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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

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

よくわかる核融合炉のしくみ,7; 核融合炉を成立させる最適な材料,過酷な照射条件に耐える新材料の開発最前線

長谷川 晃*; 土谷 邦彦; 石塚 悦男

日本原子力学会誌, 47(8), p.536 - 544, 2005/08

本講座は、核融合以外の分野の方々に核融合開発の現状と今後の展望について理解を深めてもらうために、原子力学会誌に連載されるものである。本原稿では、「第7章 核融合炉を成立させる最適な材料」のうち、トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料について記載する。

論文

中性子遮蔽・ブランケット設計

山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.952 - 954, 2004/11

低アスペクト比を目指すトカマク炉では、トーラス内側構造を極力小さくする必要がある一方、トーラス外側構造の割合が大きくなる。そこで比較的大きな領域を要するトリチウムの増殖は主としてトーラス外側で行い、トーラス内側では超伝導コイルの遮蔽を主目的とする設計が合理的となる。最適な内側遮蔽構造は、材料にW及びVH$$_{2}$$を使用すれば、真空容器とコイルケースを除いた遮蔽体厚さを57$$sim$$58cm程度にできる可能性がある。ただし、Wは強い残留放射能等の問題があるので、Wを除いた構造ならば約74$$sim$$76cmの遮蔽厚が必要となる。一方、外側ブランケットには増殖材としてLi$$_{2}$$Oや液体Liを使用し、トーラス内側に反射体を設ければ、大きなTBRが期待できる。LiPbは将来的には有力なトリチウム増殖材であるが、十分なTBRの設計が難しい。この場合内側にリチウム鉛(LiPb)の中性子反射体を設け、内側のTBRも回収できれば、トリチウムの自己供給が可能な核融合炉が実現する。

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

Stability of titanium beryllide under water vapor

宗像 健三*; 河村 弘; 内田 宗範*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1357 - 1360, 2004/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.6(Materials Science, Multidisciplinary)

先進中性子増倍材料として期待されているBe$$_{12}$$Tiについて、LOCA時の安定性に大きな影響を与える水蒸気との反応性について研究した。HIPで製作したBe$$_{12}$$Tiについて、反応管内において水蒸気を含むArガスを流入して1000$$^{circ}$$Cまで加熱して生成する水素ガス濃度を質量分析計により測定した。Be$$_{12}$$Tiは500$$^{circ}$$Cから水蒸気と反応を開始したが、その生成速度はBeに比べて10$$^{-3}$$以下であり、1000$$^{circ}$$CまでBeに典型的なブレークアウェイは観察されなかったことから、Be$$_{12}$$Tiは優れた水蒸気に対する安定性を有することを明らかにした。

論文

Study on reactivity of titanium beryllide with water vapor

宗像 健三*; 河村 弘; 内田 宗範*

JAERI-Conf 2004-006, p.210 - 215, 2004/03

核融合ブランケット用中性子増倍材料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水蒸気反応性について評価した。Be$$_{12}$$Tiディスクは白金製メッシュで石英反応管内に保持された。水蒸気濃度を調整したArガスを流しながら1000$$^{circ}$$Cまで加熱を行い、生成する水素,酸素及び水蒸気の濃度を質量分析計で測定した。水蒸気との反応は500$$^{circ}$$Cで開始され、1000$$^{circ}$$Cで終了した。ベリリウム金属の水蒸気反応で観察されるブレークアウェイ現象は起こらず、水素の生成量も極めて小さかった。Be$$_{12}$$Tiは水蒸気との反応が小さく、安全性の観点からメリットがあると言える。

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

High temperature oxidation behavior of titanium beryllide in air

佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.203 - 209, 2004/03

Be$$_{12}$$Tiの高温での酸化挙動を明らかにするため、空気中において、800$$^{circ}$$C, 1000$$^{circ}$$Cにおける24時間までの酸化実験を行った。熱間等方加圧法(HIP)製$$phi$$8mm$$times$$$$^{t}$$200mmディスクを流量40cm$$^{3}$$/minの空気中で酸化させ熱天秤により酸化増量を測定し、生成した酸化膜の構造解析をX線回折,走査型電子顕微鏡(SEM)等で行った。その結果、Be$$_{12}$$Tiの酸化増量はBe及びTiに比べて小さくブレークアウェイを起こさなかった。Ni基超合金をしのぐ耐酸化特性を示した。また、表面にはBeOだけからなる密な酸化皮膜生成しており、これが良好な耐酸化特性を示す理由と考えられた。Ti添加の及ぼすBeO皮膜安定化のメカニズムに着いて考察した。

論文

Effects of He/Electron irradiation on microstructure evolution in Be$$_{12}$$Ti

柴山 環樹*; 中道 勝*; 内田 宗範*; 河村 弘; 木下 博嗣*; 鬼柳 善明*; 高橋 平七郎*; 野村 直之*

JAERI-Conf 2004-006, p.216 - 219, 2004/03

Beは中性子増倍材料の候補材料であるが、14MeVの中性子照射を受けるブランケット内では、はじき出し損傷だけではなく核変換による劣化も起こる。近年、Be$$_{12}$$TiがBeよりも優れた機械的特性を有する材料として開発された。本研究ではBe$$_{12}$$Tiの20000appmHe, 700$$^{circ}$$CまでのHe照射効果、特にミクロ組織の挙動をマルチビーム超高圧電子顕微鏡を用いてその場(In-situ)観察で評価した。また、機械的特性をナノインデンタで評価した。その結果、Be$$_{12}$$TiはBeに比べてHe及び電子線の照射による欠陥生成が少ないことを明らかにした。また、機械的特性の劣化が小さい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。

論文

Thermal conductivity of neutron irradiated Be$$_{12}$$Ti

内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.499 - 503, 2003/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:23.99

原型炉用中性子増倍材として期待されているBe$$_{12}$$Tiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBe$$_{12}$$Tiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBe$$_{12}$$Tiサンプル($$phi$$8 mm$$times^{t}$$2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(E$$>$$1MeV) 4$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$の条件で330,400 and 500$$^{circ}$$Cにおいて照射した。熱拡散率と比熱をレーザーフラッシュ法にて1000$$^{circ}$$Cまで測定し、熱伝導率を計算した。中性子照射したBe$$_{12}$$Tiは、照射による熱伝導率の低下が見られたが、充填層の有効熱伝導率を計算モデルにより推測したところ、十分に設計可能な範囲内であった。

論文

Elementaly development for beryllide pebble fabrication by rotating electrode method

内田 宗範*; 河村 弘; 宇田 実*; 伊藤 義夫*

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.491 - 498, 2003/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.63

微小球製造法である回転電極法によるアーク加熱で破損しない十分な延性を持ったベリリウム金属間化合物製回転電極棒を製造するため、ベリリウム金属間化合物の製造性についての要素技術開発を実施した。候補材料のひとつであるBe $$_{12}$$Tiについて真空アーク溶解炉を用いて溶解法による試作を行った結果、HIP(高温等方加圧法)に比べて気孔の少ない材料が得られたが、脆性を改善するに至らなかった。金相組織と延性の関係を調べるために、5at%,7.7at%(化学量論値),9at%及び15at%の組成を持つ試料を製作して、硬度測定と組織観察を実施した結果、室温における硬度はそれぞれ650,1100,1160及び1230であった。また、Be-5at%Tiが最も微細な金相組織であり、Be $$_{12}$$Tiと$$alpha$$Beからなることがわかった。この試料から電極棒を製作して、回転電極法を実施したところ、電極棒は割れることなくBe $$_{12}$$Tiと$$alpha$$Beの組織を持つ微小球が得られた。$$alpha$$Beを利用することによって、延性を与えることが可能であった。

論文

Development of advanced blanket materials for a solid breeder blanket of a fusion reactor

河村 弘; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中村 和幸; 伊藤 治彦; 中沢 哲也; 高橋 平七郎*; et al.

Nuclear Fusion, 43(8), p.675 - 680, 2003/08

 被引用回数:21 パーセンタイル:39.61(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500$$^{circ}C$$以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を抑制できる材料の開発として、TiO$$_{2}$$を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に注目し、湿式造粒法による微小球の製造技術開発を実施した。この結果、固体ブランケットに用いる微小球製造に見通しが得られた。中性子増倍材料に関しては、融点が高く化学的に安定な材料としてベリリウム金属間化合物であるBe$$_{12}$$Ti等に注目し、回転電極法による微小球の製造技術開発及び特性評価を実施した。この結果、ベリリウムの含有量を化学量論値より多くすることにより、延性を増すことによって、微小球の製造に見通しが得られた。また、Be$$_{12}$$Tiはベリリウムより中性子照射によるスエリングが小さいことなど、優れた特性を有していることが明らかとなった。

論文

Tritium release properties of neutron-irradiated Be$$_{12}$$Ti

内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.653 - 656, 2002/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:25.76

高融点かつ化学的安定性に優れるBe$$_{12}$$Tiは、600$$^{circ}$$C以上で使用される原型炉ブランケット用先進中性子増倍材として期待されている。ブランケット内でのトリチウム放出特性を評価するために、高速中性子フルエンス4$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$ (E$$>$$1MeV) で330, 400 and 500$$^{circ}$$Cの温度で照射したBe$$_{12}$$Tiを用いて、トリチウム放出実験を行った。Be$$_{12}$$Tiは、ベリリウムに比べてトリチウムが放出され易く、600$$sim$$1100$$^{circ}$$Cでのトリチウム拡散係数はベリリウムよりも二桁大きかった。良好なトリチウム放出特性に加えて、1100$$^{circ}$$Cまで加熱したサンプルについて測定したスウェリング量はベリリウムに比べて小さいことがわかった。

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