Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
井岡 郁夫; 木内 清*; 滝沢 真之*; 伊藤 剛士*
日本金属学会誌, 78(1), p.16 - 22, 2014/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)工業プラント等の構造材や溶接継手での応力腐食割れの迅速定量的評価には、多軸応力場の再現が不可欠である。WC製硬球の押し込みにより多軸残留応力場を形成した試験片を用いて応力腐食割れ試験を実施し、その適用性を評価した。SUS304平板試験片にブリネル型硬球を押し込み、それにより生じる圧痕周りの残留応力、変位をX線回折法、変位計により測定した。有限要素法による数値解析を行い、解析結果と測定値を比較し、両者が比較的よく一致することを確認した。数値解析により、残留応力が最適となるように押し込み硬球径、試験片ホルダー台座穴径、試験片板厚、及び押し込み深さを選定した。選定した押し込条件で作製した試験片を用いて塩化物応力腐食割れ試験を行った。圧痕周辺に発生した割れと残留応力分布を比較し、多軸残留応力場の応力腐食割れ評価法への有用性を示した。
伊藤 剛士*; 林 巧; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 52(3), p.701 - 705, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Nuclear Science & Technology)核融合炉では、高濃度のトリチウム水をどのように取り扱うかが安全管理の鍵となる課題の1つである。高濃度のトリチウム水は自分で放射線分解し、最終的には、気相中では水素と酸素を生成し、水相中では過酸化水素を生成する。
線照射での水のG値の報告は多くあるが、トリチウム水の自己放射線分解に関する報告は、その安全取扱上の困難さからほとんどない。日本原子力研究開発機構のトリチウムプロセス研究棟では、最高2EB/m
までの幅広い濃度範囲のトリチウム水の性質について10年以上研究しており、トリチウム水の自己放射線分解における実効的な水素と過酸化水素のG値を、密封容器中に保管したトリチウム水試料での各成分の濃度の経時変化の情報から評価した。本論文では実効的なG値を整理するとともに、それらのトリチウム濃度及び温度依存性について議論する。
林 巧; 伊藤 剛士*; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1365 - 1369, 2006/03
被引用回数：19 パーセンタイル：77.5(Nuclear Science & Technology)核融合炉では高濃度のトリチウム水が発生し一次保管される。トリチウム水は、自己放射線分解により水素や酸素ガスを発生するうえに過酸化トリチウム水となると考えられる。しかし、トリチウム水を用いた系統的実験の報告例は少なく、発生量は線による放射線分解のG値(100eVのエネルギーを吸収した時の特定化学種分子の生成率)とは異なっている。本報告では、高濃度トリチウム水溶液を製造後、長期保管した結果を整理し、気相発生成分については、実効的なG値のトリチウム濃度及び温度依存性データから、防爆上必要な設計上の配慮(想定トリチウム水濃度/量とタンク容積及びその換気回数など)を議論する。また、液相発生成分については、トリチウム水の液性(水素イオン濃度や酸化還元電位など)に影響をあたえる(トリチウム濃度に依存する)ことを見いだし、その理由を考察するとともに、タンクの腐食防止に必要な設計上の配慮について議論する。
加藤 岑生; 伊藤 剛士*; 須貝 宏行; 河村 繕範; 林 巧; 西 正孝; 棚瀬 正和; 松崎 禎市郎*; 石田 勝彦*; 永嶺 謙忠*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.859 - 862, 2002/05
原研では核融合研究の推進のために、小型トリチウムリサイクルシステムの開発を進めている。従来、原研が開発し、55.5TBq(1500Ci)の純粋なトリチウムガスを濃縮してきたガスクロマトシステムでは、分離後のキャリヤーガス中のトリチウムをモレキュラーシーブスカラムに捕集し、次いでキャリヤーガスの流れを切り替え、循環させてウランゲッターに捕集している。本システムでは、分離後のキャリヤーガス中のトリチウムのみをプロトン導電体により透過させ、直接ウランゲターに捕集するなどの改良を行い、自動化することを考えている。各種の実験で使用したトリチウム混合ガスから実験現場でトリチウムを回収し、再利用できれば、核融合研究をより効率的に進めることができる。また、小型トリチウムリサイクルシステムは、英国のRIKEN-RAKLミュオン触媒核融合研究を進めるでも非常に有用である。
大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.519 - 525, 2000/03
被引用回数：24 パーセンタイル：59.01(Physics, Fluids & Plasmas)ITER(国際熱核融合実験炉)の燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い、制御をより良いものにするため「その場」での効率的なトリチウム計量技術が原研トリチウム工学研究室で開発された。レーザーラマン分光法を用いた燃料プロセスガスの遠隔・多点分析法が開発、試験され、120秒の測定時間に0.3kPaの検出限界で水素同位体を測定できることが実証された。25gのトリチウム貯蔵容量を持った「通気式」熱量ベッドが開発され、100gのトリチウム貯蔵容量を持ったベッドの設計においてもITERで要求される検出限界1%(1g)を満足することを実証した。これらの計量技術の開発はITER工学設計活動の下で行われ、それぞれITERの最終設計において取り入れられている。本論文においては、それぞれのシステムの概要及び実証試験の結果について述べた。
山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03
被引用回数：6 パーセンタイル：21.01(Physics, Fluids & Plasmas)原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。
大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.
Fusion Energy 1998, 3, p.1069 - 1072, 1998/10
ITERの燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い及び制御技術向上のためにより効率的なトリチウムの「その場」分析・計量技術を開発・実証する必要がある。このため原研トリチウムプロセス研究棟において同位体分離システム(ISS)やトリチウム貯蔵システム(TSS)におけるトリチウム分析・計量技術をITER工学設計活動の一環として実施した。光ファイバーを用いたレーザーラマン分光分析システムにより、4つの測定点での同時ガス分析が、リアルタイムにサンプルガスを取る必要もなく、しかも高精度に行えることを実証した。また、通気式熱量計量ベッドを開発し、ベッド内を流通するヘリウム流の出入口の温度差によりトリチウムをその場で精度良く計量可能であることを実証した。これらのシステムはITERの分析・計量システムあるいは貯蔵・計量システムとして、その設計に採用された。
落合 健一*; 藤田 秀人; 日野田 正博*; 石井 照明*; 伊藤 剛士*; 戸祭 智*
PNC TN8420 89-011, 137 Pages, 1989/03
アスファルト固化体並びにプラスチック固化体の評価を行うために,放射化学分析手法について調査・検討した。また,それらの技術の適用化について開発試験計画を策定した。以下に実施内容の要約を示す。1)放射性廃棄物固化体の放射化学手法の調査-)対象試料の前処理方法試料の無機課処理,溶液化処理のために灰化あるいは溶媒溶解法などの手法が有効であるが,その操作条件として処理温度を管理し,対象核種の飛散を防止することが肝要である。-)対象核種の分離・単離方法 化学挙動が類似した核種ごとにあらかじめ分類し,その後核種ごとに単離・計測する手法が有効であることが示された。それらの方法として,イオン交換法や抽出法を採取することが望ましい。2)開発試験計画 放射化学分析手法の中で,前処理並びに粗分離・単離法について核種の回収率,分配及び操作性を検討する上で,模擬コールド試験及び模擬ホット試験を実施することが必要であることを示した。
井岡 郁夫; 木内 清; 伊藤 剛士*; 滝沢 真之*; 深井 剛史*
no journal, ,
環境誘起割れ評価技術を開発するため、肉厚の板状試験片に鋼球を押し込み、圧痕の周りに多軸応力場を形成した試験片を用いて、腐食環境中で割れ特性を調べた。試験片の肉厚,鋼球の直径,押し込み深さをパラメータに圧痕周りの残留応力を3次元有限要素法で解析した。また、試験片表面の残留応力をX線回折装置で測定した。沸騰42%MgCl
試験液による環境誘起割れ試験を行い、表面観察により割れ発生挙動を調べた。その結果、引張残留応力の発生した領域で径方向に伸びた複数の割れを確認したが、それ以外の領域では割れは認められなかった。よって、圧痕押込により形成した多軸応力場を有する試験片を用いて環境誘起割れ特性を評価できる見通しを得た。
根本 英幸; 若井 栄一; 木下 秀孝; 増田 志歩; 原田 正英; 高田 弘; 石川 幸治*; 今成 慶*; 伊藤 剛士*
no journal, ,
J-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)では、水銀ターゲット容器に陽子ビームを照射し水銀の核破砕によって中性子が発生する。特に水銀ターゲット容器は大強度陽子ビームを受けて使用するため、機器の健全性を評価が必要である。また、このような機器は高放射化物となり、保管及び将来の使用済み機器の処理・処分に向けて、減容化等の技術検討を進めることが重要課題となっている。本研究は、使用中のターゲット容器に関する健全性状態の調査検討のためのモニター用小型試験片の取付け方法の検討とその基本設計を実施し、課題点を抽出した。また、使用後に高放射化物となる水銀ターゲット容器機器などに対する減容化のための技術評価として、大型機器でも取り扱いができる丸鋸刃を利用した回転切断方式で、かつ乾式方法を採用したモックアップ機を製作し、機能試験を実施したところ、切断時の温度上昇はほとんどなく、また、切粉についても粉末状でなく、期待した粒状になっていることが確認できた。
