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Li(p,n) reactions using a time-of-flight method岩元 洋介; 萩原 雅之*; 佐藤 大樹; 荒木 祥平*; 八島 浩*; 佐藤 達彦; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 中尾 徳晶*; 嶋 達志*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 804, p.50 - 58, 2015/12
被引用回数：23 パーセンタイル：87.12(Instruments & Instrumentation)大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、80, 100及び296MeVの陽子に対する準単色中性子のエネルギースペクトルを飛行時間法により測定した。中性子スペクトルは準単色中性子ピーク部と連続部からなり、ピーク収量は陽子エネルギー80
389MeVにおいて、0.91.1
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(個/sr/
C)の範囲であり、全体の収量に対するピーク収量の比は、0.380.48であった。この準単色中性子場を用いて、ビーム軸上(0度)に設置した中性子モニターのピーク部に対する周辺線量当量(応答)を測定するため、全体の応答から、0度と25度のスペクトルの連続部の応答が等しくなる定数kを決定し、この定数で規格化された25度に設置した連続部からなる中性子モニターの応答を差し引く手法を提案した。定数kは、陽子エネルギー80389MeVの範囲において、0.741.02であった。以上により、これまでの実験の成果と合わせて、RCNPで80389MeVの陽子をLiターゲットに入射させて生成する準単色中性子場の特性を示すデータを得ることができた。
林 巧; 小西 哲之; 大平 茂; 中村 博文; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 平田 一弘*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; et al.
JAERI-M 93-094, 54 Pages, 1993/03
日米協力AnnexIVに基づいて米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)で行われている原研製の燃料精製システムの試験において、オイルフリー粗引き真空ポンプの1種であるスクロールポンプの軽原素ガスの排気特性を閉システムで測定した。圧縮比、到達真空などの性能は吐出側圧力の影響を受け、またガス種によって著しく異なることが見出された。特にH
,Dでは性能は著しく劣化し、後段にメタルベローズポンプを設置することによって初めて窒素と同程度の排気が可能となる。水素同位体について排気特性は質量の増加と共に改善し、純トリチウムガスについてヘリウムとほぼ同等の結果が得られた。
小西 哲之; 大平 茂; 林 巧; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.
JAERI-M 93-089, 46 Pages, 1993/03
原研は日米協力協定AnnexIVに基づいて、米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて、核融合炉燃料ループの模擬試験を共同で行っている。その一環として、原研が設計、製作してTSTAに設置した燃料精製システムの総合的な機能の検証のため、単独重水素試験を行った。各コンポーネントは設計通り作動し、システム全体としての水素の精製機能と、不純物処理機能が確認された。また、定常運転に加え、起動、停止及び非常停止操作におけるシステム全体の挙動に関する知見が得られた。酸化反応器への酸素添加量制御など、測定、制御システムに起因する過渡特性に問題が発見された。
小西 哲之; 大平 茂; 林 巧; 渡辺 哲郎*; 井上 雅彦*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.
JAERI-M 93-088, 18 Pages, 1993/03
原研は日米協力協定AnnexIVに基づいて米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの模擬試験を共同で行っている。その一環として、原研製燃料精製システムを設計、製作してTSTAに設置、結合した。この装置に於て、水素同位体を精製するパラジウム拡散器の基本的な特性である透過性能を測定した。透過流量は概ね1/2乗則に従うが、透過側圧力の低いときにはある一定の圧力差までは透過が起こらない現象が見いだされた。これはパラジウム合金表面の不純物に起因するものと思われ、酸化処理によりその悪影響は減少した。
小西 哲之; 大平 茂; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; Sherman, R. H.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
JAERI-M 93-085, 40 Pages, 1993/03
原研は日米協力協定AnnexIVに基づいて米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの模擬試験を共同で行っている。本試験は1990年10月に行ったもので、同位体分離システムにおいては3カラムによる運転、分離特性の測定、また燃料精製系ではモレキュラーシーブ塔に固定されて残留するトリチウムの挙動測定を主要な目的とした。システムは5日間に渡って安定に運転され、高濃度Tの代りにDTを供給燃料として取り出す簡便な配位が実証された。また、深冷分離塔の塔内成分分布の定量的な測定に成功した。燃料精製系では装置停止後もモレキュラーシーブに残留するトリチウムのインベントリーに与える影響が明らかとなった。
井上 雅彦; 小西 哲之; 山西 敏彦; 大平 茂; 渡辺 哲郎*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Sherman, R. H.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; et al.
Fusion Technology, 21(2P2), p.293 - 298, 1992/03
被引用回数：3 パーセンタイル：35.32(Nuclear Science & Technology)TSTA(Tritium Systems Test Assembly)の水素同位体分離システムは、4本の深冷蒸留塔より構成され、核融合燃料サイクルにおいて高純度T,D,及びDTを得ると共に、トリチウムフリーのHを除去することを目的に設計されたものである。しかるに実際の核融合炉では、高純度DT及びTは必ずしも必要としないことが予想され、この場合、4塔カスケードを3塔カスケードに縮小することが可能である。本実験では、この3塔カスケードの分離特性を検討した。実験は、21.5gH, 280.1gD, 84.5gTを用い、6日間連続で行われた。その結果、塔が1本減少したことでシステムの安定性が大きく向上し、又、本3塔カスケードが達成すべき分離性能(高純度Dを得る。トリチウムフリーのHを除去する。)を満足することが実証された。本3塔カスケードは、核融合燃料サイクルの水素同位体分離システムとして有効である。
小西 啓之; 井上 雅彦*; 林 巧; 大平 茂; 渡辺 哲郎*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
Fusion Engineering and Design, 18, p.33 - 37, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.84(Nuclear Science & Technology)TSTA用燃料ガス精製システム(J-FCU)は、原研がこれまでに試作開発したトリチウム用コンポーネント(パラジウム合金膜拡散器、触媒酸化反応器、コールドトラップ、固体電解質電解セル、ZrCoベッド等)を中心として構成するプラズマ排ガス処理装置であり、1990年3月に据付けを終了した。本報告は、装置の完成からホット試験開始までの間に実施したH/D/不純物系のコールド試験の結果に関するものである。本試験により、トリチウム実証試験に着手できるという結論を得た。
