrode method

内田 宗範*; 宇田 実*; 岩立 孝治*; 中道 勝; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1342 - 1346, 2004/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.07(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉用中性子増倍材料として期待されているベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti)製回転電極棒を真空鋳造法で製造するために必要な要素技術として、Be$$_{12}$$Tiとの反応の少ない溶解炉材料技術及び健全な鋳塊を鋳造するための鋳造技術の二つの要素技術について行った研究成果を報告する。溶解炉材については、誘導溶解炉と候補耐火物製坩堝を用いた溶解実験により、溶湯との反応や不純物の汚染の少ない材質として、BeOの使用が有効であることを明らかにした。鋳造方法については、Be$$_{12}$$Tiの鋳造実験より、鋳型形状が引け巣や鋳造割れに与える影響を明確にするとともに、これらを防止する手段として、水冷銅鋳型を鋳型底部の替わりに使用し、底部から強制冷却する方法が有効であることを明らかにした。

論文

Thermal desorption of deuterium from ion irradiated Be$$_{12}$$Ti

岩切 宏友*; 安永 和史*; 吉田 直亮*; 内田 宗範*; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part A), p.880 - 884, 2004/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.93(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合ブランケット用中性子増倍材として検討されているBe$$_{12}$$Tiについて、安全性に影響を与えるトリチウム保持特性について、重水素イオン打込みと昇温脱離実験により明らかにした。$$^{w}$$5mm$$times$$$$^{l}$$10mm$$times$$$$^{t}$$1mmのBe$$_{12}$$Ti試料に8keVで2$$times$$10$$^{21}$$ions/m$$^{2}$$の重水素を打込んだ後、1K/secの昇温速度で1700Kまで加熱した。室温打込の場合、10%の重水素が保持され400Kで全て放出した。Beの場合は、室温照射では83%の重水素が保持し、全て放出するのは960Kであった。これらの結果から、Be$$_{12}$$TiはBeに比べて良好なトリチウム保持特性を有することが明らかになった。

報告書

「先進原子力機能材料(ベリリウム金属間化合物)に関する研究会」講演資料集

大洗研究所材料試験炉部

JAERI-Review 2003-026, 163 Pages, 2003/09

JAERI-Review-2003-026.pdf:16.05MB

本報告書は、日本原子力研究所主催の「先進原子力機能材料(ベリリウム金属間化合物)に関する研究会」の講演要旨及び講演で使用された発表資料を収録したものである。本研究会は、2003年3月17日に東京の丸の内ビルディングにおいて、金属工学及び核融合炉材料開発に携わる日本の産学官の研究者20名の出席のもとに開催された。ベリリウム金属間化合物は、既存材料であるベリリウム金属が高温・高中性子照射を余儀なくされる発電用核融合炉に使用した場合に課題となる、水蒸気との反応性,トリチウムインベントリ及びスエリングを改善するために原研が開発してきた先進材料である。本研究会は、研究成果や共同研究の可能性等についての議論を通じて、ベリリウム金属間化合物に関する研究の促進を図ることを目的として開催された。本研究会では、ベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti)を用いた研究成果に関する9件の講演と、「ベリリウム金属間化合物の製造に関する研究」及び「ベリリウム金属間化合物の特性評価と全日本的取組み」と題した2件の総合討論が行われた。本研究会における発表と議論により、ベリリウム金属間化合物の先進原子力機能材料としての有効性が明らかになるとともに、製造技術,材料特性などに関する検討課題が明らかになった。

論文

Preliminary neutronic estimation for demo blanket with beryllide

山田 弘一*; 長尾 美春; 河村 弘; 中尾 誠*; 内田 宗範*; 伊藤 治彦

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.269 - 273, 2003/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:32.99

核融合炉ブランケットの中性子増倍材として、ベリリウム金属(Be)を用いた場合と高温特性に優れたベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti, Be$$_{12}$$WまたはBe$$_{12}$$V)を用いた場合とで、中性子1あたりのトリチウム生成量で定義されるトリチウム増殖比(TBR)にどのような違いがあるかを、2次元輸送コードDOT3.5により計算したTBR値の比較により検討した。その結果、Be$$_{12}$$TiではTBR目標値である1.3に近いTBR(1.26)が得られ、またそれはBeを用いた場合のTBR(1.29)相当であることから、中性子増倍材として使用できることを明らかにした。併せて、充填方法について、トリチウム増殖材と中性子増倍材を混合充填した場合の方が両者を分離充填した場合よりTBRが大きくなることを明らかにした。

論文

Compatibility test between Be$$_{12}$$Ti and Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$

中道 勝; 河村 弘; 内田 宗範*

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.257 - 261, 2003/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.96

ベリリウム金属間化合物は、高温下における機械的特性,高温水との両立性等の観点から、核融合原型炉での中性子増倍材料として有望視されている。原型炉ブランケットの設計では、トリチウム増殖比向上の観点から、中性子増倍材料とトリチウム増殖材料の微小球を混合充填することが考えられているが、この場合、中性子増倍材料とトリチウム増殖材が互いに接触するため、これらの両立性を評価することが必要不可欠である。そこでベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti)とトリチウム増殖材料(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)との両立性試験とあわせて、比較のため金属ベリリウム(Be)とLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$との両立性試験を実施した。その結果、Beの場合にはLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からBe中へのLiの拡散が認められたが、Be$$_{12}$$TiではLiの拡散が認められなかった。本結果から、Be$$_{12}$$TiはBeよりもLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$との両立性に優れていることを明らかにした。

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