Investigation of hydrogen isotope permeation through F82H steel with and without a ceramic coating of CrO-SiO including CrPO, Out-of-pile tests

Kulsartov, T. V.*; 林 君夫; 中道 勝*; Afanasyev, S. E.*; Shestakov, V. P.*; Chikhray, Y. V.*; Kenzhin, E. A.*; Kolbaenkov, A. N.*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.701 - 705, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.019

核融合炉構造材料へのセラミック被覆は、トリチウム透過防止膜として使用されることが考えられている。本研究では、リン酸クロム(CrPO)を含む酸化クロム-二酸化ケイ素のセラミック皮膜がある場合とない場合におけるF82H鋼について、水素及び重水素透過実験を行った。まず第1段階として、300600Cの1001000Paの水素及び重水素雰囲気において、皮膜のないF82H鋼中の透過実験を行った。得られた拡散係数,透過定数及び溶解度は、以前に公刊されている値と良い一致を示した。第2段階としては、皮膜を施したF82H鋼中について、400600C, 10001500Paの重水素雰囲気において、上と同様な透過実験を行い、皮膜の透過低減係数(PRF)を算出した。600Cにおける透過低減係数は約400であった。この値は、同じ皮膜を316ステンレス鋼に施した場合の透過低減係数(約1000)に匹敵する値である。本発表は、国際科学技術センター(ISTC)によるパートナープロジェクト(K-1047p)として実施した研究の成果の一部を発表するものである。

大強度陽子加速器施設3GeVシンクロトロンに用いるセラミックビームダクトの真円度・真直度計測

西澤 代治*; 金正 倫計; 金澤 謙一郎; 荻原 徳男; 齊藤 芳男*; 久保 富夫*; 佐藤 吉博*

真空, 47(4), p.339 - 343, 2004/02

https://doi.org/10.3131/jvsj.47.339

大強度陽子加速器施設3GeVシンクロトロンでは、主電磁石部ビームダクトとして、世界で初めて大口径の円筒状アルミナセラミック製ダクトを採用する。十分大きなビーム開口径を保ちかつ多段接合時の接合面積を確保するには、ダクト断面の真円度、円筒軸の真直度を把握することが不可欠である。われわれは大口径セラミックダクト用の真円度・真直度計測機を開発するとともに、その計測法及びデータ解析法を確立してセラミックビームダクトの真円度・真直度を始めとする製作精度の計測・評価を進めている。今般、3GeVシンクロトロンのビームダイナミクスからの要求に応じ、初めてBM(偏向電磁石)用楕円セラミックダクト(楕円円筒状セラミックダクト)を試作し、円筒状ダクト同様の製作精度評価を行った。本発表では、これら得られたデータ・知見について報告する。

核融合炉用無機絶縁ケーブルの中性子照射効果に関する研究(委託研究)

飯田 敏行*; 田中 照也*; 佐藤 文信*; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

JAERI-Tech 2002-077, 38 Pages, 2002/09

JAERI-Tech-2002-077.pdf:2.7MB

核融合診断系の設計のために、中性子照射下における電気絶縁材料の過渡的な特性低下の問題が注目されている。本研究では、酸化マグネシウムを絶縁体とした同軸型無機絶縁(MI)ケーブルの14MeV中性子照射下における電気的特性の変化について調べている。14MeV中性子照射実験は日本原子力研究所FNS施設において実施した。MIケーブルの芯線-シース間の漏れ電流の変化を中性子誘起伝導の効果として測定した。中性子誘起電流は芯線-シース間電圧及び中性子フラックスにほぼ比例して増加した。また、中性子フラックスが大きく変化する時に大きな誘起電流が過渡的に発生することや、芯線とシースが同電位である場合にも誘起電流が生ずることを観測した。これらの現象は、ケーブル絶縁層内に電荷蓄積が起こっていることやそれに伴う分極効果が複雑にケーブルの電気伝導特性に影響していることを示唆している。また、放射線誘起伝導の機構を調べるために行った線照射実験及びパルスX線照射実験の結果と若干の考察を述べる。

高温工学に関する先端的基礎研究の成果及び今後の計画

HTTR利用研究委員会

JAERI-Review 2001-016, 232 Pages, 2001/05

JAERI-Review-2001-016.pdf:12.01MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いる照射研究である「高温工学に関する先端的基礎研究」の成果と今後の計画についてまとめた。本研究は、高温で広い照射空間が利用できるというHTTRの特徴を生かして、一連の先端的な高温照射研究を行うものである。原研は、大学及び研究機関の協力を得て、平成6年度以来、(1)新素材・材料開発分野、(2)放射線化学・核融合関連分野、(3)高温照射技術・その他原子力関連分野について、予備試験を実施してきた。HTTR利用研究委員会は、予備試験の研究成果や方法論、今後の計画について検討するとともに、HTTR熊射試験及び環射後試験のための設備の整備について検討を進めてきた。本報告書は、約7年間にわたる予備試験及び設備整備の成果についてまとめを行うとともに、今後の計画の概要を明らかにしたものである。

高温工学試験研究炉におけるトリチウム製造試験のための被覆リチウム粒子の開発

山下 清信; 沢 和弘; 安藤 弘栄; 北村 昶*; 西村 一久*

日本原子力学会誌, 40(1), p.65 - 69, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.65

高温工学試験研究炉でのトリチウム製造試験に被覆リチウム粒子を用いることを提案し、この粒子のトリチウム保持特性を評価した。この粒子は、セラミックをリチウム化合物のカーネルに被覆したものであり、セラミック被覆にはAlO、カーネルにはLiAlO等の物質を使用する。本検討より、1000Kで400日加熱しても、この粒子からのトリチウムの漏洩率は1%以下に押さえることができ、また、1400K以上で加熱すれば短時間でほぼ完全に放出できることが明らかとなった。この特性から、HTTRのトリチウム製造試験では1000K以下で照射し、照射後この粒子を1400K以上に加熱することにより容易にトリチウムを抽出できるものと考える。更に、この粒子を核融合炉に装荷しバッチ交換してトリチウムを製造すれば、ブランケット等のトリチウム漏洩防止機能への要求は低くなるものと考えられる。

Temperature limitation of partially stabilized zirconia for the application of electrical insulators

大野 英雄; 長崎 正雅; 石山 孝; 片野 吉男; 勝田 博司

J. Nucl. Mater., 141-143, p.392 - 395, 1986/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(86)80071-X

高強度・高じん性セラミックスと言われる部分安定化ジルコニアを核融合炉用電気絶縁あるいはRF窓材料として使用する場合、高温での相変態が問題となる。本研究では、ZrO-YO系及びZrO-MgO系部分安定化ジルコニアを様々な条件で作成し、その高温での相安定性を電気伝導度、X線及び中性子線回折、ならびにレザーラマン分光法で調べた。これらの結果、高温における相安定性は結晶粒径により大きく左右されることが明らかとなった。たとえば、3mol%YOを含む部分安定化ジルコニアの場合、混合法で作成した焼結体(粒径5~10m)の使用上限温度は約700Kであるが、共沈法で作成した微細粒子粉末(粒径1m以下)焼結体は1300Kにおいても長時間安定性を示した。また、これらの材料の中性子およびイオン照射に伴う相安定性についてものべる。