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伊藤 正泰; 北岸 茂; 塙 善雄; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2011 - March 2012, P. 535, 2012/12
ベリリウムは、多くの材料試験炉において減速材や反射体として利用される一方、核融合炉では、プラズマ対向機器の保護壁や中性子増倍材として開発が進められている。このため、ベリリウムの純水やガス環境に対する相互作用(表面化学結合状態)や機械的性質,化学的性質などの特性を評価する必要がある。本研究では、純水下での長寿命化の検討のため3種類のベリリウム試料(S-200F, S-65H, I-220H)を作製し、腐食試験及び表面分析を実施した。その結果、それぞれのベリリウム試料において腐食試験による表面の変化が観察され、BeOの含有量や結晶粒径に影響していることがわかった。
信太 祐二*; 山内 有二*; 日野 友明*; 赤丸 悟士*; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 鈴木 哲; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1070 - 1073, 2012/08
被引用回数：2 パーセンタイル：17.8(Nuclear Science & Technology)Co-deposited carbon film with different deuterium concentration, D/C, were exposed to tritium gas at the temperature of 423 K, and then the atomic ratio of absorbed tritium to carbon, T/C, was evaluated. The obtained data were discussed with crystal structure of the carbon film. The T/C increased with decreasing D/C of carbon film. The carbon film with low D/C had more defective structure. The reduction of D/C by the heating before tritium exposure led to the increase of absorption amount. These results suggest that carbon film with more defective structure and low D/C film could absorb large amount of tritium. The hydrogen isotope concentration in the present experiment was saturated below the orders of 10
, which was 3-4 orders of magnitude smaller than that of co-deposited carbon film with hydrogen isotope.
土谷 邦彦; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 塙 善雄; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2010 - March 2011, P. 545, 2011/11
核融合炉用固体増殖ブランケットでは、金属ベリリウム(Be)が中性子増倍材の第一候補であり、Be-水反応に対する検討が求められている。一方、材料試験炉(JMTR)には、中性子束を高めるために中性子反射体として金属ベリリウム枠が使用され、長寿命化の検討が行われている。本研究では、Be-水反応に対する相互作用(表面化学結合状態)を解明するために浸漬試験を行った。3種類の製造方法の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、浸漬試験後の金属ベリリウム表面はX線回折及びXPSにて結晶構造及び化学結合を分析した。その結果、3種類の金属ベリリウム表面にBe(OH)
と考えられる白い反応物が生成していた。重量変化率の評価より、反応物の生成量はI-220Hが最も少なく、反応物の生成は製造方法やBeO含有量等に影響していることがわかった。
河村 繕範; 洲 亘*; 松山 政夫*; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 60(3), p.986 - 989, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：32.59(Nuclear Science & Technology)ブランケットのスイープガス出口近傍等、比較的温度の高いガス中のトリチウムの測定を想定し、120
Cの雰囲気で動作する
線誘起制動X線計測型トリチウムモニタを作成し、トリチウム測定を実施した。120Cでは加熱しない状態の1/2程度の計数率となった。本実験系は密閉系であるため、同一圧力では温度が高い方がトリチウム分子数が少なくなることも一因であろう。加熱前後の計数率に変化はなく、加熱によるシンチレータの劣化は見られなかった。
小林 誠*; Wang, W.*; 倉田 理江; 松山 政夫*; 林 巧; 山西 敏彦; 朝倉 大和*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*
Fusion Science and Technology, 60(1), p.403 - 406, 2011/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ステンレス鋼酸化膜に対する、水素同位体の保持及び放出機構を、多様な温度で研究した。酸化膜は、おもに酸化鉄と考えられ、分子状態で放出される重水素は、その分解温度とおおよそ一致する温度で放出された。重水素の保持量は、ステンレス酸化膜の形成温度の上昇とともに増加した。酸化膜の厚さが、水素同位体の保持量に大きく依存していると考えられる。一方、水の形で放出される重水素の量は、酸化膜形成温度に依存しなかった。水素同位体が水の形に平成されるのは、ステンレス鋼のごく表面の酸化鉄の量に依存していると考えられる。
土谷 邦彦; 塙 善雄; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 波多野 雄治*; 松山 政夫*
平成21年度富山大学共同利用・共同研究成果報告書, p.9 - 10, 2010/12
原子力機構のJMTRには、中性子反射体として金属ベリリウム(Be)枠が使用されている。金属Beは、中性子との核反応によりヘリウム(He)及びトリチチム(T)が生成するため、機械的強度の変化,スエリング(体積膨張)による曲りなどが起こり、Be枠は約5年ごとに交換されている。このため、JMTRの稼働率向上及び放射性廃棄物の低減の観点から、Be枠の長期使用を検討することが必要不可欠である。本報告書は、長寿命化のための材料選定に必要な金属Beの構造的特性及び水素同位体の表面化学結合状態を解明するための予備検討結果について記載したものである。
松山 政夫*; 林 巧; 山西 敏彦
プラズマ・核融合学会誌, 86(7), p.431 - 435, 2010/07
富山大学水素同位体科学研究センター及び原子力機構トリチウムプロセス研究棟(TPL)ともに、ホット運転から25-30年が経過する中、ホット施設の運転・保守の努力を続けており、蓄積された貴重な経験を示した。一方で、両施設の更新、新たな施設も必要とされており、富山大学の施設の更新状況,六ヶ所に整備を開始したトリチウム取扱い研究施設の概要,今後原型炉に向けた研究開発においてさらに必要となる施設の考え方を示した。長期に渡る継続的な研究開発が必要な核融合炉研究において、人材の育成・確保に、技術の継承に、核融合炉の社会的受容性の熟成のために、トリチウム取扱い施設が必要なことは言うまでもない。上記2つの大量トリチウム取扱い施設を核に、国内外のトリチウム研究における協力研究体制,今後の展望を議論した。
松山 政夫*; 山西 敏彦
プラズマ・核融合学会誌, 86(2), p.97 - 103, 2010/02
日本国内の大量トリチウム取り扱いは、富山大学水素同位体科学研究センター及び日本原子力研究開発機構トリチウムプロセス研究棟(TPL)を中心に進められ、施設運転から約30年が経過した。その間、無事故での安全取り扱い実績を重ね、大量トリチウム取り扱いという課題が、ようやく日本でも特殊なものではなくなったと自負している。本講座では、これまでの上記施設における成果をレビューするとともに、施設建設準備の活動にも焦点を当て、今後の技術継承と、日本における大量トリチウム取り扱い施設の維持という観点から提言したい。
洲 亘; 松山 政夫*; 鈴木 卓美; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.803 - 808, 2006/02
被引用回数：12 パーセンタイル：63.1(Nuclear Science & Technology)水素で希釈したトリチウムとヘリウムで希釈したトリチウムについて、組成比一定の条件で線誘起X線計測法による計数率とトリチウム分圧の関係を測定した。その結果、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧に比例していることを明らかにした。また、トリチウム分圧一定の条件の下でヘリウムを徐々に添加し、X線計数率の変化を調べ、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧のみに依存していることを明らかにした。今回の結果は、線誘起X線計測法が核融合炉のトリチウムプロセスシステム、例えばブランケットのトリチウム回収システムにおけるトリチウム分圧測定に有望な手法になることを示すものである。
洲 亘; 松山 政夫*; 鈴木 卓美; 西 正孝
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 521(2-3), p.423 - 429, 2004/04
被引用回数：19 パーセンタイル：75.21(Instruments & Instrumentation)簡便で精度の高い高濃度トリチウム測定手法の開発は、核融合炉のトリチウム燃料プロセス制御及び計量管理の観点から重要である。トリチウムの線に起因して発生する制動X線を測定する方法は、低トリチウム濃度でその有効性が確認されてきたが、トリチウムプロセスモニターへの応用のため、その純トリチウムに対する応答特性を10
-10
GBq/m
の広いトリチウム濃度範囲で調べた。その結果、10-10
GBq/mのトリチウム濃度範囲では制動X線の計数率とトリチウム濃度との間に良好な線形関係が見られ、またその感度計数として0.5GBq/mper cpm とよい値を得た。次に、重水素で希釈したトリチウム(トリチウムの原子比:約1%)を用いて本モニターの応答特性に及ぼす不純物の影響を検討し、5kPa以下の全圧では不純物に影響されないことを明らかにし、本方式のトリチウムモニターがプロセスモニターとして有望であることを確認した。さらに、本モニターの応用としてトリチウム貯蔵ベッド昇温初期に放出されるヘリウム-3の測定を行い、その実用性を確認した。
線誘起制動X線計測型トリチウムモニタの高温環境対応河村 繕範; 洲 亘*; 松山 政夫*; 山西 敏彦
no journal, ,
ブランケットのスイープガス出口近傍等、比較的温度の高いガス中のトリチウムの測定を想定し、120Cの雰囲気で動作する線誘起制動X線計測型トリチウムモニタを作成し、トリチウム測定を実施した。120Cでは加熱しない状態の1/2程度の計数率となった。本実験系は密閉系であるため、同一圧力では温度が高い方がトリチウム分子数が少なくなることも一因であろう。加熱前後の計数率に変化はなく、加熱によるシンチレータの劣化は見られなかった。
土谷 邦彦; 塙 善雄; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 波多野 雄治*; 松山 政夫*
no journal, ,
原子力機構の材料試験炉(JMTR)には、中性子反射体として金属ベリリウム(Be)枠が使用されている。金属Beは、中性子との核反応によりヘリウム(He)及びトリチウム(T)が生成するため、機械的強度の変化,スエリング(体積膨張)による曲りなどが起こり、Be枠は約5年ごとに交換されている。このため、JMTRの稼働率向上及び放射性廃棄物の低減の観点から、Be枠の長期使用を検討することが必要不可欠である。本発表は、長寿命化のための材料選定に必要な金属Beの構造的特性及び水素同位体の表面化学結合状態を解明するための予備検討について報告する。
伊藤 正泰; 武内 伴照; 野崎 天生*; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 土谷 邦彦
no journal, ,
JMTRでは中性子反射体として金属ベリリウムが使用されている。JMTRは2012年に再稼働する予定であるが、その一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。本研究では、JMTR炉水条件での金属ベリリウムの腐食挙動を調べた。金属ベリリウム試料は、真空ホットプレス(VHP)法 及び熱間等方圧加圧(HIP)法と異なった製造法で製作されたものを選定し、S-200F, S-65HとI-220Hの3種類とした。腐食試験は、50Cの純水中で腐食時間を変更して行った。腐食試験後、金属ベリリウムの表面分析として、X線回折(XRD)及びX線光電子分光(XPS),水分析として電気伝導率及び不純物測定を行った。この結果、3種類の金属ベリリウム試料のうち、I-220Hが他の材料に比べ高い耐腐食性を示すことを明らかにした。
