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論文

In-situ tritium recovery experiment from lithium oxide under hign neutron fluence

倉沢 利昌; 吉田 浩; 竹下 英文; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 松井 智明; 梅井 弘; 成瀬 雄二

Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.196 - 200, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(85)90133-3
 被引用回数：15 パーセンタイル：84.25(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉のトリチウム増殖材として最も有力視されている酸化リチウムの中性子照射下におけるトリチウム放出特性を調べるため「酸化リチウム高照射試験VOM-15H計画」をおこなった。照射期間は1983年5月から8月までの4サイクルであり、この間の実効熱中性子フルエンスと$$^{6}$$Li燃焼度は各々5.9$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$nvtおよび0.24%に達した。照射温度は470$$^{circ}$$C~760$$^{circ}$$Cの範囲で調節した。生成トリチウム量は32Ciで平均スイープガス中トリチウム濃度は5$$mu$$Ci/cm$$^{3}$$であった。本報告では実験装置の概要とトリチウム放出特性に及ぼす水分および照射温度の影響を重点にした実験結果を発表する。(1)トリチウム生成量の核計算による値と実測値はよく一致した。(2)トリチウム放出濃度は550$$^{circ}$$Cで3~5日経過後平衡値に達した。(3)トリチウム放出はLi$$_{2}$$O表面にあるLiOHと密接な関係を持つ。トリチウムガス成分はスイープガス中水分濃度に強く影響される。(4)照射後試験および残存トリチウム量についても調べた。

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; トリチウム放出挙動

倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 竹下 英文; 宮内 武次郎; 松井 智明

JAERI-M 84-087, 55 Pages, 1984/05

JAERI-M-84-087.pdf:2.12MB

トリチウム増殖材として最も有望視されている酸化リチウムの中性子照射下におけるトリチウム放出実験(VOM-15H)を実施した。実験は研究炉JRR-2の燃料領域垂直照射孔VT-10 ($$phi$$th = 1.0$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$・ses、$$phi$$f = 1.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{2}$$n/cm$$^{2}$$・ses)を利用して行った。照射試料として、真空燒結した円筒状ペレット(11mm$$phi$$$$times$$10mmH、崇密度86%TD)を4個(全重量6.67g)を用いた。照射期間は1983年5月$$sim$$8月における4サイクルであり、実効照射量とし$$^{6}$$Li燃焼度はそれぞれ5.9$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$nut、0.24%(トリチウム生成量31.2Ci)に達した。照射温度の調節範囲は470~760 $$^{circ}$$Cである。この報告書では、実験装置の概要、トリチウム放出特性、高濃度トリチウムの連続定量測定法、等について述べている。

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; スイープガス・キャプセルの核・熱評価

倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 三村 謙; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 笹島 文雄; 梅井 弘

JAERI-M 84-013, 47 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-013.pdf:1.44MB

核融合炉のトリチウム増殖ブランケットへの適用をめざしたセラミックス系リチウム化合物(Li$$_{2}$$O、LiAlO$$_{2}$$、Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$、Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$など)の研究が、材料開発及びブランケット設計の両面から進められている。特に、日・米・欧の各国では、ブランケット操作条件を考慮したトリチウム放出特性、材料健全性、核・熱特性に関する試験研究の必要性が強調されている。本研究は、「酸化リチウム高照射試験」の一環として計画し実施したものであり、原子炉による熱中性子照射下のLi$$_{2}$$Oペレットのトリチウム放出特性を調べることを主眼としている。照射試験は、JRR-2の垂直照射孔(熱料領域VT-10、$$Phi$$th = 1.0$$times$$10$$^{14}$$, $$Phi$$f = 1.0$$times$$10$$^{12}$$n/cm$$^{2}$$・sec)において約1000時間(4サイクル)に互って行った。本報告書は、Li$$_{2}$$Oペレット(6.66g)を装荷したスイープガス・キャプセルにおける$$^{6}$$Li(n、d)$$^{3}$$H、$$^{7}$$Li(n、nd)$$^{3}$$Hの反応率及び温度分布並びにペレット中不純物に基づく誘導放射能について検討・評価したものである。

論文

In-situ tritium recovery experiment from lithium oxide under high neutron fluence

倉沢 利昌; 竹下 英文; 渡辺 斉; 吉田 浩; 成瀬 雄二; 宮内 武次郎; 三村 謙; 梅井 弘

Journal of Nuclear Materials, 122-123, P. 902, 1984/00

抄録なし

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; トリチウムの除去とモニタリング

吉田 浩; 松井 智明; 倉沢 利昌; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 梶本 与一; 後藤 孝徳; 渡部 孝三; 成瀬 雄二; 渡辺 斉

JAERI-M 83-204, 29 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-204.pdf:1.0MB

酸化リチウムのトリチウム増殖材としての性能を評価する研究の一環として、JRR-2(VT-10照射孔)を利用した酸化リチウムペレットの照射下トリチウム放出試験を実施した。試験期間は昭和58年5月~8月における4サイクルであり、この間のトリチウム生成量は約31Ci(観潮値)に達した。本試験では、比較的高濃度(定常値;約5$$mu$$Ci/cm$$^{3}$$)のトリチウムガスを連続して取扱うため、作業者の被曝防止及び環境への放出低減化の観点から、実験装置のトリチウム回収・測定部をフード内に格納するとともに実験ガス中のトリチウムを捕集するためのトリチウム除去装置を設置している。本報告書は、照射下トリチウム放出試験に際して行ったトリチウム除去装置性能試験の結果並びにトリチウムのモニタリングの方法と結果についてまとめたものである。

報告書

酸化リチウム高照射試験(1)計画と安全評価

渡辺 斉; 倉沢 利昌; 竹下 英文; 高橋 正; 谷藤 隆昭; 宮内 武次郎; 一色 正彦; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 梅井 弘

JAERI-M 82-136, 27 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-136.pdf:0.8MB

トリチウムの放出挙動・回収の研究はトリチウム技術開発において極めて重要な課題のである。しかしながら、これまでの研究は主として低照射量(1$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$程度)の照射後焼純法によるものであり、トリチウム放出挙動に関して十分なデータとは言えない。本試験は実効中性子フルエンス5.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$までの照射量に対するトリチウム放出率、HTO/HT組成比をin-situ測定によって、またトリチウム残存量を照射後試験によって明らかにするものである。本報告書には試験内容、照射条件、試験方法及び安全評価のためのトリチウム生成量、漏洩量、解体作業及び異常時対策について記述した。また、照射キャブセルの構造、安全解析についても記述した。

論文

A Preliminary in-pile test of tritium release from Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 野田 健治; 一色 正彦; 金田 義朗; 宮内 武次郎

Journal of Nuclear Materials, 101, p.220 - 223, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90461-X
 被引用回数：8 パーセンタイル：88.5(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットからのトリチウム放出を原子炉(JRR-2、VH-11)照射下で調べ、以下に示す結果を得た。 (1)100$$^{circ}$$C以下では、原子炉出力の2乗、すなわち、熱中性子束の2乗に比例して、トリチウムは放出した。 (2)150~250$$^{circ}$$Cでは、温度変動がトリチウム放出を著しく加速した。

論文

Thermal neutron flux distribution inside and outside Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 内田 勝也*; 谷藤 隆昭; 竹下 英文; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄

Journal of Nuclear Materials, 88(2-3), p.193 - 198, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90274-3
 被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウムペレット内外の熱中性子束分布を金線を用いた放射化法により測定し、その結果をTHERMOSコードによる計算結果と比較検討した。直径11.8mmのペレットに対するflux depression factor,self-shielding factor,flux perturbation factor、はそれぞれ、0.413,0.500,0.207と得られた。一方、THERMOSコードによる計算値は、0.444,0.521,0.231であり、実験値と計算値はよい一致を示した。

論文

Temperature distribution in Li$$_{2}$$O pellets under neutron irradiation

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 内田 勝也*; 野田 健治; 倉沢 利昌; 高橋 正; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.121 - 126, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90039-2
 被引用回数：2 パーセンタイル：33.85(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉照射下における酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットの温度分布をJRR-2,インコア6D内のカプセル照射により求めた。得られた結果と熱伝導度積分から、ペレット表面温度およびペレット/316SSクラディングとのギャップ熱伝達計数を求めた。

報告書

JRR-2におけるラジオアイソトープ生産用硫黄照射の実績と技術開発

一色 正彦; 宮内 武次郎; 笹島 文雄; 飛田 敏雄; 岡根 章五

JAERI-M 8539, 37 Pages, 1979/11

JAERI-M-8539.pdf:2.31MB

JRR-2における硫黄ターゲットの照射は、VT-1孔および円筒燃料内両照射孔を使用し昭和38年からこれ迄17年間に亘って実施されてきた。2年間の予備照射試験を経て、本格的な実用照射は昭和41年にVT-1孔で開始された。その後円筒燃料内照射装置およびキャプセルの開発と改良によって$$^{3}$$$$^{2}$$P製品の定常的な製造頒布体制を確立することができ、これまでにJRR-2で照射したキャプセル総数は434本、硫黄ターゲット重量にして約16kgに達する。本報告書は、これら硫黄照射の実績を中心として、主に照射キャプセルの開発の推移についてまとめたものである。さらに、最近測温型キャプセルを用い孔中性子束6B照射孔で行った高比放射能$$^{3}$$$$^{2}$$P製品の開発のための試験照射についても結果の概要を併せて記述した。

報告書

キャプセル材料の照射健全性; 高分子材の熱安定性と機械的強度

堀口 洋二; 宮内 武次郎; 山本 章

JAERI-M 5838, 26 Pages, 1974/09

JAERI-M-5838.pdf:0.99MB

高分子材料に$$gamma$$線と原子炉照射を行ない、熱安定性と機械的強度について測定した。熱安定性については、微量示差熱天秤を用い熱酸化反応の初期過程の活性化エネルギーを求め、機械的強度については、引張試験と照射キャプセルを試作しその破壊試験を行なった。これら三つの試験方法を対応させキャプセル材料の照射健全性について検討した。また、試作キャプセルを用い、使用上の取扱いについても検討した。

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