Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 飛田 健次*
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2021/10
日本が所有するブロック型高温ガス炉であるHTTRの冷却材中の水素と水素化物の濃度を詳細に調べた。その結果、CH
はH
濃度の1/10であり、従来の検出限界以下であることが明らかになった。冷却材中のHとCHの比がHTとCH
Tの比と同じならば、CHTはよりHより大きな線量変換係数を持つため、この組成比はトリチウムの線量を最適に評価するための重要な知見である。更に、CHの起源の調査した結果、CHは炉心から不純物として放出されるよりもむしろ、熱平衡反応の結果として生成されることが示唆された。
大塚 哲平*; 田邉 哲朗*; 徳永 和俊*; 吉田 直亮*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1135 - 1138, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Materials Science, Multidisciplinary)Hydrogen including a trace amount of tritium was loaded on the edge surface of an F82H rod. After the loading, the rod was held at 298 or 323 K to allow hydrogen diffuse in and release out. Tritium tracer techniques have been applied to determine hydrogen depth profiles and hydrogen release rates by using an tritium imaging plate technique and a liquid scintillation counting technique, respectively. The depth profiles were composed of a surface localized component within 200 
m of the surface and a diffused component extending over 1 mm in depth. The apparent hydrogen diffusion coefficients obtained from the depth profile of the diffused component are near the extrapolated value of the literature data determined at higher temperatures. The surface localized component, which is attributed to trapping at surface oxides and/or defects, was released very slowly to give apparent diffusion coefficients much smaller than those determined from the diffused component.
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
Li(n,
)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。
松浦 秀明*; 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Li(n,a)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、本手法の成立可能性を確認した。本報では、研究の全体概要について述べる。
片山 一成*; 松浦 秀明*; 大塚 哲平*; 深田 智*; 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Li(n,a)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、本手法の成立可能性を確認した。本報では、水素透過実験の結果及び実験で得られたデータを用いたトリチウム透過量の解析結果について述べる。
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。
高橋 克仁*; 坂本 寛*; 大塚 哲平*; 鵜飼 重治*; 平井 睦*; 山下 真一郎
no journal, ,
事故耐性を有する改良ステンレス鋼燃料被覆管の研究開発の一環として、開発を行っているFeCrAl系ODSフェライト鋼(以下,改良FeCrAl-ODS鋼と称する)のトリチウム透過特性に与える表面酸化膜の効果および被覆管製造を模擬して加工熱処理を施した板材の高温水蒸気酸化特性について評価した。
850
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Li(n,)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700C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。
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Li(n,)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、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。
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、Li(n,)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。
末松 千里*; 片山 一成*; 泉野 純逸*; 松浦 秀明*; 大塚 哲平*; 深田 智*; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、Li(n,)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。生産したトリチウムの漏れを防ぐ方法の一つとして、リチウム化合物にPyC(熱分解炭素)層を被覆することが考えられる。本研究では、水素透過実験を行い、トリチウムの漏洩量を解析する上で重要な透過係数を取得した。
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。
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。
菅沼 拓郎*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 飛田 健次*
no journal, ,
高温ガス炉を用いて製造する核融合炉用燃料であるトリチウムを、Zrを用いて高温条件下で照射キャプセル内に閉じ込めるための研究を行っている。その中で、トリチウム閉じ込め性能を評価するにあたり、トリチウムの流出量の計算に必要なZr中のH/Zr原子比とトリチウムの見かけの拡散係数の関係を、重水素を用いた実験を行って調べた。その結果、H/Zr原子比の増加に伴い重水素のみかけの拡散係数Dが低下する結果を得た。(これは、水素化物の生成に起因すると考えられる。)今後、取得したデータを用いてトリチウムの流出量を計算し、照射キャプセルの閉じ込め性能の評価を行う予定である。
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 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; 飛田 健次*
no journal, ,
高温ガス炉を用いたトリチウム(T)生産の検討において高温条件下におけるLi装荷体(Liロッド)へのT閉じ込め法としてZrを用いた方法を提案している。本研究ではLiロッドへのZr装荷方法を検討するため、大きさの異なるZr粒試料の水素吸蔵特性を調べた。
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 菅沼 拓朗*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 飛田 健次*
no journal, ,
核融合原型炉の起動や炉工学試験に用いるトリチウム(T)を調達するために、高温ガス炉の減速材領域にLiを装荷しTを製造する方法を提案している。高温ガス炉の運転状態では減速材温度が11001200Kとなり、LiロッドのT封じ込め性能が低下する。このため、T吸収体としてZrを使用することを検討しており、Zrは酸化等によりT吸収性能低下を防止するため、Ni被覆の粒状で使用する。本発表において、高温工学試験研究炉(HTTR)での照射試験を検討中であるNi被覆粒状Zrを用いた照射用ロッドの概念と照射試験法を示す。
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*
no journal, ,
GTHTR300にLi化合物を装荷してトリチウムを製造する場合について、設計した照射キャプセルのトリチウム閉じ込め性能の評価を行った。照射キャプセルからのトリチウムの流出量の計算は、炉心温度の他に新たにLi(n,)T反応の核発熱を考慮して行った。その結果、核発熱を考慮することで、Tの流出量は従来の計算結果より15%低下し、閉じ込め性能が向上した。
中川 恭一*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*; et al.
no journal, ,
高温ガス炉用トリチウム(T)製造Liロッドに対しZrを用いたT閉じ込め方法を検討している。炉内に温度分布が存在することを考慮して、炉内の温度範囲でのZr水素吸収速度を測定し、T閉じ込め性能を評価した。
石塚 悦男; Ho, H. Q.; 島崎 洋祐; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 大塚 哲平*; 片山 一成*; 飯垣 和彦
no journal, ,
高温ガス炉を用いた核融合炉初装荷用トリチウム製造の一環として、開発を進めてきたトリチウム製造試験体の照射試験を検討している。本報告では、JRR-3を利用した予備照射試験に関する検討について紹介する。
北川 堪大*; 松浦 秀明*; 川井 大海*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実*; 飛田 健次*; 小西 哲之*; et al.
no journal, ,
高温ガス炉における核融合炉用T(トリチウム)製造を検討している。常温から高温まで温度変化させた場合のNi被覆Zr球の水素吸収性能を観測し解析モデルを確認・検討した上で、照射試験のための試験体構造(Ni被覆Zr球数やLiAlO量)や実験法について検討した。
