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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

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

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

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

Improvement of ultimate pressure of oil-free reciprocating pump for tritium service

林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1101 - 1104, 2011/10

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

Oil-free reciprocating pump has been developed for tritium services at Tritium Process Laboratory in Japan Atomic Energy Agency. A large pump, which the pumping capacity was 54 m$$^{3}$$/h of H$$_{2}$$ at 5 Torr suction and 875 Torr discharge pressures, had been demonstrated with tritium gas and used for a part of ITER roughing pump system design. Smaller pump, which is 10 m$$^{3}$$/h at the same pressure conditions, has been used as a house vacuum pump at TPL for almost 20 years without any big trouble. One disadvantage of the above type of reciprocating pump is rather high ultimate pressure about 1 Torr with drastically decreasing of the pumping performance. The main reason why is the lack of opening of check valves at lower suction pressure, which are installed in the piston of the pump. In order to improve this disadvantage, solenoid valves option was tested instead of the check valves. Intentional opening and closing of the solenoid valves, linked with reciprocating motion cycle of the pump, improved more than one order of the ultimate pressure drastically.

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

 被引用回数:0 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

Prototype manufacturing of small tritium target inside JAEA

田中 滋; 阿部 雄一; 川邊 勝; 沓掛 忠三; 荻沼 義和; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.338 - 341, 2010/08

日本原子力研究開発機構内で核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用している小型トリチウムターゲット製作のR&Dを行っている。トリチウムターゲットは銅基盤にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸着させたものである。チタンは酸素に活性であり、空気に触れると直ちに数$$mu$$mの酸化膜を形成する。最初はこの酸化膜がトリチウム吸着を妨げていると考え、アルゴンガスによるチタン表面の放電洗浄を行った。しかし数多くの重水素吸着テストを通して、トリチウム吸着を妨げているのは酸化膜というよりも空気中の水分であることがわかった。このため次の手順が必要である。(1)トリチウム吸着容器内のアウトガスを十分行うこと。(2)チタンが蒸着された基盤の取扱は湿度を3%以下に保つこと。(3)チタンが蒸着された基盤は真空中で保管すること。この方法で製作したトリチウムターゲットのFNS加速器の重陽子ビーム照射によるDT中性子発生量は、チタン表面を放電洗浄したものと同じであった。これにより小型トリチウムターゲットの製作条件は確立した。

論文

Safe handling experience of a tritium storage bed

林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 洲 亘; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1429 - 1432, 2008/12

 被引用回数:23 パーセンタイル:15.37(Nuclear Science & Technology)

ITER施設では、その標準設計にて約3kgのトリチウムを30以上のZrCo水素化物ベッドに保管する。トリチウム貯蔵ベッドの安全設計・安全運転は施設の総合的な安全性の向上のための最も重要なポイントの1つである。原子力機構・トリチウム工学研究Grでは多くのZrCoトリチウムベッドを使用してきており、約20年に渡りトリチウム安全取扱経験を蓄積しつつある。これらの経験から、安全設計上考慮すべき事項は、通常の過温,過圧及びトリチウムリークの防止とともに、崩壊熱の伝達や$$^{3}$$Heの挙動などトリチウムの崩壊の効果である。安全運転に関しては、水素化-脱水素化サイクルと、急速回収や冷却能力の低下などの非常事態での性能である。本報告は、これらにかかわる経験をまとめ、将来の核融合炉の安全の向上に資する。

論文

Recent results of R&D activities on tritium technologies for ITER and fusion reactors at TPL of JAEA

山西 敏彦; 林 巧; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 有田 忠昭; 星 州一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1359 - 1363, 2008/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.02(Nuclear Science & Technology)

JAEAのTPLでは、ITERに関連したトリチウム技術開発を行っており、特に、建家雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を、ITERへの日本の貢献として行っている。トリチウムプロセス技術開発に関しては、ITERテストブランケットモジュールにおけるトリチウム回収技術開発に集中しており、セラミックプロトン導電体を、先進ブランケットシステムの有望な候補として研究している。また、一連のトリチウム安全技術にかかわる基礎研究を、ITERのみならず、原型炉に向けて、TPLで行っている。主たる課題は、トリチウム閉じ込め空間及び閉じ込めの物理的障壁材料中でのトリチウム挙動,トリチウムモニタリング・計量管理,トリチウム除去・除染である。加えて、タングステン表面での水素保持挙動を、低エネルギー高フラックス重水素プラズマ照射により研究している。本報告は、これらTPLにおける最近の成果を、ITER及び原型炉に向けて必要な研究課題という観点からまとめたものである。

論文

Operational results of the safety systems of the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Agency

山西 敏彦; 山田 正行; 鈴木 卓美; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 星 州一; et al.

Fusion Science and Technology, 54(1), p.315 - 318, 2008/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.9(Nuclear Science & Technology)

トリチウムプロセス研棟(TPL)の建家及び安全設備は1985年に完成し、トリチウムを用いた安全設備の運転を1988年3月より開始した。TPLで現在貯蔵されているトリチウム量は、2007年3月現在、約13 PBqである。19年間のトリチウムを用いた施設の運転において、スタックから排出されたトリチウム濃度は、平均で約6.0$$times$$10$$^{-3}$$Bq/cm$${^3}$$であり、これは、日本のトリチウム水蒸気に対する法令による濃度規制値のおよそ1/100である。このように、TPL安全設備の運転実績が着実に積み重ねられている。またTPLの安全設備における主要機器(バルブ,ポンプ,ブロワー等)の故障確率データも積み重ねられており、ITERを含む今後の核融合施設の安全解析に貴重なデータを提供している。

論文

Tritium safety study using caisson assembly (CATS) at TPL/JAEA

林 巧; 小林 和容; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 河村 繕範; 洲 亘; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 54(1), p.319 - 322, 2008/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.61(Nuclear Science & Technology)

Tritium confinement is required as the most important safety function for a fusion reactor. In order to demonstrate the confinement performance experimentally, an unique equipment, called CATS: Caisson Assembly for Tritium Safety study, was installed in Tritium Process Laboratory of Japan Atomic Energy Agency and operated for about 10 years. Tritium confinement and migration data in CATS have been accumulated and dynamic simulation code was developed using these data. Contamination and decontamination behavior on various materials and new safety equipment functions have been investigated under collaborations with a lot of laboratories and universities. In this paper, these accomplishments are summarized and future plan are discussed.

論文

Activities of Caisson Assembly for Tritium Safety study (CATS) at TPL/JAEA

小林 和容; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 河村 繕範; 洲 亘; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦

Proceedings of 2nd Japan-China Workshop on Blanket and Tritium Technology, p.74 - 78, 2008/05

ITERのような将来の核融合炉における室内のトリチウムの挙動を把握するために、トリチウム安全性試験装置(CATS)を設置し、さまざまな研究を実施した。おもに、室内へ漏洩したときの初期のトリチウムの挙動の把握及び解析コードの開発,トリチウムの室内漏洩時のトリチウムの閉じ込め機能の確認,漏洩したトリチウムのトリチウム除去設備による除去挙動の把握を目的とし、研究を実施し、その成果についてまとめた。

論文

Studies on the behavior of tritium in components and structure materials of tritium confinement and detritiation systems of ITER

小林 和容; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 三浦 秀徳*; et al.

Nuclear Fusion, 47(12), p.1645 - 1651, 2007/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:87.22(Physics, Fluids & Plasmas)

トリチウム閉じ込め・除去は、核融合炉の安全性の要となる重要な課題である。本研究では、上記閉じ込め・除去システムの機器及び構造材料におけるトリチウムの挙動に関する基礎実験研究を行い、(1)トリチウムのコンクリート壁中の浸透挙動,(2)異常時の触媒性能における放出の恐れのあるSF$$_{6}$$ガスのトリチウム除去設備に対する触媒被毒効果の影響,(3)除去設備の再生水を処理するシステムの主要機器である電解セルの対放射線耐久性を明らかにした。

論文

Recent activities on tritium technologies for ITER and fusion reactors at JAEA

林 巧; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 岩井 保則; 河村 繕範; 中村 博文; 洲 亘; 有田 忠昭; 星 州一; 鈴木 卓美; et al.

Fusion Science and Technology, 52(3), p.651 - 658, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.6(Nuclear Science & Technology)

ITERへの日本の貢献の1つとして、原子力機構では雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を実施してきている。燃料トリチウム処理技術に関しては、主としてモレキュラーシーブや電気化学ポンプを用い、ITERのテストブランケットからのトリチウム回収システムの研究開発に集中して取り組んでいる。一方、トリチウム安全取扱技術に関しては、閉じ込め障壁を構成する材料中のトリチウム挙動,計測・計量技術や除染・除去技術に関する一連の基礎研究を、ITER及びDEMO炉に向けた中心的活動として実施している。本論文では、ITERや将来の核融合炉に向け、これら原子力機構のトリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム技術開発の最近の成果をまとめる。

論文

Isotope effect of hydrogen rapidly supplied from the metal storage bed

林 巧; 鈴木 卓美; 洲 亘; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 52(3), p.706 - 710, 2007/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:44.74(Nuclear Science & Technology)

ITERのトリチウム貯蔵供給設備においては、DT燃料の同位体比をいかに制御するかが、安定した最適な運転のための鍵となる課題の1つである。基本的には、水素-金属系での平衡圧には、大きな同位体効果(PH$$_{2}$$$$<$$PD$$_{2}$$$$<$$PT$$_{2}$$)があるが、ITERのトリチウム貯蔵設備の条件下で真空ポンプにより急速供給した水素の同位体組成に関する情報は非常に少ない。したがって、その急速供給した水素の同位体組成を調べるため、ITERの1/10スケールの貯蔵ベッドとスクロールポンプを用い、温度(573K$$sim$$623K)と初期貯蔵時の水素同位体組成(H:D=1:9$$sim$$9:1)をパラメーターとして一連の急速供給実験を実施した。水素同位体組成はインラインの質量分析計で連続的に計測した。本論文では、これらの結果をまとめ、その同位体効果について議論する。また、その同位体比の効率的な制御手法についても、ベッドの設計条件がより優しくなる方向で議論する。

論文

Studies on behavior of tritium in components and structure materials of tritium confinement and detritiation systems of ITER

小林 和容; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 三浦 秀徳*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

トリチウム閉じ込め・除去は、核融合炉の安全性の要となる重要な課題である。本研究では、上記閉じ込め・除去システムの機器及び構造材料におけるトリチウムの挙動に関する基礎実験研究を行い、(1)トリチウムのコンクリート壁中の浸透挙動,(2)異常時の触媒性能における放出の恐れのあるSF$$_{6}$$ガスのトリチウム除去設備に対する触媒被毒効果の影響,(3)除去設備の再生水を処理するシステムの主要機器である電解セルの対放射線耐久性を明らかにした。

論文

Monitoring of tritium in diluted gases by detecting bremsstrahlung X-rays

洲 亘; 松山 政夫*; 鈴木 卓美; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.803 - 808, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.8(Nuclear Science & Technology)

水素で希釈したトリチウムとヘリウムで希釈したトリチウムについて、組成比一定の条件で$$beta$$線誘起X線計測法による計数率とトリチウム分圧の関係を測定した。その結果、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧に比例していることを明らかにした。また、トリチウム分圧一定の条件の下でヘリウムを徐々に添加し、X線計数率の変化を調べ、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧のみに依存していることを明らかにした。今回の結果は、$$beta$$線誘起X線計測法が核融合炉のトリチウムプロセスシステム、例えばブランケットのトリチウム回収システムにおけるトリチウム分圧測定に有望な手法になることを示すものである。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:111 パーセンタイル:0.77(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

Radiochemical reactions between tritium molecule and carbon dioxide

洲 亘; 大平 茂; 鈴木 卓美; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.684 - 687, 2005/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.67(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の燃料処理系において起こり得る$$beta$$線誘起放射化学反応を研究する一環として、T$$_{2}$$-CO$$_{2}$$系の放射化学反応について研究した。40kPaのT$$_{2}$$と同量のCO$$_{2}$$を混合して室温に保持し、レーザーラマン分光法で反応過程を、また質量分析法で反応生成物を測定した。ガス混合後の30分以内では反応が速く、その後は大変遅くなることを明らかにした。また、T$$_{2}$$-CO$$_{2}$$系の放射化学反応の主な生成物は、ガス相ではCO、容器の壁面に付着した凝縮相においてはT$$_{2}$$Oであることを明らかにした。さらに、容器を真空排気した後、250$$^{circ}$$Cまでの加熱により、容器内壁に凝縮していた生成物がCO, CO$$_{2}$$, T$$_{2}$$, T$$_{2}$$Oなどに熱分解されることを明らかにした。

論文

Tritium accounting stability of a ZrCo bed with "In-bed" gas flowing calorimetry

林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.317 - 323, 2005/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:39.62(Nuclear Science & Technology)

核融合炉燃料であるトリチウムの安全貯蔵とその効率的な計量の観点から、ZrCo金属間化合物を用いた通気式熱量計量方式による「その場」トリチウム計量機能付き貯蔵ベッドを開発し、計量精度: $$pm$$1%のITERの要求性能を実証するとともに、試験的に実用に供して総合的実証を進めている。本ベッドは、一次容器内にZrCo金属間化合物700gを充填したもので、ZrCoT1.8として約25g-T2,約100Lの水素同位体ガスを貯蔵できる。また、ZrCoの一次容器内に螺旋状の配管を有し、この配管内部にHeガスを循環することにより、貯蔵したトリチウムの崩壊熱を循環Heの温度上昇として計測し、トリチウム貯蔵量を計量できる構造となっている。今回は、長期保管後の計量性能の確認のため、約13gの純トリチウムの7か月間の安定貯蔵、及び約5gのトリチウムを同量の重水素で希釈したガスの5年4か月間の安定貯蔵の前後にくり返し熱量計測を実施し、初期の計量性能と比較した。その結果、計測条件(一次容器内に蓄積する3Heガス圧など)を整えることにより、初期の計量感度(約0.2g)及び精度(約0.05g)を維持できること、などを確認し、現状までのトリチウム貯蔵においては計量性能の劣化はないことを確証した。

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