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口頭

高温ガス炉用Li装荷試験体におけるトリチウム生産・閉じ込め性能の評価

井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭

no journal, , 

原子力機構と九州大学は、高温ガス炉を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法を検討している。本手法は、リチウム化合物を高温ガス炉に装荷して$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応によりトリチウムを生産するものである。これまでに、リチウムの最適な装荷方法、トリチウムの閉じ込め方法及びリチウム装荷高温ガス炉の核熱設計について検討を行い、本手法の成立性を確認しており、今回、リチウム照射試験の実施に向け、予備的な検討を開始した。本報では、提案するリチウム照射キャプセルを対象にして、トリチウム生産・閉じ込め性能の評価結果を報告する。

口頭

高温ガス炉を用いたトリチウム生産Li装荷ロッドの照射試験体及び試験法の検討; Zr層を考慮した試験体の評価

井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達*; 古賀 友稀*; 岡本 亮*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男

no journal, , 

DT核融合炉の初期装荷用トリチウムの供給方法として、高温ガス炉を用いたトリチウム生産法が検討されている。これまでに、Li化合物を装荷した照射キャプセルを高温ガス炉で照射し場合についてトリチウム生産量及びトリチウム閉じ込め性能を評価した。本研究では、トリチウムの閉じ込め性能の向上を目的としたZrC層を照射キャプセルに施した場合について、トリチウム閉じ込め性能を、トリチウムの漏れ量を計算して評価した。その結果、ZrC層を施すことで、トリチウムの照射キャプセルからの漏れを1/5に低減できるこ結果を得た。

口頭

超高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法の検討; 高温(700$$sim$$850$$^{circ}$$C)条件下におけるZr水素吸蔵特性

岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; et al.

no journal, , 

現在DT核融合発電の実用化を目指した研究が行われているが、原型炉の初期装荷用トリチウムの供給方法は明確になっていない。高温ガス炉にLiを装荷し$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応によってトリチウムを生産する方法が考えられており、発生するトリチウムを吸収させ、ロッドからのトリチウム流出を低減させる目的でZr層を設けたロッド状のLi装荷体を提案している。本研究では超高温ガス炉(VHTR)温度条件下でZr付Liロッドの使用を想定する。同条件下におけるZr層の水素吸蔵特性を評価するため700$$^{circ}$$C以上の高温条件において円筒状Zr試料について水素吸蔵実験を行い、Zr層における水素の溶解度定数及び拡散係数を計測し評価を行ったので報告する。

口頭

The Study on lithium rod test module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor

井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.

no journal, , 

核融合炉の起動と核融合炉ブランケットシステムのトリチウム工学試験のため、大量のトリチウムが求められている。しかしながら、トリチウムは存在量が少なく、kgオーダーのトリチウムについては人工的に作らなければならない。高温ガス炉を用いた$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応によるトリチウム生産を提案している。この方法においては、Liロッドを高温ガス炉の可燃性毒物用の孔に装荷することを想定している。本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)での利用に適したLiロッドを設計し、トリチウム生産量とLiロッド容器からのトリチウムの漏れ量をLiAlO$$_{2}$$、アルミナ及びZrの各層の厚さを変化させて評価している。また、Liロッドによるトリチウムの生産と閉じ込めの特性を実証するためHTTRで実施すべき照射試験の計画について示している。

口頭

高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法; 高温条件(700-900$$^{circ}$$C)におけるZr水素吸蔵特性

岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.

no journal, , 

高温ガス炉に円環状のリチウム化合物(Liロッド)を装荷し、$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法が提案されている。本研究では、生産したトリチウムの漏れを防ぐために、LiロッドにZr層を施すことを検討した。水素の溶解度及び拡散係数を測定し、これらの測定値を用いてZr層のトリチウムの漏れ防止に対する有効性を評価した。その結果、Zr層を施すことでトリチウムの流出率を、Zr層が無い場合に比べて2桁程度低減することが見込まれることから、Zr層はトリチウムの漏れ防止に非常に有効と考えられる。

口頭

高温ガス炉を用いたトリチウム生産用Liロッド装荷モジュール及びその照射試験法の検討

古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 井田 祐馬*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; et al.

no journal, , 

核融合炉などに使用するトリチウムを高温ガス炉により生産する方法が提案され、可燃性毒物としてLiロッドを装荷する方法が検討されている。核燃焼計算と拡散計算により高温工学試験研究炉(HTTR)への装荷に適したLiロッドの設計と、その性能を実証するためにHTTRを想定した照射試験法を提示した。

口頭

高温ガス炉用LiロッドのT閉じ込め特性にZr水素吸蔵性能が与える影響

岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達

no journal, , 

高温ガス炉を用いたトリチウム生産の検討において、高温条件下におけるリチウム照射キャプセル内へのトリチウムの閉じ込め方法として、ジルコニウムを照射キャプセルに装荷することが提案されている。本研究では、トリチウム閉じ込め性能の向上を目的として、ジルコニウムの装荷方法について検討を行った。その結果、ジルコニウムを粒状に装荷することで、閉じ込め性能を向上できる可能性があることが分かった。

口頭

Decontamination work in the Reactor Fuel Examination Facility

井田 祐馬; 小畑 裕希; 木村 康彦; 小野澤 淳

no journal, , 

Reactor Fuel Examination Facility (RFEF) is one of the largest hot laboratories in Japan. This lab is dedicated to perform the post irradiation examinations of spent fuel and has 8 concrete cells and 5 lead cells. There are many kinds of the contaminated equipment in the hot cells, therefore, it is very important to prevent the exposure of the workers who maintain and inspect those equipment. In this presentation, explaining about typical decontamination work in RFEF which is included air dose rate reduction trend, required period and required worker, etc to share the way of hot cell maintenance and to discuss how efficient cell maintenance.

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