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論文

Recent results of R&D activities on tritium technologies for ITER and fusion reactors at TPL of JAEA

山西 敏彦; 林 巧; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 有田 忠昭; 星 州一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1359 - 1363, 2008/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.54(Nuclear Science & Technology)

JAEAのTPLでは、ITERに関連したトリチウム技術開発を行っており、特に、建家雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を、ITERへの日本の貢献として行っている。トリチウムプロセス技術開発に関しては、ITERテストブランケットモジュールにおけるトリチウム回収技術開発に集中しており、セラミックプロトン導電体を、先進ブランケットシステムの有望な候補として研究している。また、一連のトリチウム安全技術にかかわる基礎研究を、ITERのみならず、原型炉に向けて、TPLで行っている。主たる課題は、トリチウム閉じ込め空間及び閉じ込めの物理的障壁材料中でのトリチウム挙動,トリチウムモニタリング・計量管理,トリチウム除去・除染である。加えて、タングステン表面での水素保持挙動を、低エネルギー高フラックス重水素プラズマ照射により研究している。本報告は、これらTPLにおける最近の成果を、ITER及び原型炉に向けて必要な研究課題という観点からまとめたものである。

論文

Operational results of the safety systems of the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Agency

山西 敏彦; 山田 正行; 鈴木 卓美; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 星 州一; et al.

Fusion Science and Technology, 54(1), p.315 - 318, 2008/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.25(Nuclear Science & Technology)

トリチウムプロセス研棟(TPL)の建家及び安全設備は1985年に完成し、トリチウムを用いた安全設備の運転を1988年3月より開始した。TPLで現在貯蔵されているトリチウム量は、2007年3月現在、約13 PBqである。19年間のトリチウムを用いた施設の運転において、スタックから排出されたトリチウム濃度は、平均で約6.0$$times$$10$$^{-3}$$Bq/cm$${^3}$$であり、これは、日本のトリチウム水蒸気に対する法令による濃度規制値のおよそ1/100である。このように、TPL安全設備の運転実績が着実に積み重ねられている。またTPLの安全設備における主要機器(バルブ,ポンプ,ブロワー等)の故障確率データも積み重ねられており、ITERを含む今後の核融合施設の安全解析に貴重なデータを提供している。

論文

Recent activities on tritium technologies for ITER and fusion reactors at JAEA

林 巧; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 岩井 保則; 河村 繕範; 中村 博文; 洲 亘; 有田 忠昭; 星 州一; 鈴木 卓美; et al.

Fusion Science and Technology, 52(3), p.651 - 658, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.75(Nuclear Science & Technology)

ITERへの日本の貢献の1つとして、原子力機構では雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を実施してきている。燃料トリチウム処理技術に関しては、主としてモレキュラーシーブや電気化学ポンプを用い、ITERのテストブランケットからのトリチウム回収システムの研究開発に集中して取り組んでいる。一方、トリチウム安全取扱技術に関しては、閉じ込め障壁を構成する材料中のトリチウム挙動,計測・計量技術や除染・除去技術に関する一連の基礎研究を、ITER及びDEMO炉に向けた中心的活動として実施している。本論文では、ITERや将来の核融合炉に向け、これら原子力機構のトリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム技術開発の最近の成果をまとめる。

論文

Oxidation performance test of detritiation system under existence of SF$$_{6}$$

小林 和容; 三浦 秀徳*; 林 巧; 星 州一; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 52(3), p.711 - 715, 2007/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.53(Nuclear Science & Technology)

建屋に漏洩したトリチウムは、触媒により酸化され、吸着剤により除去される構成となっているトリチウム除去設備(ADS)により除去される。ITERでは、絶縁ガスとしてSF$$_{6}$$が用いられるが、このSF$$_{6}$$は、異常時に漏洩する可能性がある。SF$$_{6}$$は、トリチウム除去設備の除去性能に影響を及ぼす可能性があるが、未だにその報告はない。そこで、本研究では、SF$$_{6}$$存在下でのトリチウムの酸化性能について実施したので報告する。SF$$_{6}$$は、673K以上で分解され、そのガスと473Kで酸化され生成した水が、773Kで反応し、水が還元された。その結果トリチウム除去性能としては、100以上だったものが50程度まで低下することが明らかになった。

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