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吉田 浩; 岡本 真実*; 寺井 隆幸*; 小田原 修*; 芦部 楠夫*; 小原 敦*
JAERI-M 92-100, 97 Pages, 1992/07
ITER等の核融合実験炉では中性子増倍材、第1壁及びプラズマ対向材にベリリウムを適用することが検討され、今後ベリリウムに関する種々のR&Dが進められる見通しである。ベリリウムは有害性の高い物質であり、十分な安全対策を行うことによって研究者等の安全を確保するとともに周辺環境の汚染防止に努める必要がある。本報告書は、今後原研でも想定されるいろいろなベリリウム研究の安全性に資することを目的としてまとめたものであり、以下のような内容を含む。(1)各国の安全基準、(2)海外の代表的研究機関のベリリウム取扱い施設における安全管理(マニアル、考え方、実施例等)、(3)小~中規模ブランケット試験のための安全設備概念検討、(4)ベリリウムの毒性に関するデータ、自然環境分布、等。
吉田 浩; 芦部 楠夫*; 小野 清*; 榎枝 幹男
JAERI-M 92-083, 28 Pages, 1992/06
ITERブランケットの安全性に係わる課題の一つとして冷却水漏洩時のベリリウム水蒸気反応が問題となっている。本研究は、Be-H
O系の高温反応を定量的に把握し今後のブランケット設計に役立てることを目的として実施した。実験では、ブランケット内温度分布及び少数の冷却管破損を想定し、温度範囲550
C~750C、水蒸気分圧0.76Torr~7.6Torrを選定した。ベリリウムは代表的製造法による金属板を使用した。本実験により以下の結果を得た。(1)550C以上では一定の誘導期間を経て加速度的酸化反応が起こる。(2)誘導期間は、材料表面状態に余り依存せず750C、650C、600Cで夫々10分以内、1~3h、20~50hを求められた。(3)誘導期間の主反応の速度式dw=kt
において、1次反応(750Cで)及び放物線反応(650C)が成り立つことが分かった。
飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02
この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第7章に相当するものである。
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
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。
苫米地 顕; 本多 力*; 飯田 浩正; 東稔 達三; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 海老沢 克之*; 平田 慎吾*; 井上 登代一*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 85-078, 207 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第VI章に相当するものである。二つの異なる核融合実験炉のメンテナンス概念、すなわち一方は炉停止1日後に人間が炉本体外側に接近出来る概念、他方は全く人間の接近の必要のない完全遠隔操作に基づく概念について比較検討を行なった。炉形状、卜リチウム閉じ込め、安全性、遮蔽性能、メンテナンス手順、メンテナンス時間、必要遠隔操作機器およびコスト等種々の観点から両概念の比較が述べられている。また、現在の日本の遠隔操作技術のデータ・ベースを整理、評価し今後必要なR&D項目を摘出した。
