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若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11
IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250
C、約10
Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.
Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07
被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.
若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12
核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。
中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10
被引用回数：10 パーセンタイル：60.88(Nuclear Science & Technology)IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。
八木 英二*
PNC TJ8211 86-002, 211 Pages, 1986/09
本設計は中央廃水処理場の汚泥処理設備である脱水機の老朽化にともない設備の更新及び建家を増設することを目的として実施したものである。更新する設備は既設と同様にろ過脱水法によるものとし、高圧脱水機を選定し、設計を行った。また、増設する建家の設計は、既設建家の構造を新耐震設計法により再検討するとともに増設方法の検討を行った。
前田 充; 鏡 八留雄; 宮島 和俊; 八木 英二
日本原子力学会誌, 21(4), p.344 - 350, 1979/00
被引用回数：2フッ化物揮発法再処理の研究開発の一環として、低温における酸化ウランのフッ素化に関し、3インチ径流動層を用い回分・半連続操作によるフッ素化特性を明らかにした。工学フッ素化速度データ、kg量フッ素、UF
取扱い上の技術経験などについて報告した。
前田 充; 八木 英二
Inorg.Nucl.Chem.Lett., 14(10), p.341 - 345, 1978/10
被引用回数：3低温(~350C)における酸化ウランのフッ素化に関し、使用済燃料中模擬FPおよびその簡略化組成混合物(Pd,Pt,Ag,Sbなど)の触媒作用について報告した。酸化ウラン(UO
)中、1~12wt%の模擬FPの存在により、活性化エネルギーなど動力学的特性は単体酸化ウランと大差ないが、前指数部が10
~10
大きくなる。作用元素、作用機構は明らかに出来なかったが、フッ化物揮発法再処理におけるウランのフッ素化データ評価および元固系反応における固体触媒(Topochemical catalysts)の例として重要と思われる。
八木 英二; 前田 充; 鏡 八留雄; 宮島 和俊
JAERI-M 7064, 115 Pages, 1977/05
フッ化物揮発法開発研究の一環として、そのプロセスの連続化を図りPuFの放射線分解を防止する観点から流動層型凝縮器および揮発器から成る連続コールドトラップ装置を開発した。PuFと類似の物性を有するUFを用いた実験により99%以上の捕集率、数分ないし15分程度の固相滞留時間、安定操作限界(UF/ALO
)比0.07以下であることを確認して、この連続コールドトラップ法の技術的可能性を実証した。またこのコールドトラップ法における凝縮モデルを作成し、ミスト生成率などモデルから推定される凝縮特性が実験結果と良く一致することを確認してこのモデルの有効性を明らかにした。モデルによるパラメータ解析の結果、入口ガス温度および濃度、流動層内軸方向温度分布がミスト生成率に最も大きな影響を及ぼし、生成率が最小となる最適な温度分布の存在することを示した。
-Fluorination前田 充; 八木 英二
JAERI-M 7060, 18 Pages, 1977/04
炭化硅素および熱分解炭素のフッ素化実験により、ガス化反応だけによるTRISO型被覆粒子燃料脱被覆法を提案した。この脱被覆法は、「Burn-Fluorination-Reburn-Leach」から或るフローシートを描くことにより、Thorex、Purex法など湿式再処理法にも適用することが出来る。その原理的可能性を未照射被覆粒子を用いたボート実験により確認した。またこの実験結果および計算による評価から、最小燃料ロスのためのフッ素化工程の最適化が最も重要であることが指摘された。
八木 英二; 前田 充; 宮島 和俊; 鏡 八留雄
JAERI-M 6488, 76 Pages, 1976/03
日本原子力研究所再処理研究室では、フッ化物揮発法による燃料再処理研究の一環として、kg規模フッ素および六フッ化ウランの取扱い技術を確立し、流動層におけるウランのフッ素化データを把握するため1969年以来、工学規模ウランフッ素化実験装置を製作し実験を行って来た。この報告書は、上記装置に関する使用経験をまとめたもので、機器の性能および工程毎の操作法について評価検討するとともに、設計・操作上の注意事項について述べた。使用経験は、1975年9月までの全ての実験に基づいている。
八木 英二; 斎藤 信一*; 堀内 正人
JAERI-M 6487, 41 Pages, 1976/03
「ウランフッ素化実験装置」は、フッ化物揮発法による燃料再処理の研究の一環として、kg規模のフッ素および六フッ化ウラン取扱い技術の確立ならびに流動層反応装置による酸化ウランの酸化およびフッ素化特性を把握するために製作された実験装置で、1バッチあたり最大5kgのウランを取扱うとして設計された。この装置の概要ならびに障害・安全対策についてて述べた。(JAERI-memo-3636(1969))
村田 浩*; 菊地 通; 上野 馨; 岩本 多實; 安川 茂; 八木 英二; 江村 悟; 石原 豊秀; 武谷 清昭; 下川 純一
JAERI-M 6002, 108 Pages, 1975/03
原子炉燃料としてのトリウムの名は耳慣れて久しいが、わが国においてはまた本格的な研究開発は実施されていない。しかし各国におけるトリウムに関する知見は増大しつつあり、このレポートは当研究所の研究者達が最近のトリウムに関する世界的な状況を調査のうえ、とりまとめたものである。内容は、「資源」「化学的性質」「製錬」「燃料製造」「炉物理」「原子炉設計」「再処理」「再加工」「廃棄物処理処分」「放射線防護」「高温ガス冷却炉のステラテジー」の11章のほか、資料として「海外におけるトリウム燃料研究開発のプログラム」を付した。本レポートはトリウム燃料に関する全般的なレビューを行なうのに極めて有用なものと思われる。
鏡 八留雄; 前田 充; 八木 英二
化学工業論文集, 1(3), p.327 - 329, 1975/03
高放射線下で使用することを目的として、新しい紛体流量計を開発した。測定原理は、紛体への抗力により生じるパージガスの圧力降下に基づくものである。焼結アルミナおよび二酸化ウラン粉末を用いた実験により、圧力損失は約10kg/hr以下では紛体流量に比例し、ガス流量の影響は受けないことが示された。
八木 英二; 前田 充
JAERI-M 5840, 28 Pages, 1974/09
高温ガス炉燃料再処理の前処理工程に適用することを日的として、SiCと気体との反応を文献により調査検討した。この結果、ハロゲン化反応、特にフッ素化反応が装置材料の腐食を考慮して最も有望であることが見出された。この反応の前処理工程への適用性をより詳細に評価するためには、SiCの反応速度および脱被覆時の核燃料物質の揮発損失についての実験的検討が必要である。炭化ケイ素と気体との反応に関する1950年から1971年までの文献を分類して収録した。
青地 哲男; 八木 英二
原子力工業, 17(3), p.53 - 58, 1970/00
燃料再処理の方法に,湿式法と乾式法の2つがあることは,読者はよくご存知のことであろう。湿式法は,燃料を硝酸に溶解して水溶液にしたあと,沈殿,イオン交換,溶媒抽出などの方法でUやPuなどを精製回収するもので,なかでも溶媒抽出法が最もすぐれ,各種の研究炉,ガス炉および軽水炉などの使用済み燃料を再処理する数多くの既存工場があるほか,軽水炉を対象とした数トン/日にも及ぶ商業用工場の建設がつぎつぎと予定されている。そして最近では,高速炉原型炉の使用済み燃料も,これらの湿式工場で処理することが具体的に計画されている。
若井 栄一; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 新妻 重人*; 藤城 興司; 伊藤 譲; 中庭 浩一; 杉本 昌義; et al.
no journal, ,
Present status and recent activity of lithium target facility development in IFMIF/EVEDA project has been presented and evaluated. In this project, EVEDA Lithium test loop (ELTL) has been designed, constructed in Oarai-JAEA and also operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate, and succeeded in generating a 100 mm wide and 25 mm thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high-speed of 20 m/s at 300C for the first time in the world under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering design of lithium facility has been also evaluated. The other validation and engineering design activities of lithium target facility such as diagnostics, purification system and lithium safety has been also evaluated.
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 中庭 浩一; 伊藤 譲; 田中 浩; 辻 義之*; 伊藤 高啓*; et al.
no journal, ,
IFMIF/EVEDA事業ではリチウムターゲット施設開発のため、実機の約1/3の流量(最大3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを原子力機構大洗研究開発センターに建設し、各種機器の機能性試験及び総合性能試験を実施している。平成26年2月に250Cにて高真空下で(15m/s)高速自由表面を持つ高速Li流動試験に成功した。また、欧州キャビテーション計測を協力・実施した。本リチウムターゲット系研究開発の活動は大学連携協力試験下で、計測系、純化系、遠隔操作系の各種実証試験・評価を実施している。各テーマでは、まだ残された課題がいくつもあるが、IFMIF建設判断に必要な、より明確な工学実証評価を平成26年度に完了させる予定である。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.
no journal, ,
核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。
