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石塚 悦男; 河村 弘; 坂本 直樹*; 西田 精利*; 斎藤 実
JAERI-M 94-032, 28 Pages, 1994/03
ペブル充填型ブランケットの概念設計では、中性子増倍材として直径約1mmのベリリウムの使用が検討されている。このため、球状ベリリウムに関する大量製造技術、熱的及び機械的特性の調査を行った。大量製造技術では回転電極法が最も優れており、電極材の製造方法を変えることで製造コスト及び不純物が改善された。熱的特性に関しては、熱膨張係数及び比熱をレーザ膨張計及び示差走査熱量計で測定した結果、ホットプレス材と同等の値であることが明らかとなった。また、機械的特性に関しては、圧潰試験結果から、破壊荷重が密封高純度ヘリウム中で600
C、1000C時間の加熱によっても変化しないことが明らかとなった。
石塚 悦男; 河村 弘; 佐川 尚司; 長倉 正昭*; 神澤 徹*
JAERI-M 93-044, 24 Pages, 1993/03
日本から提案されているペブル充填型ブランケットの概念設計を基にして、材料試験炉ではブランケット構造を模擬した試験体の照射試験を計画している。照射試験体を設計するための基礎データを取得するために、試験体中を流れるHeスイープガスによる圧力損失の評価を行った。この結果、実験値はKozeny-Carmanの式の約+25~-60%の範囲に収まり、本式を用いた設計が可能であることが明らかとなった。また、Heスイープガスに100ppmまで水分を添加して圧力損失を測定したところ顕著な水分の影響は見られなかった。
黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.
JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08
国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(Li
O)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、LiOペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。
河村 弘; 石塚 悦男; 相良 明男*; 鎌田 耕治*; 中田 宏勝; 斎藤 実; 二村 嘉明
Journal of Nuclear Materials, 176-177, p.661 - 665, 1990/00
被引用回数：24 パーセンタイル：88.52(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉において、ベリリウムは中性子増倍材や低Z被覆材として用いられようとしている。このような環境下においてベリリウムが使用される場合、ベリリウム中のトリチウムインベントリーが大きいか否か、すなわちトリチウムを保持しやすいか否かは、燃料のリサイクリング(トリチウム回収等)の観点から重要な事項になる。今回は、最も一般的な製作方法であるホットプレス法によって製作されたベリリウムに重水素を打ち込み、反跳粒子検出法によって求めたベリリウム中の重水素深さ分布及び加熱時の重水素保持特性について報告する。
沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.
JAERI-M 85-179, 454 Pages, 1986/01
国の長期計画において、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計と並行して行った重要技術課題の検討結果を述べる。重要技術課題には次の項目が含まれる。(1)プラズマ、マグネット、電源に関するパラメータ・サーベイ。(2)トリチウム増殖ブランケットの検討。(3)完全定常核融合実験炉に関する検討。(4)その他。
野田 健治; 石井 慶信; 松井 尚之*; 渡辺 斉
Radiat.Eff., 97, p.297 - 305, 1986/00
核融合炉トリチウム増殖ブランケット材料としての酸化リチウム(LiO)中の照射欠陥の性質を熱中性子炉又は酸素イオン照射した後、光吸収および電子スピン共鳴(ESR)測定することにより調べた。熱中性子炉又は酸素イオン照射したLiO中には主な照射欠陥としてF
中心(酸素空孔に1個の電子を捕獲したもの)が生成し、照射量と共に増加した。また、照射量が高くなると、酸素空孔の集合体と考えられる欠陥が生成すると共にコロイド状Li金属が粒界に優先的に析出した。酸素イオン照射における照射エネルギーとF中心の生成量との関係を調べることにより、F中心等の照射欠陥は「弾性的はじき出し」ばかりでなく、電子励起に関連した何らかの機構により生成すると考えられた。また、F中心の回復挙動を調べ、その回復の活性化エネルギーを135KJ/molと決定した。
飯田 浩正; 喜多村 和憲*; 湊 章男*; 坂本 寛己*; 山本 孝*; 関 泰; 迫 淳
JAERI-M 9250, 19 Pages, 1980/12
国際協力トカマク(INTOR)のトリチウム増殖ブランケットの一候補として、鉛を中性子増倍材として用いたブランケットの熱・構造設計を行った。その結果チューブインシェルタイプのブランケットは有力である事が分った。すなわち、鉛領域の構造材・冷却材の体積率は、鉛の中性子増倍効果を損わない程度に小さくできる。また鉛をブランケットの前方に置く事によって、プラズマ位置不安定性制御のために必要なシェル効果も期待できる。
