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小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧
Fusion Science and Technology, 67(3), p.519 - 522, 2015/04
被引用回数：2 パーセンタイル：17.52(Nuclear Science & Technology)SUS304ステンレス鋼のトリチウムによる自己不動態化阻害効果がSUS304ステンレス鋼の不動態被膜の主成分の一つであるクロムの溶出によることが考えられたため、クロムの腐食挙動に及ぼすトリチウムの影響に関し、電気化学手法のひとつであるアノード分極曲線を測定することにより調べた。トリチウム濃度、溶存酸素濃度をパラメータとし、トリチウム水を加えていない条件下では溶存酸素によるクロムの自己不動態化が観察できる、0.01N硫酸水溶液中にて実験を行った結果、SUS304ステンレス鋼と同様、クロムにおいても自己不動態化が抑制されていた。この結果より、トリチウム水中におけるSUS304ステンレス鋼の自己不動態化抑制効果は、不動態被膜の主成分の一つであるクロムが溶出に起因することが示唆された。
星野 毅; 落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 河村 繕範
Fusion Science and Technology, 67(2), p.386 - 389, 2015/03
被引用回数：13 パーセンタイル：72.94(Nuclear Science & Technology)日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li
TiO
)微小球の製造試験を実施している。この微小球のトリチウム放出特性を評価するため、原子力機構の核融合中性子源(FNS)にてDT中性子照射試験を実施した。初期のエマルジョン法にて試作したLi添加型LiTiO微小球は、結晶粒径が10
mより大きいため、トリチウム放出速度が極めて遅い課題を有していた。そこで、真空中にて微小球を製造する新たな試みにより、トリチウム放出特性に優れていると考えられる5m未満の結晶粒径を有する微小球製造に成功した。新たな微小球の、723Kにおけるトリチウム放出特性を評価した結果、従来のLiTiO微小球と同等のトリチウム放出速度を有するだけでなく、全放出トリチウムの96%がHTガスの化学形であることを確認し、トリチウムの計量管理上重要な情報を得た。
林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.
Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03
被引用回数：1 パーセンタイル：9.71(Nuclear Science & Technology)Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku Japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.
枝尾 祐希; 河村 繕範; 倉田 理江; 深田 智*; 竹石 敏治*; 林 巧; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 67(2), p.320 - 323, 2015/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)コンクリート壁へのトリチウムの移行挙動及びトリチウムと塗料の相互作用についての基礎的な現象を把握することを目的とし、エポキシ塗料及びウレタン塗料を塗布したセメントペーストのトリチウム浸透、浸出挙動を測定した。実験の結果、裸のセメントペーストし試料のトリチウム浸透量は2日で飽和に達したのに対し、塗料塗布試料の浸透量は2か月経過後も増加し、セメントペーストのそれを上回る傾向にあった。また、いずれの試料においてもトリチウムの浸透及び浸出挙動が定常になるまでの過渡変化は拡散律速モデルの解析により評価できることが分かった。したがって、短期間のトリチウム曝露においては浸透遅延効果を発揮するが、長期間においてはトリチウムの浸透量は塗料の分だけ増加することが示唆された。本研究は九州大学との共同研究として実施された。
小林 和容; 鳥養 祐二*; 齋藤 真貴子; Alimov, V. Kh.*; 宮 直之; 池田 佳隆
Fusion Science and Technology, 67(2), p.428 - 431, 2015/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JT-60Uは、20年間の重水素実験の後、解体が開始された。解体では、真空容器中のトリチウムの保持量が安全上重要な問題の一つである。そこで、真空容器として用いられたインコネル625中のトリチウムの挙動を把握することは、非常に重要である。本報告では、室温中でインコネル625からトリチウムは、1年間連続的に放出されることを明らかにした。また、約1年間でほとんどのトリチウムが放出され、その化学形は、HTOであることを明らかにした。これらデータをもとに今後は、JT-60Uで用いられた真空容器を使用し、トリチウムの挙動に関する研究を進める。
深田 智*; 片山 一成*; 竹石 敏治*; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 67(2), p.99 - 102, 2015/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)What affects tritium migration through porous concrete walls coated with a hydrophobic paint is reviewed from the viewpoint of tritium safety. Being taken into consideration of multi-structural concrete composed of aggregates, sand, water and cement which contents are CaO, SiO, AlO, FeO, MgO, CaSO
and so on, tritium path is discussed in terms of the HTO diffusivity and adsorption coeffcient on porous walls. Measures to predict rates of tritium leak from laboratory walls to the environment and residual tritium amounts in concrete are estimated based on previous data. Three cases of accidental or chronic tritium release to laboratory air are discussed using the diffusion-adsorption model.
磯部 兼嗣; 林 巧
no journal, ,
金属のトリチウム透過は、核融合炉における燃料循環やトリチウム除去設備の設計上、考慮すべき因子の一つである。本研究では、科研費基盤研究(C)「不均質領域を持った材料における水素透過挙動の解明」の一環として、商業的に広く用いられているTIG溶接がSUS304ステンレス鋼の水素同位体透過挙動に及ぼす影響を調べた。片端を封止した管状のSUS304ステンレス鋼を試料とした。管外側を四重極質量分析計を備え付けた真空排気ユニットを取り付け、試料を外部電気炉で加熱し、管内部には0.2MPa重水素を供給することで重水素の透過挙動を調べた。423Kから673Kの温度範囲での重水素透過挙動の取得に成功し、623K以上の温度では溶接による影響は見られないものの、573K並びに523Kの温度では、溶接によりわずかではあるが重水素透過量の増加が確認された。
