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宮川 晃尚*; 林 直輝*; 崩 愛昌*; 高橋 拓海*; 岩本 響*; 新井 剛*; 長友 重紀*; 宮崎 康典; 長谷川 健太; 佐野 雄一; et al.
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 96(7), p.671 - 676, 2023/07
被引用回数：2 パーセンタイル：71.3(Chemistry, Multidisciplinary)HONTAおよびTOD2EHNTAとして知られるニトリロトリアセトアミド(NTA)抽出剤を含む単一ポリマー被覆シリカ粒子におけるEu(III)の分配機構を検討した。本研究は、「単一の抽出剤を含浸したポリマー被覆シリカ粒子」の機能性を評価・向上させるための貴重なアプローチを提供するものである。
伊與田 宗慶*; 松田 朋己*; 佐野 智一*; 茂田 正哉*; 菖蒲 敬久; 湯本 博勝*; Koyama, Takahisa*; Yamazaki, Hiroshi*; 仙波 泰徳*; 大橋 治彦*; et al.
Journal of Manufacturing Processes, 94, p.424 - 434, 2023/05
被引用回数：3 パーセンタイル：57.26(Engineering, Manufacturing)Aluminum alloys are increasingly being applied to automobile bodies to reduce the weight of automobiles. In joining steel materials and aluminum alloys using resistance spot welding (RSW), it is important to control the state of intermetallic compounds due to the temperature at the joining interface. In other words, in RSW of Fe/Al dissimilar materials, it is necessary to clarify the heating and cooling phenomena of the interface temperature during joining. Although the convection behavior of the molten aluminum alloy is thought to influence the temperature distribution at the joining interface, there are no studies that have directly observed this phenomenon. In this study, convection in molten zone of aluminum alloy during RSW of steel and aluminum alloy is discussed. Direct observations were attempted in order to clarify the convection behavior of the molten aluminum alloy in RSW of steel and aluminum alloy. The main feature of this experiment is that a real-scale test piece and an RSW apparatus used in actual production were used to observe convection during actual production. The observation experiments were conducted using synchrotron radiation X-ray at SPring-8. During welding, the specimens were irradiated with synchrotron radiation X-ray, and convection was observed from the behavior of tracer particles placed on the specimens. As a results, three types of convection were observed: radial outward convection from the center of the molten zone at the joining interface, convection from the edge of the molten zone toward its center, and weak circulating convection at the edge of the molten zone. And, small convection velocities were generated at the edge of the molten zone. Furthermore, the convection velocity inside the molten zone was calculated to be approximately 1.75 m/s. In addition, it was shown that there is a correlation between convection behavior and the shape of the molten zone.
枝尾 祐希; 佐藤 克美; 岩井 保則; 林 巧
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1831 - 1838, 2016/11
被引用回数：8 パーセンタイル：60.26(Nuclear Science & Technology)Detritiation system of a nuclear fusion plant is mandatory to be designed and qualified taking all the possible extraordinary situations in addition to that in a normal condition carefully into consideration. We focused on the change in efficiency of tritium oxidation of a catalytic reactor in an event of fire where the air accompanied with hydrocarbons, water vapor and tritium is fed into a catalytic reactor at the same time. Our test results indicated; (1) tritiated hydrocarbon produces significantly by reaction between tritium and hydrocarbons in a catalytic reactor; (2) there is little possibility of degradation in detritiation performance due to tritiated hydrocarbons produced in the catalyst reactor are combusted; (3) there is no possibility of uncontrollable rise in temperature of the catalytic reactor by heat of reactions; and (4) saturated water vapor enables to poison the catalyst temporarily and degrades the detritiation performance. Our investigation indicated a saturated water vapor condition without hydrocarbons would be the dominant scenario to determine the amount of catalyst for the design of catalytic reactor of the detritiation system.
磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。
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：9.74(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.
河村 繕範; 枝尾 祐希; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1539 - 1543, 2014/10
被引用回数：8 パーセンタイル：53.31(Nuclear Science & Technology)吸着や同位体交換反応プロセスを用いたトリチウム回収システムが、固体増殖ブランケットのトリチウム回収システムとして提案されている。ゼオライトは吸着材や交換反応触媒の担体として用いられるが、カチオンを交換することで容易に性質を変えることができる。本研究では、モルデナイト型ゼオライトのカチオンを遷移金属イオンで交換した試料について、77Kでの水素同位体吸着量、298Kでの水蒸気吸着量について調べた。Ag-モルデナイトが低圧部においてかなり大きな水素同位体の吸着容量を持つこと、水蒸気吸着容量はカチオン交換の影響が水素同位体吸着ほど大きくないことがわかった。Ag-モルデナイトを用いると、トリチウム回収システムの低温吸着カラムの容量を大幅に低減できる可能性がある。
小田 靖久; 大島 克己; 中本 崇志*; 橋本 慰登*; 山本 剛史; 林 一生*; 池田 幸治; 池田 亮介; 梶原 健; 高橋 幸司; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 90(7), p.365 - 373, 2014/07
原子力機構では、ITERのECシステムの開発に向け、ITERのPlant Control Design Handbookに準拠したジャイロトロン運転システムのローカル制御システムのプロトタイプ開発を行った。本システムは、ITER CODAC Core Systemを使用して開発し、ジャイロトロン運転システムの状態遷移管理と監視をはじめ、ならびにジャイロトロンの発振のための電源システムのタイミング制御と運転波形収集の機能を実装した。本システムを用いて、ITERのジャイロトロン運転システムに準拠した電源構成にて、ITER用170GHzジャイロトロンの大電力発振シーケンスをITER準拠機材で制御する実証試験を行い、大電力RF発振を確認した。
山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.14(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。
河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 近藤 恵太郎*; 岩井 保則; 小林 和容; 中道 勝; 今野 力; 山西 敏彦; 林 巧; et al.
Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1253 - 1257, 2012/08
被引用回数：15 パーセンタイル：73.47(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットで生成するトリチウムの量の把握は、トリチウム増殖性能の評価及び、回収システム設計の観点から重要である。そこで原子力機構では、核融合中性子源を用いた模擬ブランケットの照射によるトリチウム生成回収実験を開始した。増殖材にはチタン酸リチウムを用いている。今回は、生成トリチウムの放出挙動におけるスイープガスの種類の影響について報告する。1%のH
を含むヘリウムガスでパージした場合、水蒸気状のトリチウムの放出が中性子照射に敏感に対応して生じた。これはスイープガス中に水蒸気成分が含まれていたことに起因する。乾燥ヘリウムガスでパージした場合は、水蒸気成分での放出が少なく、ガス分子状トリチウムの放出が目立つ結果となった。
林 伸彦; 井手 俊介; 鈴木 隆博; 伊丹 潔; 河野 康則; 笹尾 眞實子*; 草間 義紀
プラズマ・核融合学会誌, 88(7), p.392 - 393, 2012/07
2012年の春季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する2つの会合(「統合運転シナリオ」と「計測」)が開催された。「統合運転シナリオ」は、スペインのマドリードで開催し、日本からは4名の参加があった。「計測」は、ロシアのモスクワで開催し、日本からの参加者は2名であった。各会合の概要をまとめて報告する。なお、次回会合は2012年の秋季に、「計測」は他のグループとは独立に開催し、「統合運転シナリオ」は第24回核融合エネルギー会議後に米国のサンディエゴで「計測」以外の他のグループと合同で開催する予定である。
吉田 麻衣子; 諫山 明彦; 浦野 創; 河野 康則; 濱松 清隆; 林 伸彦
プラズマ・核融合学会誌, 87(12), p.849 - 852, 2011/12
2011年の秋季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する全6グループの会合が各グループ独立に開催された。「MHD安定性」はイタリアのバドバで開催され日本からは2名の会議参加があった。「輸送と閉じ込め物理」はフランスのカダラッシュで開催され日本からは2名の参加があった。「統合運転シナリオ」は日本の京都大学で開催され日本からは6名の参加があった。「ペデスタル物理」はイギリスのヨークで開催され日本からは3名の参加があった。「高エネルギー粒子物理」は米国のオースチンで開催され日本からは4名の参加があった。「計測」は中国の合肥で開催され日本からは2名の参加があった。それぞれ、各極の関係者と国際装置間比較実験、ITERの物理に関する今後の課題、及び、各グループの活動計画の議論が行われた。なお、次回会合は2012年の春季に開催される予定である。これらの会合の概要をまとめて報告する。
山西 敏彦; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 原 正憲*; 杉山 貴彦*; 奥野 健二*
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2152 - 2155, 2011/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合炉において、トリチウムをいかに閉じこめるかは重要な研究課題である。特に、水の形のトリチウムは、水素上の形のトリチウムと比較して、放射性物質としての危険度が高く、そのデータを取得することが強く求められている。高濃度トリチウム水の挙動として、金属材料に対するトリチウム水の腐食に関する一連のデータを得ることができた。通常、金属表面には酸化膜が形成され、腐食に対する不動態として機能するが、トリチウム水の存在により(0.23GBq/cc)、その膜形成が阻害されることが判明した。水処理については、ITERで採用された化学交換塔に関して、合理化・高度化を図る研究を行った。
山西 敏彦; 山田 正行; 鈴木 卓美; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 井ノ宮 大; 林 巧
Fusion Science and Technology, 60(3), p.1083 - 1087, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構におけるトリチウムプロセス研究棟(TPL)は、日本における唯一のグラムレベルトリチウム取り扱い施設として、1985年に設立された。1988年3月より、トリチウムを用いた運転が開始され、今日まで、トリチウム放出事故なしの運転を継続している。TPLから環境に放出されるスタックでの平均トリチウム濃度は、71Bq/m
とHTOでの規制値の1/70である。施設の故障事象データも、ポンプ,バルブ,モニター等主たる機器について、積算運転時間,積算運転開始コマンド数に対して蓄積している。液体及び固体廃棄物データ及びトリチウム計量管理に関するデータも蓄積している。科学研究費補助金特定領域研究として、これらデータの解析も行ったため、ここに報告する。
小林 和容; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1183 - 1186, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Materials Science, Multidisciplinary)安全性及び社会的受容性の高い核融合炉施設を建設するうえで、トリチウムの安全取扱技術の向上は、大きな課題の一つである。特に、環境への放出の防止,作業者への被ばくの低減が、重要である。ITERのトリチウムホットセルでは、さまざまな材料が用いられ、それら材料は、トリチウムに曝される可能性がある。特に最終閉じ込め系で用いられるコンクリート材料におけるトリチウムの挙動は非常に重要である。そこで、本研究では、トリチウムを一定期間曝露することで、コンクリート中のトリチウムの吸着量を把握するとともに、脱離時の化学形の測定,FT-IRによる吸着時の表面状態の観察を行うことにより、トリチウムの挙動に関して検討した。その結果、セメントペーストやモルタルは、少なくとも半年以内で飽和に達し、コンクリートは、1か月前後で飽和に達した。脱離時の化学形は、トリチウム水蒸気がほとんどであるが、水蒸気の添加や、昇温することにより、水素ガスやその他化合物として脱離することも明らかになった。
岩井 保則; 佐藤 克美; 廣木 章博; 玉田 正男; 林 巧; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1421 - 1425, 2010/12
被引用回数：3 パーセンタイル：24.08(Nuclear Science & Technology)固体高分子電解型高濃度トリチウム水電解システムに使用する高分子材につき耐酸性や耐放射線性を精査した。バイトン,アフラス,変性PPE樹脂,カプトンポリイミドを二年間にわたり高濃度硫酸に浸漬した結果、伸び率等の機械的特性に大きな変化が生じないことを明らかとした。また、1500kGyまで電子線で照射したナフィオン電解膜の室温水蒸気飽和条件におけるイオン伝導度では1000kGyを超える試料で若干の低下が見られた。Oリングシールに使用するゴム材のデュロメータ硬度の放射線影響については1500kGyまで照射したバイトン,アフラス等は若干硬度が上昇することを明らかとしたが、Oリングシールとして十分に使用可能な柔軟性は維持をしていた。放射線照射に伴う架橋や分解の進展により、一般に照射量の上昇とともに大きく増加するゴム材中のトリチウム水滞留量について、バイトンは1500kGyまでトリチウム水滞留量がほぼ一定値に安定することを見いだした。
山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 鈴木 卓美; 山田 正行
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1002 - 1006, 2010/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原型炉に向けたトリチウム技術の研究開発を、日本において、BA計画の下、大学の協力を得て、原子力機構により行われることが計画されている。(1)トリチウム分析技術,(2)トリチウム安全にかかわる基礎研究,(3)トリチウム耐久性試験である。EUは、研究開発成果の議論と評価に加わる。上記研究開発課題を行うために、青森県六カ所村に、多目的RI設備の建設が進められている。BA計画の最近の成果として、この多目的RI設備の詳細設計が行われた。設備の予備的安全研究,環境に排出しうるトリチウム量,作業従事者の被曝等も行われた。トリチウム分析技術の主たる研究開発課題は、マイクロGC,カロリメーター等、水素同位体,気体,液体,固体の実時間測定技術開発である。注目する材料としては、F82H, SiC, ZrCo, 液体あるいは固体のブランケット増殖,増倍材である。トリチウム耐久性試験においては、原型炉で採用が考えられる金属,有機物の放射線損傷,腐食が研究される。上記課題についての、一連の予備的研究が開始された。
林 巧; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 山西 敏彦; Perevezentsev, A.*
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1386 - 1390, 2010/12
被引用回数：11 パーセンタイル：59.22(Nuclear Science & Technology)ITERのトリチウム除去設備は安全の要の設備であり、日本がその5割を調達分担する予定である。この間、より効果的なトリチウム除去設備の確立を目指し、種々の異常事象条件での性能や機能劣化について試験するとともに、ITERの設計評価活動を通して概念設計の最終化を支援してきた。現在の安全上重要な機器であるトリチウム除去設備は、主として触媒酸化反応器と交流型水-水蒸気交換塔及び排風機で構成する。今回、その設備としての故障確率を、個別の弁や制御機器等の故障率データから評価し、従来の触媒酸化-水分吸着方式の評価結果と比較したところ、約1桁から2桁改善されたことが判明した。主たる改善の要因は、(1)交換塔を使用することにより吸着塔の定期的な再生による弁切り替え時の故障の回避と、(2)標準化による複数系統配置による。さらに、本評価上の観点からは、系統数を低減しても、大きな影響は出ないことが判明し、今後の合理化が計れる可能性があることがわかった。
長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12
この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
山西 敏彦; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 原 正憲*; 杉山 貴彦*; 奥野 健二*
プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.716 - 725, 2009/10
平成19年度より文部科学省科学研究費特定領域「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」が採択され発足した。6個の「計画研究」班を置き、核融合で使用されるトリチウムについての社会的受容性を高めるための活動を行っている。本報告は、原子力研究開発機構が中心となっている計画研究班、C01班のこれまでの研究成果,今後の計画を記述したものである。C01班では、核融合炉でのトリチウム閉じ込め技術を確立することを最終的な目標とする。そのために、特に基礎研究の進展とデータ取得が強く望まれている「高濃度トリチウム水及び有機物の化学的現象の解明」を目的に研究を行っている。具体的には、(1)トリチウム水及び有機トリチウムが物理的閉じこめ障壁に与える影響の解明:トリチウム水及び有機トリチウムの化学反応による生成物の特定、その反応生成物による閉じ込め障壁に対する腐食、浸透現象の解明、(2)トリチウム水及び有機トリチウムの機能的閉じ込めの研究:トリチウム水及び有機トリチウムのセラミック、触媒での反応の速度の測定、反応速度に影響を与える因子の特定、を行う。
河村 繕範; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦; 宗像 健三*
Fusion Science and Technology, 56(1), p.168 - 172, 2009/07
被引用回数：5 パーセンタイル：35.97(Nuclear Science & Technology)合成ゼオライトは水素同位体分析用低温ガスクロマトグラフのカラム充填材候補である。モルデナイトはゼオライトの一種で、モルデナイトの分離カラムは200K付近で水素同位体を分離できると報告された。そこで筆者らはモルデナイトにおけるH及びDの吸着容量を調べ、平衡吸着量が2つのラングミュア式の和で表現できること、及びHD, HT, DT, Tの吸着量の予測値を報告している。今回、77K及び87KでのモルデナイトにおけるTの平衡吸着量を定容法で求め、予測値と比較した。実測値は予測値とほぼ一致するが、77Kの低圧側ではTの吸着量が予想を下回った。Tは実験ごとに金属ベッドから供給し実験後に金属ベッドに回収する。このとき、崩壊ヘリウムも放出されるが、崩壊ヘリウムは金属ベッドに再吸蔵されないので最終的には廃棄する。したがって、吸蔵放出を繰返すと試料ガス中の崩壊ヘリウムは減少していくことになる。77Kのデータは87Kのデータより先に取得したため、崩壊ヘリウムの影響が出た可能性がある。
