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論文

Demonstration of fuel cleanup system consisting of electrolytic reactor and tubular reservoir tank for fusion reactors

磯部 兼嗣; 今泉 秀樹*; 林 巧; 小西 哲之; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 41(3), p.988 - 992, 2002/05

燃料精製システム(FCU)は、核融合炉のプラズマ排ガスから水素同位体を回収するシステムである。原研では、電解反応器,管状リザーバタンク,パラジウム拡散器から成るFCUシステムを研究開発してきた。固体電解質を用いた電解反応器は、水素同位体を含む化合物から水素を分子として取り出す世界に例のない独自の装置である。また、管状リザーバタンクは少ない循環回数で高い除染係数を得るために導入したものである。実証試験は、プラズマ排ガスを模擬した水素同位体,メタン,ヘリウムの混合ガスをFCUシステムで循環処理することで実施し、メタン濃度は3回の循環処理で2.3%から12ppm以下までステップ状に減少した。このことから、FCUシステムが少ない循環回数で高い除染係数が得られるシステムであることを実証した。

論文

Tritium engineering research and development for fusion reactor at the tritium process laboratory of JAERI

西 正孝; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; et al.

Materialovedenie (Russian Science of Materials) No.2, p.42 - 45, 2002/00

原研トリチウムプロセス研究施設では、核融合炉の実現に向けて核融合燃料プロセス技術及びトリチウムに関連した安全工学技術の研究開発を進めている。このトリチウムプロセス研究施設の研究開発設備及び最近の研究開発活動(燃料精製技術開発,深冷蒸留同位体分離技術開発,燃料貯蔵技術開発,ブランケットトリチウム回収技術開発,空間内トリチウム挙動研究,トリチウム/材料相互作用研究,トリチウム計量分析技術開発,トリチウム除染技術開発)について、その概要を紹介する。

論文

Breakthrough properties of hydrogen with Zr$$_{9}$$Ni$$_{11}$$ particle packed bed

土谷 邦彦; 今泉 秀樹*; 河村 弘; 兜森 俊樹*; 脇坂 裕一*; 新保 利定

Fusion Technology, 2, p.1225 - 1228, 1996/00

JMTRにおいて、核融合炉ブランケットの核・熱特性、トリチウム回収特性等の評価のためのin-situ照射試験が計画されており、トリチウム回収用金属ゲッタを開発する必要がある。金属ゲッタ材として、U及びTiが広く使用されているが、Uは簡単に微粉化し、空気中で着火する欠点がある。一方のTiは、運転温度が高い欠点がある。本研究では、Zr$$_{9}$$Ni$$_{11}$$に着目し、水素による充填層の破過特性試験を行い、金属ゲッタの基礎的な設計データを取得した。その結果、Zr$$_{9}$$Ni$$_{11}$$は、温度25$$^{circ}$$Cにおいても十分な水素の吸収能力を有することが明らかとなった。さらに、水素吸収量に対する流速の影響は小さいが、吸収帯長さは流速に依存する傾向があることが明らかとなった。

論文

Characteristics of Li$$_{2}$$O pebbles fabricated by the melting granulation method

土谷 邦彦*; 河村 弘; 中道 勝; 今泉 秀樹*; 斎藤 実; 神澤 徹*; 長倉 正昭*

Journal of Nuclear Materials, 219, p.240 - 245, 1995/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:21.6

リチウム含有セラミックスが、核融合のトリチウム増殖材の1つとして有望視されている。このリチウム含有セラミックスのうち、酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)が、高いリチウム密度及び熱伝導度等の観点から、トリチウムペブル($$Phi$$1mm)の製造技術に関する研究が実施されており、溶融造粒法がペブル製造法の1つと考えられている。この方法によって製造されたLi$$_{2}$$Oペブルの特徴及び製造技術の確立は、ペブルの大量供給及び核融合炉のコスト評価のために重要である。本研究では、溶融造粒法によって製造されたLi$$_{2}$$Oペブルの単体特性評価を実施し、さらに、ペブル充填塔における質量移行特性評価を行い、モックアップ試験装置の設計に有用な特性データの報告を行う。

論文

核融合炉ブランケットin-situ照射試験のための金属ゲッタの開発

二村 嘉明*; 土谷 邦彦; 今泉 秀樹*; 河村 弘; 兜森 俊樹*; 脇坂 裕一*

富山大学水素同位体機能研究センター研究報告,14, p.109 - 120, 1994/00

JMTRにおいて、核融合炉ブランケットの増殖材の核・熱特性、トリチウム回収特性等の評価のためのin-situ照射試験及び照射後試験が計画されている。このため、スイープガス中のトリチウムを効率よく回収する金属ゲッタの開発が求められている。一方水素同位体であるトリチウムは、$$beta$$線を放出する放射性元素であり、被曝防止の観点から、トリチウムの漏洩・透過を防止することが重要である。本報告書は、常温付近における良好なトリチウム回収性能、高いトリチウム除染係数等を有する三元系の金属ゲッタを開発するために、金属ゲッタ材の調査を行うとともに、三元系のベースとして有望なZrNi合金に着目し、水素ガスを用いた吸蔵・放出特性等の基礎的特性実験を実施し、特性評価について述べている。

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