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SrCaCuO
Latyshev, Y. I.*; Gaifullin, M. B.*; 山下 努*; 町田 昌彦; 松田 祐二*
Physical Review Letters, 87(24), p.247007_1 - 247007_4, 2001/12
被引用回数：55 パーセンタイル：85.35(Physics, Multidisciplinary)高温超伝導体において、結晶の積層方向に垂直に磁場をかけた場合、磁束量子は超伝導の弱い層に侵入することが知られている。特に本研究で注目したBiSrCaCuOでは、この傾向は最も著しく、超伝導の弱い層がほとんど絶縁層として機能することから、磁束量子はジョセフソン磁束となりそのダイナミクスはあまり知られていない。本研究ではこのジョセフソン磁束のフロー状態における格子配置等を調べるためマイクロ波を照射して電流電圧特性に対する応答を見た。その結果、シミュレーション結果から期待される三角格子のフローが起こっていることが見いだされた。この結果は、ジョセフソン磁束がサンプル全体に渡って三角格子のコヒーレンスをほとんどの場合に有していることを示唆しており、これまでの常識的理解を超えるものと考えられる。
榎枝 幹男; D.F.Holland*; 松田 祐二; 大平 茂; 奥野 健二; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*
JAERI-Tech 95-050, 90 Pages, 1995/11
ITERではkgオーダーのトリチウムを使用するために、トリチウム処理システムとして、プラズマ排ガス処理トリチウム安全設備等の大量トリチウム取り扱い設備が設計されつつある。トリチウム取り扱い量が非常に大きいため、設計段階から十分に安全性の分析・評価を行い安全を期することが重要である。本報告では、故障事象解析(FMEA)の手法を用いて主要なトリチウム処理システムの各コンポーネントの機能に着目し、故障事象の起因事象を明らかにしたものである。本報告におけるFMEAの結果として、主要な起因事象、それらを感知するために必要な測定システム、今後検討するべき事項、今後定量的に解析する必要がある事項の4項目に関するまとめを行った。
林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 松田 祐二; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1503 - 1508, 1995/10
既存の触媒酸化・水分吸着方式のトリチウム除去系は原研・TPLにおいても十分な除去性能を実証しているが、ITERクラスの大型格納系にスケールアップすると、設備が大きくなりすぎる。このため、当研究室では、気体分離膜を用いたトリチウム除去設備の小型化の研究開発を進めている。市販の大型気体分離膜の中で水素及び水蒸気の窒素に対する透過係数の比の大きなものはポリイミド膜があり、その透過性能(選択的)は入口水素濃度100ppm,トリチウム条件下でも(50ci/m
で10年連続運転)変化しないことを確認した。そのポリイミド中空系膜モジュール(40m
程度)を用い、水素及びトリチウムの窒素及び空気からの回収率を、透過/供給流量比(CUT),透過/供給圧力比(
)等をパラメータとして調べた。本報では特に、モジュールの回収性能についてまとめる。
林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 松田 祐二; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1015 - 1019, 1995/10
核融合炉においては大量のトリチウムは活性金属ベッド中に水素化物として貯蔵される。従来このトリチウムの計量は、ベッド昇温によりトリチウムをガス化した後、PVTC法により行われるが、大量になればなるほど長時間大労力を要するうえ、残留するトリチウム(ベッド内)量が不明で計量精度をおとすことになる。当研究室では、通気式熱量法によるベッド内のトリチウム計量技術開発を進めており、今回熱量計量ラインと模擬(トリチウム崩壊熱)ヒータを内蔵した25gトリチウム貯蔵用ZrCo bedを試作し、そのコールドでの熱量計量特性(通気ガスのbed出入口温度差)の把握と、トリチウム貯蔵(~1g程度)後の計量実証を行った。コールド(模擬ヒータ利用)での熱量計量実験では約1gトリチウム相当熱量(0.32W)で4度,25g分(8W)で97度の温度差を計測した。これは十分な検出感度であり、本方式の有効性を確認できた。
山田 正行; 榎枝 幹男; 本間 隆; 林 巧; 松田 祐二; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1376 - 1381, 1995/10
原研トリチウムプロセス研究棟(TPL)では、核融合燃料サイクルのR&Dを大量トリチウムを用い、1988年3月より行われてきた。TPLでのトリチウム最大貯蔵量は60gである。TPLの安全設備は、トリチウムに対して3重格納が構築されており、各々の格納系に対するトリチウム除去系が設けられている。トリチウム除去設備は、触媒酸化-水分吸着法が採用されている。TPLから環境へのトリチウム放出量は、管理基準値の200分の1を月平均で維持している。TPLでの安全設備の運転実績は、核融合炉における安全設備の運転管理に対して有効なデータベースとなる。本報では、TPL安全設備の運転及び改善等について6年間の不具合データと共に報告するものである。
平田 慎吾*; 角田 俊也*; 怡土 英毅*; 鈴木 達志*; 林 巧; 石田 敏勝*; 松田 祐二; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1521 - 1526, 1995/10
水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、及び水分含有窒素を供給して分離実験を実施した。また、窒素中の水素、及び水分の膜分離について理論的条件における解析作業を行った。本実験、及び解析の結果、ポリイミド分離膜は窒素中の水素、及び水分を選択的に透過することが確認された。特に水分については高い透過性を有していることが確認された。本実験に使用した分離膜では、分離膜モジュールの透過側/供給側圧力比を1/1000と充分に小さくすることにり、供給された混合ガスを1/100に減容することができた。
奥野 健二; 松田 祐二
最近の研究施設, p.299 - 304, 1995/03
核融合炉のトリチウム燃料サイクルの確立を目指して建設されたトリチウムプロセス研究棟の安全設備の概要を紹介する。大量トリチウム取扱施設の設計・建設・運転管理にあたっての留意点を概説する。即ち、大量トリチウム取扱施設では、作業員のトリチウム被ばく防止及び周辺環境へのトリチウム放出の低減化のため3重隔壁格納システムが採用されるので、その格納システムについて概説した。さらに、その格納システムの健全性を確認するために行ったコールド試験の概要,ホット試験運転実績を概説した。
林 巧; 山田 正行; 小西 哲之; 松田 祐二; 奥野 健二; J.E.Nasise*; R.S.Dahlin*; Anderson, J. L.*
Fusion Engineering and Design, 28, p.357 - 361, 1995/00
被引用回数：11 パーセンタイル：71.91(Nuclear Science & Technology)核融合炉におけるトリチウム含有ガスの排気・移送に有効な真空ポンプを試作。4段圧縮往復動型で二重のベローシールと炭素含浸ポリイミド製ピストンリングで完全オイルフリーとした。初期の原研(TPL)でのコールドガス(H,D,N,He等)排気性能試験の結果、市販の同容量のスクロール型のポンプと比し、水素・重水素の排気速度が良好であり、特に吐出圧が高い(2400Torr)条件では性能の差が大きくなることを確認している。本報告は、上記試験後、純トリチウム等を用いたホット試験(トリチウム排気性能と長期使用耐久性等)の結果(日米協力のもと米国ロスアラモス国立研・TSTA)をまとめる。純トリチウムの排気速度は、7120m/hr(4Torr吸込圧,500Torr吐出圧)で、到達真空度は0.8Torr(500Torr吐出圧)であった。約1gのトリチウムを使用し、約3ヶ月間ポンプ非連続運転を行ったが、排気性能に希化はなかった。
奥野 健二; 松田 祐二; 小西 哲之; 山西 敏彦; 林 巧; 成瀬 雄二
Fusion Technology 1992, p.1196 - 1200, 1993/00
本報告は、トリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム工学に関して実施された研究開発をレビューするものであり、(1)トリチウム精製・捕集・回収については電解セルを中心としたシステム開発、(2)水素同位体分解については深冷蒸留塔および深冷壁熱拡散塔の研究開発、(3)トリチウム分析測定については、レーザーラマン法による「その場」分析法の開発、(4)トリチウム安全取扱については、ポリイミドを用いたトリチウム分離膜の開発、等についてその成果を紹介する。
林 巧; 小西 哲之; 山田 正行; 松田 祐二; 井上 雅彦; 中村 卓也; Takanaga, M.; 成瀬 雄二; 奥山 展久*
Fusion Technology, 19(3P2B), p.1663 - 1667, 1991/05
核融合燃料循環系及び安全系においては、真空排気、ガス移送等の操作にともない、オイルフリー真空ポンプが必要である。当研究室では、これら高レベルトリチウム使用に適合する大容量完全オイルフリー真空ポンプを開発した。ポンプは4段圧縮往復動型で、軸封には2重ベローズ、ピストンリングには炭素含浸ポリイミドを用い、高気密で完全オイルフリー(接ガス部)なものとした。水素、重水素(D)、ヘリウムや窒素を用い、閉ループで排気性能試験を実施したところ、吸込圧力10Torr以上で、180m/hr(D)と安定した排気速度が得られた。10Torr以上では、ガス種に依存して排気速度は小さくなり、到達真空度は約1Torr(D)であった。以上の結果から、吸込圧力数Torr以上の粗引き用真空ポンプとして、十分満足のいく性能をもつことがわかった。
成瀬 雄二; 松田 祐二; 田中 吉左右*
Fusion Engineering and Design, 12, p.293 - 317, 1990/00
被引用回数：78 パーセンタイル：98.31(Nuclear Science & Technology)トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉燃料サイクルの確立に必要なトリチウムプロセス技術及び大量トリチウムの安全取扱技術の研究開発を行うため、原研・東海研究所に設置された。本報告では、トリチウムプロセス研究棟の設計、建設、及び運転開始について総括的な説明を行うとともに、設備と装置について個々に具体的な説明を行っている。また、グラムレベルのトリチウムを取扱う施設として、安全面の留意点、トリチウム使用運転のための準備、トリチウム使用開始から1年余りの成果等について記述している。
成瀬 雄二; 平岡 徹; 田中 吉左右; 松田 祐二; 吉田 浩; 奥野 健二; 小西 哲之; 苫米地 顕; 渡辺 斉; 高橋 正; et al.
JAERI-M 82-175, 298 Pages, 1982/11
INTORフェーズIIAの主な目的は、フェーズIの概念設計で明らかになった「トリチウム」に関する重要項目の検討を深め、トリチウム格納に関する評価検討とトリチウム増殖ブランケットの設計を進展させることである。本報告書は、トリチウム格納に関するデータベースの評価結果および、より現実的な増殖ブランケットの検討結果をまとめたものである。
吉田 浩; 清水 徳; 松田 祐二; 成瀬 雄二
JAERI-M 9677, 24 Pages, 1981/09
本研究は、核融合炉燃料循環系の水素精製工程にパラジウム膜法を適用することの可能性について検討することを目的としたものである。パラジウム膜としては工業的にも実用に至っているPd-25wt%Ag合金膜をとり上げ、水素ガスとしてはH、Dを用いた。実験より、この合金膜のH、Dに対する透過特性は比較的高い操作圧力・温度の下においてもSieverts則及びArrhenius則が成立することが確かめられ、透過係数と操作条件(圧力、温度)とを関係づける実験式が得られた。なお、透過係数、拡散係数において同位体効果が認められたので、これらについても圧力、温度との相関に係を求めた。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二; 田中 吉左右
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.525 - 539, 1981/00
被引用回数：11 パーセンタイル：78.11(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法は、核融合炉燃料給排気系の水素同位体分離プロセス用として最も有望視されている方法の1つである。そこで、深冷蒸留法に関する研究開発の第1段階として、深冷蒸留塔の定常時の分離特性を解析するためのコンピューターコードを開発した。4本の蒸留塔と2基の同位体平衡器から構成される典型的なシステムを対象とし、システム最適化のための詳細なパラメーターサーベイを行い、全理論段数、還流比、フィード供給段位置が塔の分離特性に及ぼす影響を明らかにした。また、トリチウムの崩壊熱の影響について調べ、フィード中にトリチウムが高濃度で含まれている場合にはかなりの分離性能低下が起こるため、還流比を増すか、塔の回収部を冷凍しなければ性能は確保できないという重要な結果を得た。さらに、現在までに報告されている工学データをもとに、各塔の概略の規模(充填高さ、塔内径、コンデンサーの負荷など)を評価した。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二
JAERI-M 8648, 29 Pages, 1980/01
トリチウム除去システムの主要構成機器の1つであるトリチウム水吸着塔について設計法を確立するための予備的検討を行った。モレキュラーシーブを充填した吸着塔に関する設計計算の手順を詳細に述べ、代表的な条件に基づく設計例を示した。高い除染係数が得られ、かつ圧力損失の小さい高性能の吸着塔を設計するのに必要な重要事項を明らかにするために、いくつかのケーススタディを行った。また、トリチウム除去システムにおけるトリチウム水吸着塔の設計に関するいくつかの問題点を指摘した。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二
JAERI-M 8612, 30 Pages, 1979/12
トリチウム除去システムの重要な1ユニットである固定層触媒酸化反応器について、すでに報告されている実験データとの比較を含めた設計モデルの検討、ケーススタディなどを行い、設計に対する1つの考え方を示した。また、器壁からのトリチウム透過量を評価し、処理ガス中にトリチウムで汚染されたポンプ油の蒸気が存在するために約600
Cで操作される反応器に対しては、安全対策が不可欠であることを示した。さらに、トリチウム除去システムにおける固定層触媒酸化反応器の設計に関するいくつかの問題点を指摘し、今後必要な研究開発項目を確認した。
吉田 浩; 沼田 和義; 松田 祐二; 大内 操; 成瀬 雄二
JAERI-M 8543, 35 Pages, 1979/11
本研究は、再処理工場オフガスを対象としたクリプトン放出低減化プラントのKr-Xe分離工程に熱拡散法を適用する場合の可能性を検討することを目的として実施したものである。実験装置としてはガラス製の加熱管式熱拡散塔(有効長さ1m、冷壁内径32mm、熱管外径21mm)を使用し、種々の操作条件(温度、圧力、ガス組成、リザーバー容種)における分離特性(分離係数、回収率、平衡達成時間など)を調べた。この結果、回分操作による熱拡散塔の特性は安定しており、最適操作圧力が広い温度範囲において400Torr前後となることから、本法が放射性ガスの漏洩に対して安全性の高いことが確められた。なお、実験結果に基づいて、処理量1500ton-U/yrの再処理工場オフガスを対象とするKr-Xe分離プラントの規模を推定したところ、熱拡散塔の本数および電力はそれぞれ約600本、900Kw程度と見積られた。
田中 吉左右; 松田 祐二; 木下 正弘; 成瀬 雄二; 那須 昭一; 工藤 博司; 勝田 博司; 佐野川 好母; 立川 圓造; 吉田 芳和; et al.
JAERI-M 8512, 51 Pages, 1979/10
本報告書はIAEA主催国際トカマク型核融合炉設計ワークショップ(INTOR)に提出されるトリチウムに関する(グループ13)作業報告書の要約である。内容は全般的な問題、国内主として原研で行われた関連研究のレビュとトリチウムインベントリの評価の三部から成る。全般的な問題としてはINTORを目指す我国の研究開発計画と研究項目、INTORに必要なトリチウム量、注入、分析、ブランケットからの回収等が含まれる。レビュではトリチウムの造過性、固体ブランケット材料である酸化リチウムの物性の研究成果、酸化リチウムからのトリチウム分離の結果などが、インベントリ評価では深冷分離法、水蒸留法中心とした解析の結果が記されている。
成瀬 雄二; 吉田 浩; 藤根 幸雄; 松田 祐二; 丸山 庸一郎; 田中 俊和*; 青地 哲男
JAERI-M 7822, 99 Pages, 1978/09
本研究は、ガス拡散法によるウラン濃縮の工学的研究の一環として実施したものであり、実際のプラントにおいて想定される種々の操作条件下でのカスケード諸特性を調べ、プラントの設計および運転上の問題に関する知見を得ることを目的としている。本稿では、この目的のために製作した工学的規模のカスケード実験装置の設計条件、装置各部の仕様、運転特性ならびに設計上の考え方を明らかにし、さらにカスケードの試運転結果について報告した。これより、以下の事柄が確認された。(1)実験装置の各部は、広汎な実験範囲において、ほぼ設計通り操作することができる。(2)カスケードは、制御性が高く操作が容易である。(3)アルゴン同位体の分離実験において要求される高い気密性が、装置全体について確保できる。
-Kr系の分離; 再処理工場オフガス中のクリプトン除去・回収に関する予備的検討成瀬 雄二; 吉田 浩; 藤根 幸雄; 松田 祐二; 清水 徳; 斎藤 恵一朗
JAERI-M 7275, 40 Pages, 1977/09
環境保全の観点から、再処理工場オフガス中のクリプトン分離-85の放出は、できるだけ少なく抑えることが望ましい。このために、液化蒸留法、溶媒吸収法、選択透過膜法など幾つかの方法が研究されている。多孔質隔膜法(ガス拡散法)により得られる分離係数は、一般に小さいが、無機多孔質隔膜の挿入された2分割型拡散筒の採用により、段分離係数をかなり改善することができた。カスケードの所要段数、濃度分布、隔膜面積、拡散筒寸法、圧縮機所要動力などについてクリプトン除去プラントの予備設計を行ったところ、カスケードの配置は非常にコンパクトにまとまり、操作も簡単であることが判明した。以上の研究により、多孔質隔膜法は、クリプトンの除去・回収法として、安全性および操作の容易さから可能性の高い技術の一つであることが明らかになった。
