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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

 被引用回数:0 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

Effect of tritium on corrosion behavior of chromium in 0.01N sulfuric acid solution

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧

Fusion Science and Technology, 67(3), p.519 - 522, 2015/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.39(Nuclear Science & Technology)

SUS304ステンレス鋼のトリチウムによる自己不動態化阻害効果がSUS304ステンレス鋼の不動態被膜の主成分の一つであるクロムの溶出によることが考えられたため、クロムの腐食挙動に及ぼすトリチウムの影響に関し、電気化学手法のひとつであるアノード分極曲線を測定することにより調べた。トリチウム濃度、溶存酸素濃度をパラメータとし、トリチウム水を加えていない条件下では溶存酸素によるクロムの自己不動態化が観察できる、0.01N硫酸水溶液中にて実験を行った結果、SUS304ステンレス鋼と同様、クロムにおいても自己不動態化が抑制されていた。この結果より、トリチウム水中におけるSUS304ステンレス鋼の自己不動態化抑制効果は、不動態被膜の主成分の一つであるクロムが溶出に起因することが示唆された。

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

 被引用回数:0 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

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

 被引用回数:0 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

Recent results on tritium technology in JAEA under BA program

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2272 - 2275, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.33(Nuclear Science & Technology)

多目的RI設備を六ヶ所サイトにおける原型炉R&D棟に2011年までに建設した。本施設は、$$beta$$, $$gamma$$各種とトリチウム及びベリリウムを同時に扱うことができる日本では貴重な施設である。トリチウムの使用及び貯蔵許可量は、それぞれ、3.7TBq/日, 7.4TBqである。水素同位体をリアルタイムで分析するマイクロガスクロ充填剤の基礎研究を行った。トリチウム崩壊熱を測定してトリチウム量を測定する手法についても研究を行った。トリチウムと材料の相互作用に関しては、多様な金属を対象に、一連のデータを取得した。特に純鉄中のトリチウム挙動について、典型的な課題として研究を行った。ブランケット材料におけるトリチウム挙動については、中性子照射後のトリチウム放出挙動について研究を行った。トリチウム耐久性に関しては、高濃度トリチウム水を用いて、イオン交換膜等の性能劣化について試験を行った。1000kGyまでの$$gamma$$線照射により、膜強度に影響がないことが観測されているが、今回のトリチウム水によるデータは、このデータとよく一致した。

論文

Tritium distribution on the tungsten surface exposed to deuterium plasma and then to tritium gas

磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 田口 明*; 齋藤 真貴子; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*; 山西 敏彦

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.10, p.81 - 84, 2013/02

重水素プラズマ照射したタングステン表面における水素補足サイトをイメージングプレート法とオートラジオグラフ法にて調べた。再結晶タングステン材を495から550Kで10$$^{26}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスまで重水素プラズマで照射した。その後、473Kでトリチウムガスに曝露しトリチウムを試料に導入した。イメージングプレート法により、水素の補足サイトが照射した箇所で非常に高密度になっていることが明らかとなった。また、オートラジオグラフ法では、その水素が結晶粒界とブリスタに集積していることが明らかとなった。

論文

Effects of tritiated water on passivation behavior of SUS304 stainless steel

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

ECS Transactions, 50(50), p.63 - 69, 2013/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:12.59

SUS304ステンレス鋼の不動態化挙動に及ぼすトリチウム水の影響に関し、電気化学手法のひとつであるアノード分極曲線測定及び開放電位の経時変化を測定することにより調べた。トリチウム濃度、溶存酸素濃度をパラメータとし、以前の研究にて発見したトリチウム水による自己不動態化抑制効果が最も顕著だった1N硫酸水溶液中にて実験を行った結果、SUS304ステンレス鋼の溶存酸素による自己不動態化は2段階の過程を経ており、1段階目の自己不動態化の開始の遅延と2段階目の反応速度の低下といったトリチウム水の影響が観測された。この結果より、トリチウム水中においては、不動態被膜の主成分の一つである3価クロムが放射線分解生成物によりさらに酸化され、溶出することにより不動態被膜の形成が妨げられる可能性が示唆された。

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:87.51(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

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:7 パーセンタイル:43.25(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

Effects of tritiated water on corrosion behavior of SUS304

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1515 - 1518, 2011/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.54(Nuclear Science & Technology)

SUS304ステンレス鋼の腐食挙動に及ぼすトリチウム水の影響に関し、電気化学手法の一つであるターフェル外挿法を用いて算出される腐食電位と腐食速度を用いて解明を試みた。トリチウム濃度,溶存酸素濃度、そしてpHをパラメータとして実験を行った結果、ある一定の条件下においてはトリチウムによる腐食速度増加が観測された。また、トリチウム水による腐食への影響には2種類以上の機構が存在した。一つは自己不動態化阻害による腐食速度の増加であり、高腐食条件下では1 N H$$_{2}$$SO$$_{4}$$電解質中にて観測された。それ以外の影響は溶存酸素とトリチウム濃度に依存しており、1 N H$$_{2}$$SO$$_{4}$$だけでなく、1 N Na$$_{2}$$SO$$_{4}$$中においても観測された。

論文

Development of high efficiency electrode for highly tritiated water processing

磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1387 - 1390, 2011/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.73(Nuclear Science & Technology)

高濃度トリチウム水の高効率処理を目指した電極開発として、セリウム酸化物(セリア)を使用した電極を開発した。セリアを使用した電極には、2つの施工方法があり、一つは従来のPt-YSZ電極にセリアを添加した電極、もう一つはセリアを中間層として使用した電極である。このセリアを使用した電極の水分解特性を調べたところ、セリア電極はいずれの施工方法でも従来のPt-YSZ電極よりも高い分解効率を示した。また、セリアを添加した電極では、セリアの添加濃度の増加に伴い、処理効率も向上することが明らかになり、30%セリア添加した電極では、従来の電極より一桁高い処理効率を示した。

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

 被引用回数:0 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

Recent activities of R&D on effects of tritium water on confinement materials and tritiated water processing

山西 敏彦; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 原 正憲*; 杉山 貴彦*; 奥野 健二*

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2152 - 2155, 2011/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において、トリチウムをいかに閉じこめるかは重要な研究課題である。特に、水の形のトリチウムは、水素上の形のトリチウムと比較して、放射性物質としての危険度が高く、そのデータを取得することが強く求められている。高濃度トリチウム水の挙動として、金属材料に対するトリチウム水の腐食に関する一連のデータを得ることができた。通常、金属表面には酸化膜が形成され、腐食に対する不動態として機能するが、トリチウム水の存在により(0.23GBq/cc)、その膜形成が阻害されることが判明した。水処理については、ITERで採用された化学交換塔に関して、合理化・高度化を図る研究を行った。

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:78.31(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

Temperature dependence of surface topography and deuterium retention in tungsten exposed to low-energy, high-flux D plasma

Alimov, V.; 洲 亘*; Roth, J.*; Lindig, S.*; Balden, M.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.572 - 575, 2011/10

 被引用回数:59 パーセンタイル:1.5(Materials Science, Multidisciplinary)

低エネルギー(38eV/D)かつ高フラックス(10$$^{22}$$ D/m$$^{2}$$s)の重水素プラズマに曝した再結晶タングステンのブリスタリングと重水素保持量を320から800Kの温度領域で、電子顕微鏡,昇温脱離法,核反応法等で調べた。照射温度に対応して、さまざまな形状のブリスタが観察されたが、700K以上の温度ではブリスタの形成が観察されなかった。重水素保持量は、温度とともに上昇し、10$$^{26}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスでは530Kで7$$times$$10$$^{21}$$D/m$$^{2}$$、10$$^{27}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスでは480Kで1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$の最大値をそれぞれ示した。これ以上に温度が上昇すると保持量は低下し800Kでは、10$$^{19}$$D/m$$^{2}$$であった。

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:5 パーセンタイル:55.14(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

Deuterium retention in porous vacuum plasma-sprayed tungsten coating exposed to low-energy, high-flux pure and helium-seeded D plasma

Alimov, V.; Tyburska, B.*; Ogorodnikova, O. V.*; Roth, J.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S628 - S631, 2011/08

 被引用回数:12 パーセンタイル:26.02(Materials Science, Multidisciplinary)

真空プラズマスプレイ法にて作製した多孔性タングステンを低エネルギーかつ高フラックス(10$$^{22}$$ D/m$$^{2}$$s)の重水素プラズマ及びヘリウム添加した重水素プラズマで照射し、その重水素保持量を昇温脱離法と核反応法を調べた。重水素プラズマで照射したタングステンは、340Kから560Kの温度領域において、重水素濃度は数マイクロメータの深さまで1$$sim$$2at.%に達していた。一方、700K以上では10$$^{-2}$$at.%であった。ヘリウムを添加した重水素プラズマで照射した場合は、400から600Kの温度領域では重水素保持量が低下したものの、700K以上ではほぼ同じ値であった。

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:78.31(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

Effect of tritium and dissolved oxygen on anodic polarization of SUS304 stainless steel in sulfuric acid solution

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(6), p.880 - 884, 2011/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.14(Nuclear Science & Technology)

Since exotic corrosion of stainless steels in tritiated water can be expected, anodic polarization of SUS304 stainless steel sample in approximately 5wt.% sulfuric acid solution were performed at various concentrations of tritium and dissolved oxygen (hereafter DO) in the electrolyte. The inhibitory effect of tritium on the passivation could be observed with DO even at a tritium concentration electrolyte as low as 2.2 kBq cm$$^{-3}$$. This effect became more pronounced as the tritium concentration increased. It was suggested that the inhibitory reaction depending on tritium concentration would compete with the self-passivation depending on DO concentration (hereafter [DO]), since there was found to be a threshold [DO] for self-passivation at each tritium concentration.

論文

高密度・低エネルギー重水素プラズマに曝露したタングステンの表面トリチウム濃度分布

磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*

富山大学水素同位体科学研究センター研究報告, 31, p.49 - 57, 2011/00

核融合炉では、真空容器内のトリチウム保持量の制限やプラズマへの不純物混入を防ぐ観点から、プラズマ対抗壁候補材のタングステンとプラズマとの相互作用が重要な課題の一つとなっている。タングステンにプラズマを照射すると表面にこぶ状の膨らみが生じ、トリチウム保持量が増加することが知られているが、プラズマ照射により表面構造が変化し保持量の増加をもたらす可能性も指摘されている。そこで、低エネルギーで高密度の重水素プラズマで照射したタングステンを作製し、トリチウムガスに曝露することでプラズマ照射により変化したタングステン表面の水素濃度を測定した。その結果、プラズマ照射によりタングステン表面に補足されたトリチウム濃度が増加し、その濃度は未照射の試料と比べ2倍に達することが明らかとなった。

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