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論文

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

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

 パーセンタイル:100(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。

論文

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

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

 パーセンタイル:100(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.

論文

Radial density distribution in irradiated FBR MOX fuel pellets

石見 明洋; 勝山 幸三; 中村 博文; 浅賀 健男; 古屋 廣高

Nuclear Technology, 189(3), p.312 - 317, 2015/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

高解像度X線CT技術を開発し、照射済燃料集合体の高解像度CT画像を取得することが可能になった。さらに、CT値と密度の関係式を用いることで得られたCT画像によりMOX燃料ペレット中の径方向の密度分布を評価し、破壊試験により得られた組織観察結果と比較を行った。その結果、X線CTによって得られた径方向相対密度分布は、破壊試験にて観察された組織変化とよく一致していた。

論文

Hydrogen isotope behavior on a water-metal boundary with simultaneous transfer from and to the metal surface

林 巧; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 小林 和容; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1520 - 1523, 2014/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

トリチウムの閉じ込めは核融合炉の最も重要な安全上の課題である。特に、水冷却のトリチウム増殖ブランケットではトリチウムの冷却水への移行が重要である。そのため、1kPaの純トリチウムを封入した金属試料配管(純鉄や7ミクロン程度の金メッキを施した純鉄)を高温高圧水容器(150$$^{circ}$$C, 0.8MPa)にいれ、金属側から水中及び水蒸気中に移行するトリチウムを化学形別に測定した。また、高温高圧重水(300$$^{circ}$$C, 15MPa)からの各種金属配管(純鉄,純ニッケル,ステンレス鋼(SS304),金メッキ純鉄など)への重水素の移行挙動を調べ、水側から金属側への移行を確認した。今回、上記の同時移行挙動を、重水からの重水素の安定移行確認後に軽水素を試料配管内側へ導入することにより、検証した。

論文

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

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:85.4(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。

論文

Deuterium behaviour at the interface of oxidized metal under high temperature heavy water

中村 博文; 波多野 雄治*; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.916 - 920, 2012/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Nuclear Science & Technology)

核融合炉冷却系における酸化誘起トリチウム透過挙動研究の一環として、高温高圧重水中で酸化された金属材料中への重水素進入挙動を調べた。実験は、SS304, F82H,ニッケル及び金メッキされたSS304とF82Hを使用し、オートクレーブ中で573K(15MPa)の条件で9時間から6日間酸化させた。その後、等速昇温脱離法により試料中の重水素を測定し、グロー放電発光元素分析装置で元素の深さ方向分布を測定した。本実験により以下の結果を得た。(1)金属酸化層及び試料中に残存する重水素は酸化時間とともに増加する。(2)重水素は試料の金属-酸化膜界面に主として存在している。(3)金メッキSS304試料中の重水素はSS304の約1/5であった。(4)ニッケル中の重水素残留量はSS304より1桁小さく、酸化膜層厚さも同定できないほど薄かった。これらの結果は、重水で酸化された金属中への重水素進入挙動は酸化反応時に発生する重水素ガスに起因していることを示唆する。また、酸化防止膜としての金メッキはある程度重水素進入に効果的であることがわかった。

論文

Hydrogen isotope permeation from cooling water through various metal piping

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 山西 敏彦; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1333 - 1337, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.4(Nuclear Science & Technology)

科学研究費補助金:基盤研究(B)の補助を受け、金属水界面での水素同位体移行挙動を調べるために、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)及び純鉄に10$$mu$$mの金メッキを施した試料配管などを高温耐圧水(重水)容器内に設置し、重水側からこれら配管内側へ透過してくる重水素の挙動を、573K-15MPaにて調べた。実験中、金メッキ試料配管以外は金属水界面が酸化し、それに伴って重水素が発生した。この重水素が配管内側へ透過してくる挙動を四重極質量分析計にて連続的に監視した。結果、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)のいずれの金属配管についても、顕著な重水素の定常透過が観測できた。一方で、金メッキを施した純鉄配管では明確な重水素の透過は観測できなかった。本報告ではこれらの結果を整理するとともに、重水素の金属水界面での移行機構について議論する。

論文

Detritiation behavior of HTO in a epoxy paint

小林 和容; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1335 - 1338, 2011/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.64(Nuclear Science & Technology)

ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出,作業従事者被ばくの低減及びトリチウムに曝された廃棄物の低減に対し、安全を確保する観点から、核融合炉施設を構成する各種材料表面及び内部におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特にホットセルでのメンテナンス時や異常時において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される可能性がある。この中で、エポキシ塗料は、建屋の構造材料であるコンクリートへのトリチウムの取り込みを防ぐために用いられる。しかしながら、ステンレス鋼のような金属材料に比べ、エポキシ塗料は、トリチウムを多く取り込むことが知られている。本報告では、トリチウム水蒸気に曝したエポキシ塗料からのトリチウムの脱離挙動に関するデータを取得し議論する。なお、本研究は、平成22年度科学研究費補助金「材料中へのトリチウム移行挙動及び効率的な除染方法に関する研究」の成果として報告する。

論文

Radiochemical reactions between tritium and carbon dioxide at elevated temperatures

磯部 兼嗣; 中村 博文; 中道 勝; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1584 - 1587, 2011/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

373K, 473K, 573Kに昇温させた状態でのトリチウムと二酸化炭素の自己放射化学反応を、高純度のトリチウムガスを用いて調べた。実験は、ステンレス製の容器中にトリチウムと二酸化炭素を1:1の割合で混合させ、任意の時間経過した後のガスを四重極質量分析計で測定した。主な生成物として、一酸化炭素,水,メタンが測定され、これらの生成率に温度による違いはなかった。このことから373Kから573Kの温度範囲においては、自己放射化学反応に温度に対する依存性がないことが明らかとなった。

論文

Past 25 years results for large amount of tritium handling technology in JAEA

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:75.97(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$$^{3}$$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。

論文

Effect of welding and coating on deuterium permeation through F82H

中村 博文; 中道 勝; 谷川 博康; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1150 - 1153, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉、特に増殖ブランケットは多くの溶接部を有しており、また、透過防止膜で被覆されている。このような部位からのトリチウム透過量を評価するために、核融合炉構造材の候補材であるF82Hに対し、種々の表面状態,表面処理を行わない(BareF82H),溶接部を有するF82H(WeldF82H)及び金メッキを施したF82H(AuF82H)に関する重水素透過試験を実施した。透過試験の結果、重水素の定常透過及び過渡挙動から導かれる拡散係数を議論した。その結果、BareF82Hからの重水素透過は、清浄表面での透過より小さいこと、溶接部からの重水素透過BareF82Hと大差ないこと、及び金メッキはF82Hからの透過抑制効果が大きいことがわかった。

論文

Permeation behavior of tritium through F82H steel

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1143 - 1146, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.93(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究において、水蒸気状トリチウムの低放射化フェライト鋼であるF82H鋼に対する透過挙動の解明を試みた。実験としては、トリチウム濃度と実験温度をパラメータとし、ヘリウムで希釈したトリチウム水蒸気を用いて等温透過実験を行った。結果として、供給側に水蒸気状トリチウムを用いた場合、文献にある分子状トリチウムを用いた場合と比較すると、透過係数が2-3桁程度低下していた。また、実験後に表面観察を行った結果、約2.7$$mu$$m程度の多孔質な酸化膜が形成されていた。XRDの結果から形成した酸化膜は多量のヘマタイトと少量のマグネタイトから形成されていた。以上の結果及び文献より、透過係数の低下は酸化層による透過抑制が主要因とは考えにくいことが示唆された。一方で、水蒸気の試料表面上における酸化還元反応により発生する水素分子と水蒸気の平衡定数から、水蒸気状トリチウムの透過は、酸化還元反応により生成する分子上トリチウム分圧に依存することが示唆された。

論文

Hydrogen isotope behavior transferring through water metal boundary

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(1), p.369 - 372, 2011/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

Tritium confinement is the most important safety issue in the fusion reactor. Specially, tritium behavior transferring through water metal boundary is very important to design tritium plant with breading blanket system using cooling water. A series of tritium permeation experiment into pressurized water jacket with He or jacket purging less than 1000 ppm of water vapor in Ar has been performed through pure iron piping, which contained about 1 kPa of pure tritium gas at 423 K, with monitoring the chemical forms of tritium permeated into water or water vapor jackets. The effect of metal surface condition was also investigated, such as oxidation to magnetite or gold plating on pure iron. The results clearly show that chemical species of permeated tritium depends on the oxygen population on the metal boundary. In case of pure iron, several hundreds ppm of H$$_{2}$$O is enough to transfer tritium as HTO from the boundary surface to outer jacket. When oxygen population on the boundary surface decreases by gold plating, HT fraction increases drastically. On the other hand, it is also found the possibility of hydrogen generation effect on the metal boundary, such as Schikorr reaction. In order to discuss more detail mechanism, actual hydrogen transfer behavior from water to metal was investigated as a function of temperature.

論文

Evaluation of deuterium permeation reduction factor of various coatings deposited on ferritic/martensitic steels for development of tritium permeation barrier

中村 博文; 磯部 兼嗣; 中道 勝; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1531 - 1536, 2010/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:26.04(Nuclear Science & Technology)

各種トリチウム透過防止膜の性能を評価した結果を報告する。母材にはフェライト/マルテンサイト鋼を使用し、外側表面に5種の透過防止膜(リン酸クロム系ガラス系防止膜(MS-ZAC),SS316中間層+MS-ZAC(SS+MS-ZAC),アモルファス系リン酸クロム膜,ジルコニア溶射(ZrO$$_{2}$$),金メッキ)を施工した試験体に対して重水素透過試験を行い、その透過抑制性能を調べた。試験の結果、フェライト鋼に施工した透過防止膜のうち、透過抑制効果が期待できるのはZrO$$_{2}$$とAuであることがわかった。それ以外の透過防止膜は550Kの温度では透過抑制が期待できない結果であった。試験体の表面観察と応力解析の結果、MS-ZACを中心とした被膜表面には、亀裂が生じており、応力解析の結果からも低温領域で引張応力の存在が予測され亀裂発生を裏付ける結果であった。なお、ZrO$$_{2}$$に働く応力はMS-ZACに比べ小さいことが確認できた。本結果より、フェライト鋼からのトリチウム透過防止膜には現在のところZrO$$_{2}$$等のフェライト鋼と熱膨張係数が近い材料や金属のような延性に富み熱膨張分を許容可能な材料が好ましいことが確認された。

論文

Recent activities on tritium technologies of BA DEMO-R&D program in JAEA

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

 パーセンタイル:100(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。

論文

R&D of atmosphere detritiation system for ITER in JAEA

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:5 パーセンタイル:56.14(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。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Evaluation of tritium trap effect produced by high energy proton irradiation in SS316

中村 博文; 小林 和容; 横山 須美*; 斎藤 滋; 山西 敏彦; 菊地 賢司*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.326 - 331, 2010/08

高エネルギー陽子照射されたステンレス316鋼(SS316)の等速昇温によるトリチウム放出挙動を測定し、照射に起因する材料中のトリチウムトラップサイトの評価を試みた。資料には、STIP-I(スイス,SI,SINQターゲット計画)において580MeVの陽子及び核破砕中性子で照射されたSS316を用い、窒素-水素混合ガス気流中で10K/minで1273Kまで昇温した。昇温に伴って、試料から放出されたトリチウムは、電離箱で連続監視するとともに、触媒で酸化させた後、バブラーで捕集し、定量した。試験の結果、トリチウム放出挙動は、照射時温度に依存せず、また、試料内に残存したトリチウムは、照射中に核破砕反応で生成した量の1/10以下であることが明らかになった。以上の結果をもとに、高エネルギー陽子及び核破砕中性子照射中及び等速昇温中のSS316中のトリチウム輸送解析を行った結果、試料中に残存しているトリチウムは、そのほとんどが照射欠陥に起因するトラップサイトに補足されたものであり、そのトラップエネルギーは、1.4eV以上であると評価された。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

大量トリチウム取り扱いにかかわる研究成果,2; 核融合炉燃料システムの構築に向けて, 日米協力の進展

河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 奥野 健二*

プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.250 - 256, 2010/04

核融合炉では投入する燃料のほとんどは反応することなく排出される。したがって、排気される燃料を再利用するシステムが不可欠である。また、炉心を取り巻くブランケットで核融合中性子とリチウムを反応させトリチウムを製造し燃料とする。これら燃料システムの研究開発では、大量トリチウム取扱施設を有する米国との協力が大きな位置を占めることとなった。本章では、燃料システム技術開発を中心に日米協力の成果を紹介する。

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