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Li + 
Pb reaction西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 前田 英太*; 渡辺 茂樹; 橋本 和幸; 石岡 典子; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 山田 記大*; et al.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 304(3), p.1077 - 1083, 2015/06
被引用回数：9 パーセンタイル：60.27(Chemistry, Analytical)29-57MeVのLiビームとPb標的核の反応においてアスタチン同位体
Atの生成断面積を
線, 
線スペクトルメトリーで測定した。生成断面積の励起関数を統計模型モデル計算と比較することで、Li + Pbの反応機構を調べた。44MeVより大きい入射エネルギーでの
Atと
Atの生成断面積が理論値よりも小さいことから、分解反応が存在することを明らかにした。照射した鉛標的からのアスタチンの化学分離を乾式蒸留法に基づいて調べ、アスタチン製造の相補的な手法を開発した。
山西 敏彦; 岩井 保則; 河村 繕範; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.797 - 802, 2006/02
被引用回数：9 パーセンタイル：53.29(Nuclear Science & Technology)核融合炉の冷却水からのトリチウム回収システムに関し、既存技術によるシステムの設計検討を行い、その規模が許容できるものであるか、新技術の開発が必須となるか考察した。原研で概念設計を行った核融合炉(DEMO2001,第一壁領域でのトリチウム透過量:56g/day,ブランケット領域でのトリチウム透過量:74g/day)を対象とし、冷却水中の許容トリチウム濃度を30Ci/kg(カナダでの経験による)とした。既存技術として、水蒸留塔+化学交換塔+電解セルを採用した場合、水蒸留塔は内径6m
高さ40m,内径1.6 m高さ40m規模になること、燃料系の規模をITERと同等とした場合、電解セルのトリチウム濃度がITERよりも遙かに大きく耐放射線性に懸念が生じることが判明した。また水蒸留塔の代わりに、重水濃縮等で用いられている2重温度化学交換塔を用いても改善が認められないことが判明した。このように、水蒸留塔に替わるフロントエンドプロセスが必要であり、水蒸気圧力スイング法の研究を進めている。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
JAERI-Tech 2005-045, 38 Pages, 2005/08
核融合炉の水素同位体分離に用いられる深冷蒸留塔では、水素を液化させるヘリウム冷媒配管を、凝縮器外周に巻き付ける構造が採用されている。冷媒配管にトリチウムが混入する可能性を確実に除外するためこの構造が採用されているが、凝縮器に広い外表面積が必要なことから、凝縮器そのものが大型化する問題が生じる。この問題を解決するために、ヘリウム冷媒配管流路及び凝縮器内部にフィンを挿入したスパイラルフィン形状凝縮器の概念を考案した。これにより、従来型の凝縮器と比較して半分以下の大きさに縮小することが可能となった。さらに、凝縮器内部の水素同位体インベントリーを評価する簡易モデルを提案し、その妥当性を検証した。
岩井 保則; 山西 敏彦; 大平 茂; 鈴木 卓美; 洲 亘; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.553 - 560, 2002/11
被引用回数：15 パーセンタイル：65.5(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法を採用した水素同位体分離システム(ISS)は核融合炉の燃料循環システムを構成する中核機器の一つである。国際熱核融合実験炉ITERのISS設計にあたり、設計検討上必要な体系的データ取得を目的とした深冷蒸留実験を実施した。得られた主な結果は以下の通りである。(1)ISS設計のキーパラメーターである理論段相当高の値は、実験から5cmと評価した。この値はITER-ISSの設計に採用された。(2)ISS制御ツールとしてレーザーラマン分光法を用いた高速遠隔多点水素同位体分析システムの開発を進め、水素同位体6成分(H2, HD, HT, D2, DT, T2)を1分以内に分析限界1000ppmの精度で分析できることを実証した。本システムの長期間信頼性は、2年間に渡り機器故障なく使用できた実績により確証した。(3)ISS動作評価コードを実験結果と比較検討を行うことで改良し、蒸留塔の動特性を模擬することに成功した。一連の実験を通し、ISSの設計手法及び運転手法を確立した。
岩井 保則; 中村 博文; 小西 哲之; 西 正孝; Willms, R. S.*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.668 - 672, 2002/05
核融合実験炉の燃料循環システムではトリチウムの大部分が水素同位体分離システム(ISS)の深冷蒸留塔に液の形で滞留する。ISSの冷却材喪失事象は塔内の液化水素の異常な蒸発を引起こす。核融合炉の安全性の観点から、冷却材喪失事象時のISSの挙動を把握し、数値評価手法を確立することを目的に、日米協力の下、米国ロスアラモス国立研究所トリチウムシステム試験施設の核融合実験炉規模の深冷蒸留塔で冷却材喪失事象模擬試験を世界で初めて実施した。定常状態における深冷蒸留塔内の水素同位体インベントリーの所在を評価した後、冷凍機を手動で停止させることで冷却材喪失事象を模擬した。また同時に再沸器のヒーター出力を零とした。塔内の圧力が定常時の106.7kPaから液の蒸発とともに上昇し、235kPaに達するまでに90分を要することを観測し、水素吸蔵ベットを用いた水素急速回収等により圧力上昇を防ぐ十分な時間猶予があることを見いだした。
金 善永
JNC TN8400 2001-008, 36 Pages, 2001/03
JNC-TN8400-2001-008.pdf:2.92MB
高レベル放射性廃棄物を地層処分する際に、多くの国では緩衝材としてベントナイトが候補材料として考えられている。特に近年は、地層処分にセメント系材料の使用が考えられている。セメント系材料からの浸出液はpHが高く、Ca、Na、Kなどの濃度が高いために、緩衝材や周辺岩盤を変質させると考えられる。この反応は、処分場が地下深い所に位置する場合、地熱や放射性廃棄物からの熱、圧力、地下水などの反応によって、さらに激しい変質を受けると考えられる。このような場合、緩衝材としての膨潤性、地下水の侵入防止、核種元素の移行遅延などの性能は、低下することが懸念される。今回は、高pH溶液に対する緩衝材構成鉱物間の影響を調べるために、緩衝材の主な構成鉱物であるモンモリロナイト、長石(曹長石)、石英を選定し、これらを一定比率に混合させて、蒸留水やpH11
13溶液との反応を調べた。試験温度は50150
であり、反応期間は10200日であった。試験結果、主な2次生成鉱物は方沸石(analcime)であり、温度やpHが高く、反応期間が長いほど、その生成量は多く、粒径も大きくなる傾向を示した。この方沸石の生成量は、X線粉末回折分析手法により定量化を試みた。方沸石の定量化の結果、その生成量は次の順序を示した。モンモリロナイトと長石混合試験
モンモリロナイト試験モンモリロナイトと石英混合試験この他に、走査型電子顕微鏡観察を行った結果、X線粉末回折分析データからは検出できなかった方沸石の結晶が観察された。また、定量化のデータを利用して、各試験においての方沸石の活性化エネルギー(kJ/mol)を求めてみた。・モンモリロナイト試験での方沸石の活性化エネルギー:54.9kJ/mol・モンモリロナイトと長石混合試験での方沸石の活性化エネルギー:51.9kJ/mol・モンモリロナイトと石英混合試験での方沸石の活性化エネルギー:59.6kJ/mol以上の結果より、ベントナイトに珪砂を混合させることや、周辺岩盤や緩衝材中の長石の存在などによる高pH溶液の変質影響を推定できる。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1078 - 1082, 2001/03
現在進行中のITER設計見直し作業の一環として、燃料循環システムの中核である水素同位体分離システム(ISS)の処理流量の減少に基づいた概念設計の再検討を行った。ISSでは供給される三種類(プラズマ排ガス,水処理システムからの排ガス,中性粒子注入システムからの排ガス)のフィードを深冷蒸留法により、燃料用のトリチウム濃縮流、中性粒子注入システム用の重水素濃縮流、軽水素排ガスに分離する。本報ではサイドカット流、平衡器の減数などシステムの簡略化とITERの段階的運転シナリオを考慮した4塔からなる独自の塔構成を提案した。プラズマ排ガスのトリチウム濃度、要求される燃料流中のトリチウム濃度及びその流量が総トリチウムインベントリーに与える影響を考察した。また現状の塔構成では軽水素排ガス中のトリチウム濃度が運転中に変動する可能性を指摘し、塔の構成変更による対策を提案した。
西 正孝; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 鈴木 卓美; et al.
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.879 - 883, 2000/11
被引用回数：4 パーセンタイル：32.51(Nuclear Science & Technology)原研では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において核融合炉燃料プロセスの研究開発を主要な研究課題の一つとして進めている。最近はITER燃料系の模擬試験に重点を置いており、世界で唯一の模擬ループの試験を開始している。ループは、ZrCoトリチウム貯蔵ベット,プラズマ排ガス処理系,深冷蒸留による同位体分離系、及びマイクロガスクロマトグラフと、光ファイバーによるレーザーラマン分析系より構成される。プラズマ排ガスを模擬したDTとHe,メタンなどの混合ガスは連続的に循環処理され、不純物元素の排出と純DTガスの再循環が模擬される。実験では、リアルタイム分析の特徴を生かして、総合システムとしての挙動の測定,動特性の解析と、運転制御法の開発を行っている。また、実験をサポートするトリチウム安全設備の運転結果についても言及する。
掛樋 勲; 戸澤 克弘; 松本 俊一; 田中 健哉; 吉氏 崇弘*
JNC TN9400 2000-053, 99 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-053.pdf:7.47MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ移送するバッチ処理システムである。このため、工程間の燃料移送はハンドリングロボットを用いて自動化された物流システムで行う。本研究では、米国アルゴンヌ国立研究所(ANL)の金属燃料プロセスを例に、乾式プロセスのロボットによる自動化操業システムについて、ロボットの必要機能、ロボットと工程機器の相互の操作性、動作・移送時間等の観点でシステム評価を行った。評価は、プロセス機器、機器動作、プロセス移送物及びハンドリングロボット機能の現実化したモデルをシミュレーションコードに組み込んで、ロボットによるプロセス操業をシミュレーションする、バーチャルエンジニアリング手法を適用して行い、ロボットによる乾式プロセス物流操作の現実性を示した。またプロセス設計、技術開発の進捗による、より実際的で、合理的な乾式システムの物流システム構築の課題を摘出して示した。
戸澤 克弘; 松本 俊一; 掛樋 勲
JNC TN9400 2000-052, 110 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-052.pdf:4.39MB
本研究は、従来のPurex再処理法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理)について、主要機器であるカソードプロセッサ(蒸留器)の蒸留挙動を模擬し、処理時間及び物質収支などを把握するための蒸留解析コード及び、プロセスセルの冷却挙動解析をパーソナルコンピュータ上で実施できるように解析モデルを作成したものである。これらは、乾式リサイクルシステム構築、評価のためのシステム解析ツール(設計ツール)開発の一環として行ったものである。カソードプロセッサ蒸留解析コードの作成にあたっては、検証計算としてベンチマークデータが公開されている2次元キャビティ内の自然対流問題のベンチマーク解と本解析コードでのパーソナルコンピュータ上での計算結果を比較した結果、よく一致することを確認した。次に、本解析コードの精度向上、作業効率向上を目的とした改良を行った上で、本解析コードを用いてカソードプロセッサを模擬した円筒状の密閉容器の体系にてCdの蒸留について蒸留解析を実施し、蒸留挙動がシミュレーションできることを確認した。乾式プロセスセルの冷却挙動解析モデルの作成に当たっては、ワークステーション上の詳細解析モデルとのベンチマーク解析からパーソナルコンピュータ上でも十分な精度でモデル化できることを確認した。定常解析によりセル内の流況と温度分布を確認した上で、非常時冷却過渡解析を行った結果、定常的にはヒートバランスがとれた条件であっても、初期の段階で過渡的な温度ピークが発生することがわかった。さらに過渡解析の最終的な定常値は非定常変動の部分的な循環流のでき方に左右され、現象自体の不安定さに影響される可能性があるため、セル空調系の設計にあたっては、冷却ガスのよどみ部に発熱に伴う循環流を起こさない設計とする必要があることがわかった。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
JAERI-Tech 2000-002, p.37 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-002.pdf:1.49MB
ITER-FDRの定常状態プラズマオペレーション(燃焼時間10,000s,排気流量200Pam
/s)に対応した水素同位体分離システム(ISS: Isotope Separarion System)について、ISSに供給される三種類のフィード流(プラズマ排ガス、水処理システムの排ガス、中性粒子流量システムの排気ガス)の中の水処理システムからの水素流量を大幅に減少できるという見通しに基づき、設計の見直しを行った。本検討ではITERの段階的建設のシナリオも考慮して、四塔からなる独自の塔構成を提案した。最大冷媒容量はFDRのISS基本設計の44%と大幅に減少した。一方、最大トリチウムインベントリーについてはFDR-ISS基本設計と同等となったが、運転条件に対応したペレット用のトリチウム濃縮流の検討の進展によって、トリチウムインベントリー低減の可能性を見いだした。
山西 敏彦; 小西 哲之; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 大平 茂; 中村 博文; 小林 和容; et al.
Fusion Technology, 34(3), p.536 - 540, 1998/11
原研トリチウムプロセス研究棟において核融合炉燃料循環模擬ループを組み上げ、ITER条件での試験を行った。模擬ループは、電解反応器及びパラジウム拡散器を用いた燃料精製システム,深冷蒸留塔を用いた同位体分離システムから成る。模擬プラズマ排ガスとして、水素同位体混合ガス(トリチウム量1g)にメタン等不純物を添加してループに供給し、実証試験を行った。その結果、燃料精製システムから純粋な水素同位体のみを同位体分離システムに送ること,同位体分離システムからトリチウムを含まないHを抜き出すことを実証した。今回新たに得られた実証試験結果としては、電解反応器によりメタンを分解して水素として回収すること,同位体分離システムに設置したレーザーラマンにより、遠隔実時間分析が可能であることを示したことが挙げられる。
山西 敏彦; 岩井 保則; 西 正孝; 吉田 浩
Fusion Technology, 34(3), p.531 - 535, 1998/11
ITERの同位体分離システムは、5本の深冷蒸留塔より構成される。この5本の塔により、プラズマからの排ガス,NBIからの排ガス,水処理系からの軽水素ガスを処理するが、組成・流量がかなり変動することが予測されているプラズマ排ガスを受け入れる第1塔の制御手法を、シミュレーションにより検討した。第1塔は、プラズマ排ガスを受け入れ、塔中央部よりD-T50%の流れを、塔底からトリチウム90%の流れを製品として抜き出す。塔に供給されるトリチウム量を測定し、塔中央部からの抜き出し量をフィードフォワード制御する。また塔底温度を測定し、塔底からの抜き出し量をフィードバック制御する。この制御手法は、プラズマ排ガスの流量・組成の大きな変化に対しても、塔中央部及び塔底からの製品流組成を一定に保つことができる。
山西 敏彦; 西川 正史*; 中塩 信行*
プラズマ・核融合学会誌, 73(12), p.1326 - 1332, 1997/12
現在、ITER燃料システムの主コンポーネントの設計が、トリチウムインベントリー推算、故障事象解析の観点からも進められている。システムは2つの大きな特徴を持っている。約1kgの大きなインベントリーを持っていること、さまざまなプラズマからの排ガスに対応して高純度精製燃料(D-T)を再びプラズマに供給しなければならないことにある。この観点に立てば、シミュレーションコードを整備し、トリチウム計量管理及び制御システムを設計することの重要性が認識されよう。一例として、燃料システムの主コンポーネントである深冷蒸留塔の制御システム設計について、本報告で紹介する。燃料システムでのトリチウム取り扱いという観点からは、材料表面とプロセスガスのトリチウムに関する挙動が、プロセスのメンテナンス及びそれによって生じる廃棄物の問題を議論するうえで重要である。
山西 敏彦; 奥野 健二
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(4), p.375 - 383, 1997/04
被引用回数：5 パーセンタイル：42.9(Nuclear Science & Technology)フィードバック流れを持つ深冷蒸留塔の制御特性を、シミュレーションにより検討した。このフィードバック流れを持つ塔は、核融合炉において重要な役割をになっている。シミュレーションの結果により、塔の新しい制御システムを考案した。塔頂流量は、主フィード流の組成及び流量から、フィードフォワード制御によって決定される。フィードバック流れの流量及び塔内蒸気流量は、フィード流量に比例して調節される。塔内蒸気流量については、フィードバック制御ループにより更に調節される。提案したシステムは、フィード流の大きな組成変化、流量変化、塔の全理論段数の減少あるいは増加に対して、製品純度を制御することができる。制御システムは、各塔毎に、塔の運転条件、機能を考慮して設計されなければならない。本研究は、深冷蒸留塔の制御システムの基本的設計手順を示すものである。
岩井 保則; 山西 敏彦; 奥野 健二
JAERI-Tech 96-043, 31 Pages, 1996/11
核融合炉の水素同位体分離プロセスには深冷蒸留塔が最有力視されている。しかし、この方法は水素を液体として扱うことからトリチウムインベントリーが大きくなることが問題であり核融合炉の安全上、インベントリーが最小限になるように深冷蒸留塔システムを設計する技術を確立することが非常に重要である。本報告では、ITER規模の核融合炉を想定し、予想されている各排ガスの流量と組成に基づき設計計算を実施し、インベントリーの最小化という観点から塔構成の検討、考察をおこなった。従来のITER用ISSの設計条件に基づき計算をおこなった結果H濃縮塔とHT分離塔、D濃縮塔、T濃縮塔の3塔ループからなる4塔構成でシステム全体の総インベントリーを94gと目標の100g以下を満たすことができた。またこの手法は新しい条件にも対応させることができることができた。
山西 敏彦; 榎枝 幹男; 奥野 健二; Sherman, R. H.*
Fusion Technology, 29, p.232 - 243, 1996/03
フィードバック流れを持つ深冷蒸留塔のコントロール手法を提案した。塔の塔頂及び塔底の流量は、フィード組成の変化に対して製品純度をコントロールするために調整する。塔のサイドカット流量とリボイラー出力は、フィード流量の変化に対して、直ちに比例して調整する。フィードバック流れを持たない塔では、塔頂流量を抑制因子に選択する限り、一次おくれ系で表現できる。ところが、フィードバック流れを持つ塔では、この場合においても2次おくれ系となる。PIコントローラを採用した場合の、パラメータ設定法を提案し、パラメータの値により、塔のコントロールに非安定領域があることを示した。本パラメータ設定法は、製品純度の測定にかなりの時間遅れがある場合にも有効であるが、この場合、大きな積分時間を設定する必要があり、コントロールの迅速性、安定性が失われる。PIコントローラにかわり、PIDコントローラを用いることで、迅速性は改善できる。
小西 哲之; 榎枝 幹男; 山西 敏彦; 奥野 健二
Fusion Technology 1996, 0, p.1221 - 1224, 1996/00
原研はITERなどの次期装置を念頭においた核融合炉燃料循環系の研究開発を実施している。主要な構成要素は、トーラス排気を処理して水素同位体を精製回収するシステム、同位体分離システム及びブランケットからのトリチウム回収を行う低温モレキュラーシーブシステムである。それぞれが原研独自の発想に基づくプロセス構成であり、構成コンポーネント特性研究、大量トリチウムを用いた総合システム試験、数値計算などにより開発を進めている。また、これらの開発研究で得られたデータに基づいてITERの燃料系全体のシステム設計を行った。
山本 一良*; 山西 敏彦; 西川 正史*
プラズマ・核融合学会誌, 71(3), p.202 - 211, 1995/03
核融合炉燃料サイクルの同位体分離システムとして、大流量の連続処理が可能であり、高い分離係数を持つ深冷蒸留塔は、最も有望視されており、現にITERの同位体分離システムとして採用されている。深冷蒸留法とは、水素同位体間の気液平衡比の差、すなわち相対揮発度の差を利用した分離法であり、例えばH
とHTの分離係数は約1.9に達し、水蒸留法等と比較して大きな分離係数を持つ。この深冷蒸留塔の基礎実験データの取得とシミュレーションコードの開発が原研トリチウム工学研究室で行われ、設計に必要なデータの蓄積と、コード開発が終了した。更に、米国ロスアラモス研究所と原研の間で実施された協力研究により実規模の深冷蒸留塔の分離実証試験も完了した。その結果、トリチウム工学研究室で取得した基礎実験データにより、塔のスケールアップが可能であること、解析コードが妥当であることが証明された。
小西 哲之; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 林 巧; 大平 茂; 山田 正行; 鈴木 卓美; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 28, p.258 - 264, 1995/00
被引用回数：4 パーセンタイル：43.46(Nuclear Science & Technology)米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)は核融合炉燃料循環系の模擬試験施設であり、原研との日米協力によって100グラムレベルのトリチウムを用いて最長25日間の定常運転に成功した。しかし近未来のトカマクはパルス運転が想定され、また現実の装置では起動、停止など非定常条件にも対応する必要がある。この燃料循環系の非定常条件での挙動の研究を行うため、2年間協定を延長して実験を行っている。深冷蒸留による同位体分離システムはフィードバック流を用いた流路と1~2本に蒸留塔を減らした配位を用い、また自動制御を加えた。原研製燃料精製システム(JFCU)は新たに模擬プラズマ排ガスをバッチ処理する配位を用い、インベントリーを大きく低減することが確認された。TSTAループは満足すべき運転の柔軟性を示したが、制御上のいくつかの問題も摘出された。
