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報告書

JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理

山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB

JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。

論文

Behavior of tritium in the vacuum vessel of JT-60U

小林 和容; 鳥養 祐二*; 齋藤 真貴子; Alimov, V. Kh.*; 宮 直之; 池田 佳隆

Fusion Science and Technology, 67(2), p.428 - 431, 2015/03

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

JT-60Uは、20年間の重水素実験の後、解体が開始された。解体では、真空容器中のトリチウムの保持量が安全上重要な問題の一つである。そこで、真空容器として用いられたインコネル625中のトリチウムの挙動を把握することは、非常に重要である。本報告では、室温中でインコネル625からトリチウムは、1年間連続的に放出されることを明らかにした。また、約1年間でほとんどのトリチウムが放出され、その化学形は、HTOであることを明らかにした。これらデータをもとに今後は、JT-60Uで用いられた真空容器を使用し、トリチウムの挙動に関する研究を進める。

論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

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

Effect of sweep gas species on tritium release behavior from lithium titanate packed bed during 14MeV neutron irradiation

河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 近藤 恵太郎*; 岩井 保則; 小林 和容; 中道 勝; 今野 力; 山西 敏彦; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1253 - 1257, 2012/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:16.47(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットで生成するトリチウムの量の把握は、トリチウム増殖性能の評価及び、回収システム設計の観点から重要である。そこで原子力機構では、核融合中性子源を用いた模擬ブランケットの照射によるトリチウム生成回収実験を開始した。増殖材にはチタン酸リチウムを用いている。今回は、生成トリチウムの放出挙動におけるスイープガスの種類の影響について報告する。1%のH$$_{2}$$を含むヘリウムガスでパージした場合、水蒸気状のトリチウムの放出が中性子照射に敏感に対応して生じた。これはスイープガス中に水蒸気成分が含まれていたことに起因する。乾燥ヘリウムガスでパージした場合は、水蒸気成分での放出が少なく、ガス分子状トリチウムの放出が目立つ結果となった。

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

Transfer of tritium in concrete coated with hydrophobic paints

深田 智*; 枝尾 裕希*; 佐藤 紘一*; 竹石 敏治*; 片山 一成*; 小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦; 波多野 雄治*; 田口 明*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(1), p.54 - 60, 2012/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

三次閉じ込め系の材料であるコンクリート及び疎水性塗料を塗装したコンクリート中のトリチウムの移行挙動を把握することは非常に重要である。そこで、コンクリート中のトリチウムの拡散係数を及び疎水性塗料の拡散係数を評価した。その結果、エポキシ塗料は、透過係数が小さく、コンクリートへの透過抑制に有効であるが、シリコン系塗料は、透過係数も大きく、透過抑制塗料としては有効でないことを明らかにした。

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

HTO contamination on polymeric materials

岩井 保則; 小林 和容; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1025 - 1028, 2011/10

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

固体高分子型トリチウム水電解システムで使用されるガスケット,電気絶縁材,グローブ,ケーシングパネル等の高分子材料のトリチウム水収着挙動を精査した。トリチウム水収着については740-1110Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水蒸気に最大70週間曝した場合と、トリチウム水に接液する高分子は70000Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水に最大52週間浸漬させた場合を検証した。水蒸気雰囲気に曝した場合、トリチウム水収着量は4-5か月で平衡に達し、それ以降はバクロ時間による収着量の変化はほとんど見られなかった。高濃度トリチウム水への浸漬では高分子内部へのトリチウム水の浸透により、浸漬時間とともにトリチウム水収着量の増加が見られた。放射線劣化した非弗素形のブチルゴム及び全弗素形のカルレッツゴムは未照射と比較してトリチウム水収着量の大幅な増加が見られたのに対し、ゴム内の水素フッ素比を調整したバイトンゴムは放射線劣化によるトリチウム水収着量の増加を抑制できることを見いだした。

論文

Behavior of tritiated water on concrete materials

小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1041 - 1044, 2011/10

 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廃棄物の低減対し、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。建屋の構造材料として用いられるコンクリート中のトリチウムの挙動を把握することは、作業従事者の被ばく低減、廃棄物の低減の観点からも非常に重要である。そこで、トリチウム水蒸気に曝露したコンクリート試料に対し、温度変化させた水に浸し、コンクリート中に取り込まれたトリチウムを溶出させ、その脱離挙動について検討する。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

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

Performance of various hydrophobic coatings to reduce HTO contamination

岩井 保則; 小林 和容; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1187 - 1190, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Materials Science, Multidisciplinary)

トリチウム閉じ込めは核融合炉の安全確保の根幹である。したがって、建家に使用されるコンクリートやエポキシ材上へのトリチウム水汚染はできる限り低減する必要がある。本報告では、シリカ無機撥水剤,アクリルコーティング剤,撥水性フッ素塗料,トリメチルメトキシシラン剤,金属薄膜といった疎水性コーティングの性能を評価した。これらコーティングを施したコンクリートサンプルやエポキシサンプルを1-60週間、740-1110Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水濃度に維持された室温環境下でバクロした。その後、取り出したサンプルを純水に浸漬し、溶出トリチウム水量を測定した。1週間といった短時間バクロでは特に疎水性コーティングが有効に機能し、材料中へのトリチウム水収着量が減少した。一例として単位重量あたりのトリチウム水収着量をコーティングを施していないコンクリート試料と比較した場合、シリカ無機撥水剤で66.8%,撥水性フッ素塗料で56.0%,トリメチルメトキシシラン剤で54.2%にまで減少した。コーティングの効果は長時間のHTOバクロでは徐々に低減する傾向が見られた。

論文

Study of the behavior of tritiated water vapor on concrete materials

小林 和容; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1183 - 1186, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Materials Science, Multidisciplinary)

安全性及び社会的受容性の高い核融合炉施設を建設するうえで、トリチウムの安全取扱技術の向上は、大きな課題の一つである。特に、環境への放出の防止,作業者への被ばくの低減が、重要である。ITERのトリチウムホットセルでは、さまざまな材料が用いられ、それら材料は、トリチウムに曝される可能性がある。特に最終閉じ込め系で用いられるコンクリート材料におけるトリチウムの挙動は非常に重要である。そこで、本研究では、トリチウムを一定期間曝露することで、コンクリート中のトリチウムの吸着量を把握するとともに、脱離時の化学形の測定,FT-IRによる吸着時の表面状態の観察を行うことにより、トリチウムの挙動に関して検討した。その結果、セメントペーストやモルタルは、少なくとも半年以内で飽和に達し、コンクリートは、1か月前後で飽和に達した。脱離時の化学形は、トリチウム水蒸気がほとんどであるが、水蒸気の添加や、昇温することにより、水素ガスやその他化合物として脱離することも明らかになった。

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

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。

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

Function of water molecule for tritium behavior on the water-metal boundary

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

Fusion Science and Technology, 56(2), p.836 - 840, 2009/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.49(Nuclear Science & Technology)

How to confine tritium within high temperature breeding blanket is the key issue for safety and fuel economy of the fusion reactor. Specially, tritium permeation into cooling water is very important, however, there is little report of the systematic experiment comparing with that into gaseous coolant. In our recent report, a series of tritium transportation experiments into water was performed through pure iron piping samples, which contained more than 1 kPa of pure tritium gas and fixed inside the water jacket under controlled temperature and pressure. Chemical species of tritium in water were measured during the experiment until reaching enough stable permeation, and tritium distribution/situation on the metal surface layer was also measured using autoradiography etc. after the experiment. The results showed clearly that tritium permeated constantly even after growth of magnetite layer with more than 1 micro-meter, though chemical species drastically changed from HT to HTO. In order to discuss more detail of tritium behavior on the water-metal boundary, a series of tritium transportation experiments into humid atmosphere was performed through pure iron piping using same set of previous one for cooling water. In this paper, tritium behavior on the boundary surface and the function of water molecule for the tritium behavior are discussed.

論文

Research and development of the tritium recovery system for the blanket of the fusion reactor in JAEA

河村 繕範; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦

Nuclear Fusion, 49(5), p.055019_1 - 055019_8, 2009/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:61.21(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構のトリチウム取扱い技術はITERの燃料システムを設計できるまでになったが、一方でブランケット増殖トリチウムの回収技術については、燃料生成の観点から重要であるにもかかわらず未だに基礎的な研究が行われている。日本が主案としている固体増殖水冷却ブランケットの場合、トリチウム回収プロセスは水素状トリチウムの回収,水蒸気状トリチウムの回収,冷却水中のトリチウムの回収の三つのプロセスからなる。原子力機構では核融合DEMO炉を想定し、これら三つのプロセスについて先進的なシステムを提案している。水素状トリチウム回収では電気化学水素ポンプの適用を提案しており、本研究では水素ポンプのプロトン導電体膜中のプロトンの濃度と気相中の水素濃度の関係について定量した。水蒸気状トリチウムの処理ではセラミック固体電解セルの適用を提案しており、電極の改良によって処理性能の向上に成功した。冷却水中のトリチウム回収ではゼオライト充填塔を用いたトリチウム濃縮システムを提案しており、ゼオライトのシリカ/アルミナ比の調整により効率の良い吸着材の開発に見通しを得た。

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