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論文

Tritium Process Laboratory at the JAERI

成瀬雄二; 松田祐二; 田中吉左右*

Fusion Engineering and Design, 12, p.293 - 317, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(90)90003-O

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。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase Two A,Part 2; Chapter X:Nuclear

苫米地顕; 飯田浩正; 本多力*; 関泰; 岡崎士朗*; 菊池康之; 竹下英文; 渡辺斉; 森清治*; 山崎誠一郎*; et al.

JAERI-M 85-082, 352 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-082.pdf:6.6MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フューズIIA パート2の日本のナショナル・レポートの第X章に相当するものである。INTORのニュークリア技術のデー夕べースを評価したもので次の4つの分野に着目している。すなわち、ブランケット、遮蔽、トリチウム及び安全性である。これらの分野で現在進められているR&Dプログラムをレヴューしまた新たに必要とされるプログラムについて検討した。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,PhaseIIA; ChapterVIII:Tritium and Blanket

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

JAERI-M-82-175.pdf:5.78MB

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。

論文

A Preliminary study on the production of tritium from neutron-irradiated litium-aluminum alloy

棚瀬正和; 山口康市; 田中吉左右

Radioisotopes, 31, p.571 - 578, 1982/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.31.11_571

LiAl合金の中性子照射によるトリチウム(T)製造技術の研究において、照射済合金からのT放出とそのTの化学的精製や捕集についての予備実験を行った。合金から放出したH $_{2}$ (T)やH $_{2}$ O(T)主成分の割合は、合金の前処理や加熱温度、特に後者の影響を強く受けた。このうち、850 $^{circ}$ Cでの等温加熱でH $_{2}$ (T)成分は約95%にまで増加した。化学的精製においても、H $_{2}$ O(T)は800 $^{circ}$ Cの金属ウラン(V)切削片で効果的にH $_{2}$ (T)に変換され、そのH $_{2}$ (T)はU粉末により室温下でも捕集されることを確認した。

論文

Computer analyses on steady state separation characteristics of hydrogen isotope separation cryogenic distillation system

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

https://doi.org/10.3327/jnst.18.525

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。

論文

Recoil ranges of 2.73 MeV tritons and yields of $^{1}$ $^{8}$ F produced by the $^{1}$ $^{6}$ O(t,n) $^{1}$ $^{8}$ F reaction in neutron-irradiated lithium compounds containing oxygen

工藤博司; 田中吉左右

Journal of Chemical Physics, 72(5), p.3049 - 3052, 1980/00

https://doi.org/10.1063/1.439507

被引用回数：5 パーセンタイル：26.36(Chemistry, Physical)

構成原子として酸素を含むリチウム化合物を熱中性子で照射すると、 $^{6}$ Li(n,)Tおよび $^{1}$ $^{6}$ O(t,n) $^{1}$ $^{8}$ F反応によって系内に $^{1}$ $^{8}$ Fが生成する。固相でのこの連続する核過程を詳細に検討し、この連続過程により生ずる $^{1}$ $^{8}$ Fの収率を決定する因子を解明した。実際に酸化リチウム(Li $_{2}$ O),水酸化リチウム(LiOH)など10数種の結晶粉末を原子炉で照射し、 $^{1}$ $^{8}$ Fの収率を求めたところ、計算値と実測値の間に非常によい一致が見られ、この連続過程に対する理論的取扱の正しさが証明された。一方、実測の $^{1}$ $^{8}$ F収率から反跳トリチウムの飛程が求められ、Li $_{2}$ O(S)では6.20.4mgcm $^{-}$ $^{2}$ ,LiOH(S)では7.10.6mgcm $^{-}$ $^{2}$ ,Li $_{2}$ CO $_{3}$ では7.00.6mgcm $^{-}$ $^{2}$ などの値が得られた。

報告書

ReportofGroup13;TRITIUM

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

JAERI-M-8512.pdf:1.01MB

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。

論文

Chemical behaviors of tritium produced by the $^{6}$ Li(n, )T reaction in lithium oxide

工藤博司; 田中吉左右; 天野恕

Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 40(3), p.363 - 367, 1978/03

https://doi.org/10.1016/0022-1902(78)80406-0

被引用回数：42

核融合ブランケット物質として注目されている酸化リチウム中に、原子炉の熱中性子照射で生成するトリチウムについて、加熱処理を行い、分離された成分をラジオガスクロマトグラフ法と質量分析法で分析した。市販品およびとくにこの目的に調製した高純度酸化リチウム粉末を、石英等に減圧封入して、JRR-4、Tパイプ照射孔で20分間照射し、照射後100~600 $^{circ}$ Cに減圧下で加熱した。固体粉末から分離したトリチウムはヘリウムガスを通じてコールドトラップを通過する間に、大部分(96%)が捕集されることも確認した。捕集された成分がHTOであることを質量分析法によって確かめたが、HTOの分離過程は、2LiOHLI $_{2}$ O+H $_{2}$ Oと同様にLiOT・LiOHLi $_{2}$ O+HTOによるものと考えられる。ラジオガスクロマトグラフ法により、少量成分としてHT、CH $_{3}$ T、およびCnH $_{2}$ $_{n}$ $_{+}$ $_{x}$ (n=2,x=0,1,2)を認めた。

論文

核融合とトリチウムの化学

工藤博司; 田中吉左右

日本原子力学会誌, 20(12), p.871 - 877, 1978/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.20.871

被引用回数：0

核融合炉の開発との関連でトリチウムの化学について解説し、研究の現状を紹介する。内容は次のような項目にわたっている。1)核融合反応とトリチウム、2)核融合炉ブランケットとトリチウム、3)核融合炉第1壁との相互作用、4)核融合炉燃料給排気系のトリチウム循環回収、5)トリチウムの製造。

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li $_{2}$ O pellets

那須昭一; 工藤博司; 塩沢憲一; 高橋正; 倉沢利昌; 立木雅章*; 田中吉左右

Journal of Nuclear Materials, 68, p.261 - 264, 1977/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(77)90247-1

被引用回数：33

310 $^{1}$ $^{6}$ nvtまで熱中性子を照射した酸化リチウムペレラトからの真空中におけるトリチウム放出の密度依存性を調べた。72.7から91.5%理論密度までの5種類の密度を持ったペレットを使用し、次の結果を得た。 1.88.5%理論密度以下の試料では、630 $^{circ}$ Cまででトリチウム放出はほぼ完了したが、91.5%理論密度の試料では、630 $^{circ}$ Cまでで約20%のトリチウムが試料中に残っており、放出率もやや、高温側にシフトした。 2.大部分のトリチウムは-72 $^{circ}$ Cで凝縮する化合物として検出された。 3.気体状態で検出されたトリチウムの化学形は、トリチウム水素、トリチウムメタンなどであった。 4.放出されたトリチウムメタンに対するトリチウム水素の比は91.5%理論密度の試料では、極めて大きかった。

論文

第5編三重水素

天野恕; 田中吉左右; 工藤博司

水素応用技術最新資料集, p.283 - 331, 1976/00

石油危機に端を発したエネルギー資源確保の要請と無公害エネルギーの確保の見地から、水素エネルギーの開発が有望視されている。この開発に有用な資料の提供を意図して本総説が企画され、その一部として三重水素に関する資料を分担執筆したものである。三重水素は利用価値のある唯一の水素の放射性同位体であり、トレーサ利用をはじめ熱源,光源等広く利用されており、しかもエネルギー問題の対策として有望視される核融合炉の燃料として用いられようとしている。ここでは三重水素の物理科学的性質をまとめ、ついで三重水素の製造法を紹介した。

報告書

ナトリウム冷却高速炉によるトリチウム生産の検討

関泰; 田中吉左右; 迫淳

JAERI-M 6150, 18 Pages, 1975/06

JAERI-M-6150.pdf:0.49MB

昭和60年代に建設が予定されている核融合動力実験炉には、概算によれば1~2キログラムの初期装荷トリチウムが必要とされる。その後の実験炉の運転には年間数百グラム、またそれ以前に行なわれる炉心モックアップ実験にも年間数十グラムのトリチウムの供給が毎年必要であると考えられる。ここでは熱出力100MW程度のナトリウム冷却高速炉により生産できるトリチウムの量を核計算を行なうことにより検討した。その結果この程度の小型高速炉を利用しても年間100グラム以上のトリチウムを生産できることが明らかになった。

論文

Removal of tritium from neutron-irradiated lithium oxide

工藤博司; 田中吉左右

Radiochem.Radioanal.Lett., 23(2), p.57 - 62, 1975/02

制御核融合炉の概念設計の一つとして、酸化リチウム(Li $_{2}$ O)をトリチウム増殖体として用いる固体ブランケットが提案されている。Li $_{2}$ O中に生成したトリチウムを、効率よく回収することができるかどうかということが問題となっているが、従来このことに関する実験データはほとんど無い。Li $_{2}$ O粉末を原子炉(JRR-4)で照射した後、ターゲットを真空中で600 $^{circ}$ Cまで加熱し、放出されるトリチウムの化学形をラジオガスクロマトグラフ法によって分析した。今回の実験条件下では、生成したトリチウムの大部分がLi $_{2}$ Oから放出されることを確認するとともに、Li $_{2}$ O中でのトリチウムの存在状態およびその化学的挙動を推論した。

報告書

Conceptual design of a gas cooled tokamak reactor

迫淳; 太田充; 関泰; 大和春海*; 平岡徹; 田中吉左右; 浅見直人*; 森茂

JAERI-M 5502, 17 Pages, 1973/12

JAERI-M-5502.pdf:0.52MB

ヘリウム冷却型卜カマク炉の試設計を行ない、炉心プラズマ、炉構造、ブランケッ卜物理、材料について評価した。この炉の主要設計パラメータは次のとおりである;炉出力2000MWt、第1壁熱負荷2MW/m $^{2}$ 、プラズマ主/副半径10/2m、平均トロイダル磁束密度60kG、炉入口/出口冷却体温度400・600 $^{circ}$ C、ブランケット親物質Li $_{2}$ Oペブル、第1壁材料Incoloy800。

論文