J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.11 (2020)６
４５‐６５０

解説

PHENIX プロジェクトにおける中性子照射タングステン材の熱拡散率測定
Thermal Diffusivity Measurement on Neutron Irradiated Tungsten Materials
in PHENIX Project
秋吉優史
AKIYOSHI Masafumi
大阪府立大学 放射線研究センター（原稿受付：２
０
２
０年７月１
９日）

核融合炉材料，特に高い熱負荷を受けるダイバータ材料に於いて熱拡散率は極めて重要であるが，中性子照射によって大きく低下することが知られている．候補材料の一つであるタングステンに於いては格子欠陥の導入による寄与と核変換元素の導入による寄与の両方を考慮しなければならない．PHENIX プロジェクトではガドリ
ニウムシールドを用いて熱中性子束を減らし核変換を抑制した極めてユニークな研究が行われており，その一部を紹介する．
Keywords:
Thermal diffusivity, neutron irradiation, tungsten, miniature specimen

１．
２ 熱拡散率と熱伝導率１．はじめにセラミックス中の熱拡散率 "［m2/s］は ""%
#
!
#と表され

１．
１ 核融合炉材料と熱物性る．ここで %はフォノンの平均速度［m/s］であり，照射に核融合炉の開発に於いてダイバータ板への高い熱流束2（〜10 MW/m ）は克服しなければならない問題の一つでよりほとんど変化しないと報告されている［２］．一方，#あり，様々な耐熱材料が検討されてきた．ただ単に高い熱はフォノンの平均自由行程（m）であり，照射前後で大き流束と言うだけであれば，例えば SiC セラミック材料はく異なる．照射された試料中では "
!
#
!
#
!
#
!!"
$""
%と平均自

230 W/m・K 程度の高い熱伝導率を示すため，1 cm の厚さ

由行程が変化する．ここで #$は照射後のフォノンの平均自の材料に対して背面を５００℃に冷却すれば，10 MW/m2 の由行程，#!は未照射試料中のフォノンの平均自由行程，#%

熱負荷を受けても表面温度は９３０℃に留まり，全く問題はは照射により導入された欠陥によるフォノン散乱の平均自無い．ところが核融合炉に於いては大量の高速中性子が材由行程で，欠陥の間の平均距離に相当すると考えられる．

料に入射するため，材料の結晶に格子欠陥を導入し，SiC

結晶粒の粒度分布や結晶粒の形状，結晶粒界部分の組成との場合，熱伝導率が 7 W/m・K 程度にまで著しく低下する

いった比較的マクロな構造は数 100 nm〜数 μm 程度のオー

ことが知られている［１］．この熱伝導率と背面温度，熱流ダーであり，常温に於いてはフォノン−フォノン散乱の寄束から単純に表面温度を求めると１５，
０００℃程度という値に与も大きいため，それらを全て加味した照射前の平均自由なってしまい，当然耐えることはできない．

行程 #!は数 10 nm 程度である．これらのマクロな構造は製

固体材料中の熱の伝導は，主にフォノン伝導と電子伝導法などにより異なり，未照射の製品の熱拡散率の違いととに分けることができる．前者は結晶格子間の振動を量子なって現れる．

化したフォノンによって熱が伝導され，後者は自由電子にその一方で中性子照射により導入される欠陥は，点欠陥よるものである．セラミックスでは前者が，金属では後者

や転位ループなど欠陥の種類により大きさが異なるが，最が主な熱伝導の担い手となる．フォノン伝導は結晶格子のも寄与が大きい空孔は 0.1 nm 程度であり，中性子照射後の振動による熱伝導であるため，中性子照射により格子欠陥［３］．このた#%は常温に於いて 0.5〜1.5 nm 程度であったが導入されるとフォノンが散乱され，熱伝導が低下する

め，照射後の試料中でのフォノンの平均自由行程は #$##%（フォノン−格子散乱）．また，温度が上昇することによっとなり，#!つまり未照射試料中での結晶粒界等の差異によても，熱振動によりフォノンが散乱される（フォノン−

る影響は小さいことがわかる．
さらにセラミックスの熱拡散率 "は温度!と共にフォノ

フォノン散乱）．

ン−フォノン散乱によって """!
!$ に従って低下するがRadiation Research Center, Organization for Research Promotion, Osaka Prefecture University, OSAKA 599-8570, Japanauthor’s e-mail: akiyoshi@riast.osakafu-u.ac.jp

６４５!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.11 November 2020（&!
'は 定 数），この 熱 拡 散 率 の 温 度 依 存 性 を 左 右 す る'パ ラ メ ー タ ー は，欠 陥 導 入 状 態 に よ っ て 変 化 し，室対して照射温度モニタと計算から照射温度が与えられてい温での測定だけでは照射温度における熱拡散率の推定を4.7×1018n/m2（
s E>0.1 MeV）
及び 9.5×１０18n/m2（
s ""0.5 eV）

行うこと が で き な い．ま た，熱 伝 導 率 "［W/K・m］は熱であり，ガドリニウムシールドにより，1×１０17n/m2（
s ""0.5 eV）・kg］，密 度 &［kg/m3］の 積
拡散率 #［m2/s］と 比 熱 !［J/K#程度にまで熱中性子を減衰させることができると見積られ"!#!#&で表されるが，比熱，密度の照射による変化は小ている［１０，１１］．

る．RB＊領 域 で の 中 性 子 束 は 85 MW で の 運 転 時 にその一方で依然核変換に伴う放射化の問題は照射後の試さいため（＜２％），無視できる．このため照射影響については熱拡散率についてのみ考慮する．

料を用いた実験を実施する上で大きな問題である．タング

１．
３ タングステン材料と PHENIX プロジェクト

ステンの場合は主な生成核種は185W で，半減期 75.1 日，

現在ダイバータ材料の候補としてタングステン材料が検433 keV の $線を放出する核種であり，数年の冷却期間を討されており，日米科学技術協力事業 PHENIX プロジェク

設ければ問題は無くなるのであるが，研究期間の限られたトに於いて，様々なタングステン材料に対する中性子照射

プロジェクトに於いては施設の取扱数量以下に放射能を抑影響が検討された．タングステンは金属材料であるが，熱える必要があるため，PHENIX プロジェクトに於いては熱伝導の 1/3 程度がフォノン伝導によるものであり，中性子

拡散率測定を始めとして様々な物性評価を微小試験片によ照射による格子欠陥導入に伴い熱拡散率の低下が見られるり実施した．一般的なレーザーフラッシュ法による熱拡散［４］．さらに，中性子照射によるもう一つの影響として，核率測定用の試験片は %10×2 mm 程度の円板状であるが，変換に伴う不純物元素の導入を考慮する必要がある．タン%3×0.5 mm という，透過電顕試料（TEM disk）サイズのグステンは核変換により，レニウム，オスミウムと言った

試験片での熱拡散率測定を実施した．

元素に変換されるが，これらの元素の添加により，大きく

２．熱拡散率の測定手法

熱拡散率が低下することが知られている［５］．

２．
１ 様々な熱拡散率測定法

タングステンに中性照射を行うと核変換によりこれらの核種が生成し，無視することのできない影響を与える．タ

熱伝導率の測定方法は定常法と非定常法に大別できる．

ングステン材料のうち天然同位体比が 30.4％ の184Wは熱中

定常法では温度勾配と熱量を測定することによって絶対値

性子に対する断面積 1.7 barn で中性子捕獲を行い，185Wが求められる．非定常法には過渡的熱流法と周期的加熱法に核変換される．185W は半減期 75.1 日で185Re に $崩壊すがある．過渡的熱流法は急激な温度変化を与え，その時間

185

る．さらに Reは熱中性子に対する断面積112 barnで中性変化から熱伝導率を，また，周期的加熱法は周期的な温度

子捕獲を行い，186Re に核変換され，半減期 3.7 日で186Os

変化を与え，その位相のずれや減衰率から熱拡散率を測定に $崩壊する．一方で，天然同位体比 28.8％ の W は熱中する方法である．過渡的熱流法には細線法とレーザーフ性子に対する断面積 38.1 barn で中性子捕獲を行い，187W

ラッシュ法がある．

186に核変換され，半減期 23.7 時間で187Re に $崩壊する．さらレーザーフラッシュ法は１９６１年に Parker らにより報告

187に， Re は熱中性子に対する断面積 76 barn で中性子捕獲

され［１２］，その測定の迅速性並びに熱拡散率と熱容量の同を行 い，188Re に 核 変 換 さ れ，半 減 期１７時 間 で188Os に $時測定が可能であること，また，微少な試料での測定（直崩壊する．こうして，純粋なタングステン材料中に均一に径〜10 mm，厚さ 0.5〜2 mm）や広い温度域で測定が可能

レニウムやオスミウムが導入され，材料の熱拡散率に大きであり，広範囲な熱拡散率に適用できることなどから，広な影響を与える．また，照射前にわざとレニウムを添加しく一般に用いられている方法である［１３］．特に，熱拡散率た材料の照射も行っているが，レニウムの天然同位体比が測定温度によって変化する場合，試料に大きな温度差を

187

185

は Re が 62.6%， Re が残りの 37.4％ を占めており，上記生じさせる測定法では測定温度を一義的に定義できず，熱と同じ反応を起こしてオスミウムに変換される．

伝導率が温度履歴の影響を受ける（アニールにより回復が

ところが，核融合炉環境と，材料試験のために原子炉，起こる）中性子照射試料などでは，測定時間が短く，測定

特に軽水炉で照射を行う場合，その中性子エネルギースペに伴う温度上昇の小さいレーザーフラッシュ法が適していクトルが大きく異なり，軽水炉では熱中性子の割合が高い

る．

ため，格子欠陥の導入量に比べて核変換量が大きくなって２．
２ レーザーフラッシュ法の原理

しまい，実際の核融合炉環境を模擬できないことが明らか

一様な温度に保持されている加熱炉または冷凍機の中に支持された厚さ #の試料小円板の表面に，固体レーザーをになっている［６，７］．

フラッシュすることにより，時刻(!!において瞬間的に熱

このため，PHENIX プロジェクトに於いては，アメリカ
オークリッジ国立研究所（ORNL）の HFIR（High Flux Iso-

量$を与え，小円板の裏面の温度%"#!
(#の上昇を高感度熱

tope Reactor）の比較的熱中性子束の少ない RB＊（large Re-

電対や赤外線検出器などで観測する．この際，熱拡散率のmovable Beryllium facility）に於いて，RB-19J キャプセル

低い試料や透光性の有る試料，金属光沢が有り入射光を反中に 1 mm 厚のガドリニウムのシールドを施すことで，熱射してしまう試料の場合，表面に熱伝導の良い黒色の物質

中性子を吸収し，核融合炉のスペクトルに近づけるというをコーティングしておき，フラッシュによる供給エネル

極めてユニークな照射を行った［８，９］．照射温度は５５０℃，

ギーの吸収を大きくし，さらにフラッシュに対して不透明

８５０℃，１０５０℃の３つの領域で実施され，それぞれの試料に化して，コーティングされた物質の層に相当する十分薄い
６４６

Special Topic Article

Thermal Diffusivity Measurement on Neutron Irradiated Tungsten Materials in PHENIX Project

M. Akiyoshi

円板表面内における温度分布を一様化する必要がある．
以前はいくつかの仮定を置いて近似すると試料背面温度
が最高温度の半分に上昇するまでの時間 """#と，試料厚さ!のみによって熱拡散率$を$!!
"
!
!#"
"$!
""
#として求める，"法が用いられていたが，近年では温度上昇曲線をカー""#
ブフィッティングすることにより試料表面からの熱損失や透光性なども考慮する，Cowan モデルや Cape-Lehman モ
デルなどが解析用ソフトウエアに組み込まれている場合があり，より正確な評価が可能である［１４，１５］．また，入力パ
ルスについてもモニタされ，波形を用いた補正も行われている場合がある［１６］．
いずれの場合に於いても，測定の際にはできる限り理想
図１

的な条件で実験を行う必要がある．
１．試料は外界と断熱されている．
２．試料表面は均一にパルス加熱される．
３．試料表面を加熱するパルス光の発光時間は熱が試料

NETZSCH LFA-457 熱拡散率測定装置（フラッシュパルス
幅 330 μs）で直径 3 mm 厚さ 0.5 mm（D3 TH） 微小試験片を測定した結果と，D10 T1 直径 10 mm 厚さ 1 mm の試料に対する測定結果との比較．D3 TH 試料は厚さが薄すぎるため，本来よりも低い熱拡散率と評価されている．

表面から裏面にまで伝わるのに要する時間より十分
熱拡散率を示した．

短い．

このため，PHENIX プロジェクトに於いては従来フラッ４．試料は均質である．

シュ光源に用いられてきたレーザーではなく，キセノンフ

５．試料は不透明でパルス光は試料表面付近の十分薄い層で吸収される．

ラッシュ光源を用いた NETZSCH LFA-467/467HT を用い

２．
３ 微小試験片測定上の問題点て微小試験片による熱拡散率測定を行っている［１８］．フ

前述した通り試料の放射化の問題のため，微小試験片をラッシュパルスの幅 "%は可変であり，最小で20 μsにまで短用いた測定を行う必要があることがプロジェクトの開始時

くすることができるため，未照射の純タングステンの場合から明らかとなっていたが，TEM Disk サイズの微小試験

試料厚さは 0.31 mm あれば良い計算になる．また，赤外線片を用いた測定技術は確立されておらず，様々な検討が必

センサー側の光学系を絞り，最小で %2.7 mm の範囲から集要であった［１７］．

光することで，S/N も向上している．ところが，そのまま

まず，単純に小さい試料を測定すること自体は，外界と従来の測定手法で測定を行うと，大幅に低い熱拡散率としの断熱性を考慮した治具を作成することで，比較的容易にて評価されてしまう場合がある．タングステンのように金達成することができる．入力パルスを受光する面積と，試

属光沢を持つ試料は，表面でのフラッシュパルスの吸収率

料背面からの赤外線放出を行う面積が縮小されるため，試を高め，背面からの赤外線放出率を向上するために，通常料からの赤外線信号とノイズの S/N 比が小さくなるが，入カーボンスプレーを塗布する．しかしながら一般に用いら力パルスの強度を上げることなどである程度対応可能であれているグラファイトスプレーは数 μm〜10 μm 程度の層る．

状構造となっており，0.5 mm程度の厚さの熱拡散率の高い

しかしながら，試料厚さが薄くなることに伴い，前節の試料に対しては，温度上昇曲線に無視できない余分な時間「３．試料表面を加熱するパルス光の発光時間は熱が試料を付与し，熱拡散率が低く見積られる．そのため，十分薄

表面から裏面にまで伝わるのに要する時間より十分短い．」

い層を形成し，測定に影響を与えない，グラフェンナノプ

という条件から外れてしまう場合 が あ る．JIS R1611 や

レートレットスプレーが必要不可欠である［１９］．

ASTM E1461 においては，フラッシュパルスの幅 "
""
#
%は "

図２は，LFA‐
４６７HT を使用して，同じ未照射純タングの１０分の１より短いことが求められている．汎用的な熱拡ステン試料（高温における圧延時の加工率 80％，熱処理

散率 測 定 装 置 で あ る，NETZSCH LFA-457 に お い て は，

９００℃，２０分で，厚板から各試験片を切り出し）の異なるサ"%!330 μs で，未 照 射 の 純 タ ン グ ス テ ン の 熱 拡 散 率 はイズの試料を，従来のグラファイトスプレーとグラフェン

66 mm2/s であるため，$!!
"
!
!#"
"$!
""
#の関係式から厚さ

スプレーそれぞれで処理して測定した結果である．グラ!#1.25 mm である必要があることがわかる．中性子照射

ファイトスプレーでは標準サイズの試験片では無視できたにより若干の熱拡散率低下が予想されるが，0.5 mm厚の試差が，厚さ 0.5 mm の試料では無視できなくなっているが，料では温度上昇曲線はフラッシュパルスに埋もれてしまい

グラフェンスプレーの場合は，D3TH の TEM Disk サイズ

正確な評価を行えないことが予想される．実際に未照射のの試験片でも，標準試験片と同等の結果が得られている

微小純タングステン試料に対して測定を行った結果を図１（DxTy は，直径 x mm，厚さ y mm（0.5 mm は H と表記）に示す．温度が低いうちは面積が小さいことに起因するの円板試料を意味する）．

S/N 比の低さから大きくばらついており，プランク則になお，1 mm 厚の純タングステン試料に通常のグラファ

従って放出される赤外線量が大きくなるため１５０℃程度かイトスプレーを薄く，疎らに塗布した場合，表面被覆率がら値は落ち着いたが，依然として標準試験片よりも小さい

低いと S/N の低下のため本来の値からの乖離が見られた
６４７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.11 November 2020

（図３）．単純に見た目上薄く塗ったとしても意味は無く，矢野や筆者らによっ て 高 速 実 験 炉 常 陽 Mk-II 炉 心 で通常の試験片ではきちんと試料全面に塗布を行う必要がある．

数十 dpa まで中性子重照射した SiC について，照射後（Asirradiated）の照射条件による違いと高温アニール挙動が３．これまでの照射後熱拡散率研究

スエリング測定，微構造観察と合わせて評価された．転位

３．
１ SiC とタングステンの照射後熱拡散率

ループがお互いに抑制し合いそれ以上欠陥導入しても再結

核融合炉材料として検討されている SiC の中性子照射後合して消えてしまうナノパーティション構造により熱拡散

熱拡散率は，古くは１９７３年の Price らによって研究が行わ

率の照射量に対する低下は 3×1026n/m2 程度で飽和し以降

れ，中性子照射後は試料の種類によらず熱拡散率がほとん

は照射温度が高いほど点欠陥の導入量は少ないこと，照射

ど同じ値まで減少し，温度が上昇してもほとんど値が変化

温度付近からの穏やかな回復と，空孔が再結合する１２００℃

しないことが報告されている［２０］．照射後試料を１５００℃ま程度からの急激な回復が見られるが，転位ループ形成が見で等時アニール（１時間程度の一定時間高温で保持した後られる高温照射の試料については１５００℃までのアニールでに，常温に戻しての測定を繰り返す）することにより照射も完全に回復しないことなどが明らかにされた［３，２３‐２５］．

前の熱伝導率に完全に回復することが Thorne らにより報

さらに，Snead らによって照射温度と照射量の依存性が網告されているが［２１］，Corelli らは粒径の微細な常圧焼結

羅され，スエリングとの相関についても整理された［１］．

の SiC は１
５００℃の 等 時 ア ニ ー ル に よ り 完 全 に 回 復 し た

タングステンに対する照射後熱拡散率のデータは極めてが，粒の大きな SiC は１
５００℃の等時アニールでも完全には限られており［４］，系統的な照射後熱拡散率のデータが求められている．

回復しなかったと報告している［２２］．

３．
２ 照射時熱拡散率の評価
従来の照射後熱拡散率測定の多くは，照射後に室温での測定を行い，照射条件による整理を行うか，等時アニール処理を行った後に室温に降温して測定を行い，回復挙動の評価を行うものであったが，フォノン伝導は欠陥の導入状
態に加えて試料の温度によっても異なるため，実際の照射
時の照射温度における熱拡散率は求められなかった．
実際の照射時は照射時のみに存在する欠陥の存在が加わるため，照射後の試料の測定よりも熱拡散率が低い可能性があるが，イオンビーム照射時の陽電子消滅寿命測定と，弾き出し欠陥の損傷速度の考察から，照射時のみに導入されている欠陥量は無視できる程度であると言える［２６］．ま図２た，アニール挙動から照射温度付近までは欠陥の回復は見NETZSCH LFA-467HT 熱拡散率測定装置（フラッシュパル
ス幅 20 μs）で純タングステン製の厚さ 1 mm（T1）もしくは 2 mm（T2）の試験片と，0.5 mm（TH）の試験片をグラ
ファイトスプレー，グラフェンスプレーでそれぞれ処理した場合の測定結果．厚さ 0.5 mm の試料をグラファイトス
プレーで処理すると，有意に低い熱拡散率を示すことが分かる．

られないことから，昇温しての熱拡散率測定を行い，温度依存性を評価して，照射温度における熱拡散率を求めることで（照射試料は貴重であるため，測定は照射温度以下に留め外挿で評価する），照射時の熱拡散率を評価することができる．SiC については3×1026n/m2 程度で照射量に対する熱拡散率低下が飽和したため照射温度についてのみ照射
時熱拡散率の整理を行った結果が図４である．照射温度が

図３

NETZSCH LFA-467HT で純タングステン製の直径 10 mm，
厚さ 1 mm の試験片に対して，従来のグラファイトスプ
レーを塗布する量を変化させたときの熱拡散率の変化．疎らに塗布すると，S/N 比が悪く，やや高い熱拡散率を示し
た．

図４

６４８

様々な照射条件で照射した !-SiC の照射時熱拡散率の評価
結果．

Special Topic Article

Thermal Diffusivity Measurement on Neutron Irradiated Tungsten Materials in PHENIX Project

M. Akiyoshi

価を行った．その結果を図６に示す．

高いほど欠陥導入量は小さいため室温での熱拡散率は高い
が，高温になるとフォノン−フォノン散乱のため未照射試

まず，純タングステン試料については，15％ 程度の熱拡料であっても熱拡散率は低下するため，結果的に照射温度散率低下が見られた．結晶粒方向の差異による違いは見ら

依存性は非常に小さく，若干高温で低下した［２７］．なお，れなかった．一方，カリウム添加 Re3％ タングステン材に

熱伝導率に関しては高温で比熱が上昇するため，わずかにおいては，熱拡散率の低下は 10％ 以下に留まり，結晶粒の高温の方が高くなる．

異なる試料の間で若干の差が見られた．しかし，結晶粒が試料平面に対して平行に配位している ID：９０００試料は照４．PHENIX プロジェクトにおける中性子照射タングステン材料の熱拡散率測定

射温度５３２℃，照射量 0.10 dpa であるのに対して，結晶粒が試料平面に対して垂直に配位している ID: A０
００では，照射１．
３節で説明した通り，PHENIX プロジェクトでは Gd

温度６６０℃，照射量0.38 dpaと照射時に炉心に近い位置に装シールドにより熱中性子束を抑えた照射を行い，核変換に荷されている．高い照射量でより多く核変換の起こっていよるタングステン中のレニウム，オスミウムの生成を抑制

る A０００の方が高い熱拡散率を示しており，照射温度に起している．試料はアライドマテリアル社製の，厚板応力緩因する点欠陥残存量の差がより大きく影響していると考え和材である．80％ の延伸加工の後，９００℃２０分の熱処理をられる（導入量は照射量で決まるが，その後の格子間原子行っている．円板状に打ち抜いた試料の面内が圧延した結移動に伴う再結合は照射時の温度によって左右される）．

晶粒方向に対して平行な物と，垂直な物の双方を照射して純タングステン試料は中性子照射により熱拡散率が低下

いるが，結晶粒の方向は照射前の熱拡散率に影響を及ぼさしたが，その熱拡散率は未照射の 3％ レニウム添加剤よりないことが明らかになっている［５］．

も高い値に留まっている．なお，カリウムは結晶粒の組織

ここで取り扱う試料の，ID，照射温度，照射量，組成，結制御のために添加されており，熱拡散率に影響を及ぼさ晶粒の方向（円板面に平行の物を//，垂直の物を⊥と表記）

ず，照射前の熱処理の過程で揮発している
［５，
２８］
．また，

を表１にまとめた．試料サイズはいずれも直径 6 mm，厚同報告では 1％ レニウム添加したタングステン試料はさ 2 mm の試料である．照射温度，照射量は実測値に基づくが，照射量モニタに関してはわずか２本の試料から評価しており，熱中性子束については過去の傾向から得られた計算式でフィッティングすると負の値となってしまい正しく評価できていない．
なお，本来 TEM disk サイズの微小試験片の測定を行う
予定であったが，NETZSCH USA 側の手違いでグラフェン
スプレーとして供給された製品が一般的なグラファイトス
プレーであり，派遣期間中の微小試験片の測定が不可能となったため，別の試験で使用を予定していた試料の測定を急遽行った．米国への派遣で研究を行う場合は，こういったことが無いように十分事前に情報交換を行うと共に，致命的なトラブルがあった場合でも他の研究が可能となるよ
う十分な事前準備が必要である．

図５

PHENIX プロジェクトで中性子照射したタングステン材料の照射前後の熱拡散率．照射による格子欠陥及び核変換元素の導入により１５％程度の熱拡散率低下が見られた．

図６

PHENIX プロジェクトで中性子照射したタングステン材料
を９００℃まで照射後アニールした結果．９００℃までのアニー
ルでは回復は見られない．

表１に示した照射後試験片および同等の未照射の試験片についても LFA‐
４５７を用いて室温から５００℃までの測定を行った．結果を図５に示す．照射後試験片は，ORNL の
Low Activation Materials Development and Analysis Laboratory（LAMDA）内で測定した．さらに，５００１（純タング
ステン），A０００（カリウム添加 Re 3％ タングステン材）については，９００℃までのアニール操作を行い，回復挙動の評
表１

PHENIX プロジェクトで熱拡散率測定を行った中性子照射
後試料の一覧．

４
０
０
０
５
０
０
１

照射温度
（℃）
662
548

Dose
（dpa）
0.39
0.15

９
０
０
０

532

0.10

A０
０
０

660

0.38

試料 ID

組成
純W
純W
K-doped
W-3%ReK-doped
W-3%Re

結晶粒
方向
//
⊥
//
⊥

６４９

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［２２］J.C. Corelli et al., J. Am. Ceram. Soc. 66, 529 (1983).
［２３］T. Yano et al., J. Nucl. Mater. 289, 102 (2001).
［２４］M. Akiyoshi et al., J. Nucl. Mater. 329-333, 1466 (2004).
［２５］M. Akiyoshi and T. Yano, Prog. Nucl. Energy 50, 567
(２
０
０
８).
［２
６］M. Akiyoshi et al., S. Costas (Ed.), Advances in Ceramics Characterization, Raw Materials, Processing, Properties,
Degradation and Healing (InTech, 2011) p.39.
［２７］M. Akiyoshi, J. Nucl. Mater. 386-388, 303 (2009).
［２８］S. Nogami et al., Fusion Sci. Technol. 72, 673 (2017).
［２９］https://wwwndc.jaea.go.jp/j４
０fig/jpeg/w１
８6̲f1.jpg［３０］K. Shibata et al., J. Nucl. Sci. Technol. 48, 1 (2011).

４０１℃に於いて熱拡散率 47.6 mm2/s を示しており，今回の2

中性子照射後純タングス テ ン 試 料 が４００℃で 47.5 mm /s（ID：５００１），46.1 mm2/s（ID：４０００）を示したのと非常に近い値となった．通常の HFIR 炉心での照射では，0.3 dpaまで照射すると核変換量は 2.6％ に相当し，格子欠陥による熱拡散率低下も考慮すると，ガドリニウムシールドによる熱中性子量の制御は有効に機能していると考えられる．
ただし，W-186 の中性子吸収断面積は 20 eV 程度に大きな共鳴吸収ピークを示しており［２９，３０］，単純に熱中性子量だけでは核変換量の評価はできない．今後，中性子照射後試料に対する元素分析による核変換量評価が待たれる．
今回の結果だけでは熱拡散率低下に於ける格子欠陥による影響と，核変換による影響を切り分けることはできない
が，より高温でのアニールに伴う格子欠陥の回復と陽電子
寿命測定による格子欠陥導入状態の評価，電気伝導率測定
による熱の電子伝導に与える核変換元素の影響評価，そして多数の微小試験片測定による照射条件の違いからの考察，さらに同一の試料に対してガドリニウムシールド無しのラビット照射を行った試料に対する測定結果などから，
タングステンに与える照射効果について多くの知見が得られると考えられる．

参考文献［１］L.L. Snead et al., J. Nucl. Mater. 371, 329 (2007).
［２］J.C. Corelli et al., J. American Ceram. Soc. 66, 529 (1983).
［３］M. Akiyoshi et al., J. Nucl. Mater. 367-370, 1023 (2007).
［４］M. Fujitsuka et al., J. Nucl. Mater. 283-287, 1148 (2000).
［５］M. Fukuda et al., Fusion Eng. Des. 132, 1 (2018).
［６］M.E. Sawan, Fusion Sci. Tech. 66, 272 (2014).
［７］A. Hasegawa et al., J. Nucl. Mater. 471, 175 (2016).
［８］L.M. Garrison et al., Fusion Sci. Technol. 75, 1 (2019).

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あき

よし

まさ

ふみ

秋 吉 優 史!!!!!!!!!!!!!!!!

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大阪府立大学放射線研究センター 准教授，
博士（工学）（東工大）．現在は FRONTIER
プロジェクトで核融合炉材料開発に携わっていますが，昨今の状況で本年度はオーク
リッジに行けないのが残念です．近年は教育現場で用いられる「クルックス管」からの X 線に関する放射線安全管理に注力しており，また今年から感染制御という全くの異分野の研究を始めています．

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