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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

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

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:4 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。

論文

Compatibility between Be$$_{12}$$Ti and SS316LN

河村 弘; 内田 宗範*; Shestakov, V.*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.638 - 642, 2002/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.62

核融合炉中性子材料に関して、ベリリウム(Be)は優れた特性を有しているが、高温でのスエリング,構造材や水との反応性等から、発電用ブランケットの想定温度(400$$sim$$800$$^{circ}C$$)では使用できない可能性がある。そこで、Beより融点が高く、化学的に安定なBe金属間化合物が注目されている。今回は、Be金属間化合物として最も有望な材料の1つであるBe$$_{12}$$Tiとステンレス鋼(SUS316LN)との両立性を調べた。その結果、Be$$_{12}$$TiはBeと比較してSUS316LN内に生成する反応層が約1/10になり、両立性が大きく改善されることを明らかにした。反応層のX線回折及び反応層内生成物のBe濃度測定の結果、Beの場合は生成物はBe$$_{11}$$Feであるに対して、Be$$_{12}$$Tiの場合の生成物はBe$$_{2}$$Feであった。このことは、Be$$_{12}$$T1の方がSUS316LN側へのBe原子の移動を生じにくいことを示し、反応層厚さも小さくなったと考えられる。

論文

放射性廃棄物処分システムにおいてセメントに期待される役割

田中 知*; 長崎 晋也*; 大江 俊昭*; 廣永 道彦*; 村岡 進; 油井 三和*; 妹尾 宗明*; 藤原 愛*; 芳賀 和子*; 坂本 浩幸*; et al.

日本原子力学会誌, 39(12), p.1008 - 1018, 1997/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.23(Nuclear Science & Technology)

セメント系材料は、既に実施されている低レベル廃棄物処分ばかりではなく、高レベル廃棄物やTRU廃棄物の処分システムの成立性を考える上でも重要な人工バリア要素である。しかしながら、それらの放射性核種の閉じ込め性や長期的な処分環境下での安定性、他材料との両立性など更に明らかにすべき課題が残されている。本稿は原子力産業界及びセメント産業界において、放射性廃棄物の処理処分分野に携わっている人々や関心を有している人の共通認識を醸成するためにその現状と今後の課題を整理したものである。

論文

核融合炉開発におけるベリリウム研究の現状

石塚 悦男; 河村 弘

核融合炉,No. 4 (日本原子力学会核融合工学部会会報), 0, p.1 - 11, 1996/02

ベリリウムは、トリチウム増殖ブランケットの中性子増倍材や第一壁及びダイバータ材料等として期待されている。しかし、これらに要求される照射特性データの取得はまだ十分とは言えず、機械的特性に関してもベリリウムの製造法、粒径及び不純物等の影響が明らかになっていない。本稿では、スエリング、破壊強度、トリチウム放出率特性及び両立性等について、近年の主な研究動向について解説する。

論文

Reactivity test between beryllium and copper alloys

坂本 直樹*; 斎藤 滋; 加藤 将和*; R.Solomon*; 河村 弘

Proc. of 5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interaction, 0, p.207 - 214, 1996/00

ベリリウムは、核融合炉の第一壁及びダイバータ等のプラズマ対向材料として注目されている。特に、ダイバータとして利用される場合は、銅合金との接合による強制冷却が想定されている。この場合、ベリリウムと銅合金の両立性が問題となる。本研究では、これらの観点から、ベリリウムと無酸素銅、ベリリウム銅及びアルミナ分散強化銅との両立性を調べた。この結果、何れの銅合金についても$$delta$$相及び$$gamma$$相が400$$^{circ}$$Cから生成し、加えて700$$^{circ}$$Cでは$$beta$$相が確認された。また、アルミナ分散強化銅については顕著な反応が見られた。

報告書

Compatibility test of blanket structural materials with beryllium sphere in helium gas environment

倉沢 利昌; 高津 英幸; 関 昌弘; 小野 清*; 小林 重忠*

JAERI-Tech 95-011, 24 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-011.pdf:2.09MB

ヘリウム雰囲気下でのブランケット構造材とベリリウム球の両立性試験を650~750$$^{circ}$$C、700~1500時間おこなった。供試材料としては316ステンレス鋼の他、先進材料であるF82H鋼、チタン合金、V合金等の反応性を調べた。反応量の測定は走査電子顕微鏡写真を撮影してから行った。それぞれの材料によって反応層の厚みは異なるが650$$^{circ}$$Cでは反応量は少なく両立性は良いことがわかった。700$$^{circ}$$C以上では供試材料のすべてに渡って反応が開始し、時間と共に増大する。従ってこれらの先端材料の使用温度は700$$^{circ}$$C以下に抑制することが必要と判断できる。今後も316SS鋼と比較しつつ先進材料の両立性データを着実に取得することが必要である。

論文

高温工学試験研究炉用熱電対のセラミックコート試験

荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 川上 春雄*; 石井 正美*

FAPIG, 0(125), p.19 - 27, 1990/07

高温工学試験研究炉の炉心出口温度計測用熱電対の黒鉛との共存性を確保するため、熱電対シース材に各種のセラミックスコーティングを行い、それらの高温黒鉛との共存性(反応の有無、コーティング膜の健全性など)を試験した。ヘリウム中1200$$^{circ}$$C、3000時間の試験の結果、シース材表面にジルコニアのプラズマ溶射膜を被覆することにより黒鉛との回相拡散反応が抑制されることがわかった。熱電対としての安定性はN型熱電対素称/ナイクロシルシースの組合わせが最もすぐれていた。シース内面では、絶縁材であるマグネシアとの反応による局部腐食が発生していたが、腐食深さは60$$mu$$m以下であり、実用上問題がない。なお、本論文の内容は1989年原子力学会年会および1990年原子力学会年会で発表済の範囲のものである。

論文

Compatibility between several heat resistant alloys and sintered Li$$_{2}$$O in static helium gas environment

倉沢 利昌; 竹下 英文; 那須 昭一

J.Nucl.Mater., 92(1), p.67 - 72, 1980/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:45.21

焼結体酸化リチウムと耐熱材料間の両立性(反応性)を密封したヘリウム雰囲気3.3$$times$$10$$^{4}$$Pa(1/3気圧)下で500~750$$^{circ}$$Cの温度範囲で実験した。反応生成物としてLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$とLiCrO$$_{2}$$の両相が同定された。前者は650$$^{circ}$$C以下の温度域で、後者は650$$^{circ}$$C以上の温度範囲で生成が顕著であった。この結果は両相の熱安定性の考察より説明できる。両立性試験の結果、反応性はインコロイ800,316SS,ハステロイX-R,インコネル600の順に小さくなることを示している。結晶粒界侵食はインコロイ800では500$$^{circ}$$Cから,316SSでは550$$^{circ}$$Cから,インコネル600では600$$^{circ}$$Cから始まる。ハステロイX-Rは粒界侵食はみとめられなかった。

報告書

耐熱金属とグラファイトおよび核燃料との炉外両立性試験

村岡 進

JAERI 1258, 45 Pages, 1979/02

JAERI-1258.pdf:3.17MB

Taとグラファイト、UO$$_{2}$$およびUC、ハステロイXとグラファイトの炉外における両立性試験の結果をまとめた。Taグラファイトの反応によって生成されるTaC、Ta$$_{2}$$炭化物の層成長速度から両者におけるCの拡散係数を求めた。その結果、両者のアレニウスプロットにおいて1800$$^{circ}$$C付近に折れ曲がりが見られ、特にTa$$_{2}$$$$_{c}$$のそれの鋭いことが見い出された。Taと化学量論組織のUO$$_{2}$$両立するが、TaとUCは反応性に富み、1600$$^{circ}$$C以上ではTa中にCにみならずUの侵入速度がCのそれを凌駕していることが判った。ハステロイXについてトレーサー法により、浸炭材構を調べたところ、合金中の浸炭は粒界拡散が先行して進むことが分かった。また、雰囲気中に存在する酸素が、この浸炭に関して保進する作用と抑制する作用の全く相反する寄与一内部酸化領域では、促進、表面酸化膜中では抑制一をすることが判明した。

論文

Reaction of several iron and nickel based alloys with sin-tered Li$$_{2}$$O pellets

倉沢 利昌; 竹下 英文; 村岡 進; 那須 昭一; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

J.Nucl.Mater., 80(1), p.48 - 56, 1979/00

 被引用回数:13

耐熱金属材料としてSUS316、インコロイ800、インコネル600、ハステロイX-Rおよび純ニッケルを取り上げ酸化リチウム焼結ペレットとの両立性実験を行った。実験は10$$^{-}$$$$^{5}$$~10$$^{-}$$6Torrの真空中で、800~1100$$^{circ}$$Cの温度範囲にわたって行った。結果は次のとおりである。(1)純ニッケルについては反応生成物は認められなかった。合金材料では金属表面から内部に反応生成物(LiCrO$$_{2}$$)が縞状にほぼ一様な深さに成長した層状の浸食組織が形成され、合金マトリックスにクロムの欠乏が見られた。(2)粒界浸食はインコネル600にのみ観察されたが、それも1000$$^{circ}$$C以上では層状組織が優勢となった。(3)各合金の酸化リチウムとの反応性を比較すると、たとえば1000$$^{circ}$$Cでは、ハステロイX-R、インコネル600,SUS316、そしてインコロイ800の順に反応度は増加した。

論文

Reaction of molybdenum and molybdenum-base alloy with sintered Li$$_{2}$$O pellets

竹下 英文; 倉沢 利昌; 村岡 進; 那須 昭一; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

J.Nucl.Mater., 80(2), p.249 - 252, 1979/00

 被引用回数:4

酸化リチウムの焼結ペレットとモリブデンおよびモリブデン合金(TZM)の反応性を800~1100$$^{circ}$$Cの温度範囲にわたって調べた。反応は950$$^{circ}$$C付近から認められ、1000$$^{circ}$$Cを越えると顕著に進行した。反応によってモリブデンおよびTZMの表面には反応生成物層が形成され、生成物は主としてLi$$_{4}$$MoO$$_{5}$$であることがX線回折により同定された。またTZMはモリブデンに較べやや高い反応性を示した。

論文

Mass spectrometric study of the evaporation of LiCrO$$_{2}$$ as a corrosion product in the compatibility experiment of Li$$_{2}$$O pellets with Fe-Ni-Cr alloys

大道 敏彦; 竹下 英文; 那須 昭一; 笹山 竜雄; 前多 厚; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

J.Nucl.Mater., 82(2), p.214 - 219, 1979/00

 被引用回数:8

酸化リチウム焼結ペレットとFe-Ni-Cr合金の両立性実験において同定された主要腐食生成物LiCrO$$_{2}$$の蒸発分子種および蒸気圧を質量分析計により1673-1873Kの温度範囲にわたって測定し以下の結果を得た。1.主な蒸発分子種はLi(g)およびCr(g)で、その他CrO(g),CrO$$_{2}$$(g)およびLiCrO$$_{2}$$(g)が測定された。2.蒸発過程は次の反応を含むことを見い出した、LiCrO$$_{2}$$(s)=1/2Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$(s)+1/2Li(g)+1/4O$$_{2}$$(g)およびLiCrO$$_{2}$$(s)=LiCrO$$_{2}$$(g)。3.第2法則および第3法則に基づく処理により298KにおけるLiCrO$$_{2}$$の標準生成熱としてそれぞれ-935および-967kJ/molの値を得た。

論文

Mass spectrometric study of the evaporation of Li$$_{5}$$FeO$$_{4}$$ as a corrosion product in the compatibility experiment of Li$$_{2}$$O pellets with Fe-Ni-Cr alloys

竹下 英文; 大道 敏彦; 那須 昭一; 渡辺 斉; 笹山 龍雄; 前多 厚

J.Nucl.Mater., 78(2), p.281 - 288, 1978/00

 被引用回数:17

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットとFe-Ni-Cr合金との両立性実験において同定された腐食生成物のひとつLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$の蒸気圧および蒸発分子種を質量分析計により1200-1500Kの温度範囲にわたって測定した。融点以上におけるLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$の蒸発過程は、Li$$_{5}$$FeO$$_{4}$$(l)$$rightarrow$$LiFeO$$_{2}$$(S)+4Li(g)+O$$_{2}$$(g)で進行することを見出した。また熱力学第3法則によりLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$の298Kにおける標準エンタルピーを計算し、1950kJ/molの値を得た。一方、昇華過程は均一蒸発(Congruent)過程で進行することが示唆されたが詳細な同定はできなかった。

論文

Phase equilibria in system U-Pu-W-C

宇賀神 光弘; 阿部 治郎; 鈴木 康文; 高橋 一郎; 栗原 正義

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(1), p.36 - 39, 1976/01

U-Pu-W-C系合金のX線回析および金相試験によってこの系における相平衡を調べた。(U$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{8}$$Pu$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{2}$$)CとWとの反応(両立性)を主に、Wによる(U,Pu)Cの安定化の可能性,(U,Pu)$$_{2}$$C$$_{3}$$の(U,Pu)C$$_{2}$$に対する存在相としての優越性について述べた。1700$$^{circ}$$Cにおける相関係を等温断面図で示した。なお、最近カールスルー工研(西独)から発表された(U,Pu)Cと(W,Re)との反応の研究結果と本報との比較を行なった。

論文

Thermodynamic activity of carbon in molybdenum-containing uranium carbide

宇賀神 光弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(6), p.381 - 384, 1975/06

モリデブンを含む炭化ウラン中の炭素の熱力学的活量をU-Mo-C系の相平衝を用いて計算し、オーステナイト系不銹鋼のそれと比較した。炭化ウラン中の炭素活量はモリデブンの化学形と濃度とに依存して変化することがわかった。即ち、過剰の炭素がUC$$_{1}$$.5あるいはUC$$_{2}$$として依存するときは、モリデブンは炭素活量に影響しないがUC中にUMoC$$_{2}$$あるいはUMoC$$_{1}$$.7としてモリデブンが存在するときは、炭素活量を著しく低下させる。後者の場合には不銹鋼との両立性のよいことが推定された。

報告書

高温ガス炉用耐熱材料の両立性,1; くっつき試験

村岡 進; 伊丹 宏治; 野村 末雄

JAERI-M 6088, 22 Pages, 1975/03

JAERI-M-6088.pdf:1.63MB

Hastelloy Xをはじめとする耐熱合金やTa等の耐熱金属について、それら相互間の800$$^{circ}$$Cと1000$$^{circ}$$Cにおける「くっつき」試験を流動He中で100~1000時間行なった所、耐熱合金同士は800$$^{circ}$$C以上ですべて「くっつき」を生じた。耐熱合金とグラファイトの両立性試験の結果、1000$$^{circ}$$C迄は「くっつき」は見られなかったが、各合金共浸炭が見られた。He中の実験では浸炭と共に酸化が見られ、それに伴って脱炭現象が認められた。「くっつき」や浸炭を防ぐ為には、その接触面上にセラミックコーティングを施こすのが有用である。種々のコーティングを施こした試験片について、長持間耐久試験及び「くっつき」試験を行なったところ、プラズマ・スプレー法によるAl$$_{2}$$O$$_{3}$$とZrO$$_{2}$$及びフレキシブル・コード・スプレー法によるZrO$$_{2}$$コーティングが、我々の使用条件では最も優れた結果を示した。

論文

Kinetics of carbon transfer governing compatibility between uranium carbide and stainless steel bonded with sodium

西尾 軍治; 下川 純一

J.Nucl.Mater., 47(1), p.87 - 94, 1973/01

 被引用回数:4

この研究は、炭化物系燃料とステンレス綱の両立性を支配する炭素移行現象の機構を解明するため遂行した。Naが充填されたNiカプセル内に$$^{1}$$$$^{4}$$CでラベルしたUC燃料とステンレス綱を挿入、その系を750$$^{circ}$$Cで加熱、適当な時間間隔で取り出した綱中の放射能を測定、綱内に浸炭した$$^{1}$$$$^{4}$$Cの濃度分布を求めた。浸炭現象に起因した濃度分布式は、炭化物燃料から綱への炭素の移行が『燃料内UC$$_{2}$$中の炭素のNaによる溶解』による脱炭現象とステンレス綱の浸炭が『炭素原子の粒界拡散』によるものとしたモデルより求められた。実験から得られた$$^{1}$$$$^{4}$$Cの分布値は、このモデルより計算した値と比較的良く一致し、この結果から燃料の脱炭速度が鋼の浸炭の度合を律していること、また鋼の浸炭は、粒界にそって生長してゆくことがあきらかとなった。

報告書

Kinetics of Carbon Transfer Btween Uranium carbide fuel and stainless steel bonded with sodium

西尾 軍治; 下川 純一

JAERI-M 4438, 14 Pages, 1971/05

JAERI-M-4438.pdf:0.42MB

この研究は、炭化物燃料とステンレス鋼の両立性を支配する炭素移行現象の機構をあきらかにするために行なうためのものである。Naが充填されたNiカプセル内に$$^{1}$$$$^{4}$$CでラベルしたUC燃料とステンレス鋼(AISI304)を挿入、その系を750$$^{circ}$$Cで加熱、適当な時間間隔で出された鋼中の放射能を測定、鋼内に浸炭した$$^{1}$$$$^{4}$$Cの濃度分布を求めた。浸炭現象に起因した濃度分布式は、炭化物燃料から鋼への炭化の移行が「燃料内UC$$_{2}$$中の炭素がNaによって浸出される」という、いわゆる脱炭機構とステンレス鋼の浸炭が「炭素原子の粒界拡散に基く」という拡散機構を結合したモデルから求められた。実験から得られた鋼中の$$^{1}$$$$^{4}$$Cの分布値は、このモデルより計算した値と比較的良く一致し、この結果から、燃料の脱炭速度が鋼の浸炭の度合を律していること、また鋼の脱炭相は、粒界にそって生長してゆくことがあきらかになった。

口頭

安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発,5; 模擬燃料と被覆管材料の化学的両立性

原田 誠; 高木 聖也; 高野 公秀

no journal, , 

核変換用窒化物燃料の被覆管材料として、耐照射性及び高温強度に優れるT91フェライト鋼が候補となっている。しかし、窒化物燃料とT91フェライト鋼の化学的両立性に関するデータは不足している。化学的両立性を評価することは、原子炉通常運転における燃料の健全性を担保するだけでなく、過酷事故における事象進展を理解する上でも重要となる。そこで本研究では模擬窒化物燃料と被覆管材料について、被覆管溶融温度での短時間の反応試験及び通常運転温度(773K, 923K, 1023K)での長時間の反応試験を行った。試料は、模擬窒化物燃料としてZrNとDy$$_{0.3}$$Zr$$_{0.7}$$Nの焼結体を、被覆管材料としてT91フェライト鋼とSUS316Lオーステナイト鋼を用いた。反応試験後にSEM/EDXにより断面観察及び元素分析を行った。被覆管溶融状態の試験では、どちらの加熱方法でも反応層は確認されなかったが、模擬燃料から脱離した粒子が界面付近の被覆管層で観察された。通常運転温度での長期試験では、すべての条件で反応層及び相互拡散は確認できなった。どちらの試験においても反応層が確認できなかったことから被覆管材料と模擬燃料の化学的両立性は良好であることがわかった。

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