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小林 和容; 鳥養 祐二*; 齋藤 真貴子; Alimov, V. Kh.*; 宮 直之; 池田 佳隆
Fusion Science and Technology, 67(2), p.428 - 431, 2015/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JT-60Uは、20年間の重水素実験の後、解体が開始された。解体では、真空容器中のトリチウムの保持量が安全上重要な問題の一つである。そこで、真空容器として用いられたインコネル625中のトリチウムの挙動を把握することは、非常に重要である。本報告では、室温中でインコネル625からトリチウムは、1年間連続的に放出されることを明らかにした。また、約1年間でほとんどのトリチウムが放出され、その化学形は、HTOであることを明らかにした。これらデータをもとに今後は、JT-60Uで用いられた真空容器を使用し、トリチウムの挙動に関する研究を進める。
磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 田口 明*; 齋藤 真貴子; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*; 山西 敏彦
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.10, p.81 - 84, 2013/02
重水素プラズマ照射したタングステン表面における水素補足サイトをイメージングプレート法とオートラジオグラフ法にて調べた。再結晶タングステン材を495から550Kで10
D/m
のフルエンスまで重水素プラズマで照射した。その後、473Kでトリチウムガスに曝露しトリチウムを試料に導入した。イメージングプレート法により、水素の補足サイトが照射した箇所で非常に高密度になっていることが明らかとなった。また、オートラジオグラフ法では、その水素が結晶粒界とブリスタに集積していることが明らかとなった。
磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*
富山大学水素同位体科学研究センター研究報告, 31, p.49 - 57, 2011/00
核融合炉では、真空容器内のトリチウム保持量の制限やプラズマへの不純物混入を防ぐ観点から、プラズマ対抗壁候補材のタングステンとプラズマとの相互作用が重要な課題の一つとなっている。タングステンにプラズマを照射すると表面にこぶ状の膨らみが生じ、トリチウム保持量が増加することが知られているが、プラズマ照射により表面構造が変化し保持量の増加をもたらす可能性も指摘されている。そこで、低エネルギーで高密度の重水素プラズマで照射したタングステンを作製し、トリチウムガスに曝露することでプラズマ照射により変化したタングステン表面の水素濃度を測定した。その結果、プラズマ照射によりタングステン表面に補足されたトリチウム濃度が増加し、その濃度は未照射の試料と比べ2倍に達することが明らかとなった。
磯部 兼嗣; Alimov, V.; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*
no journal, ,
水素プラズマで照射したタングステン表面に生じるブリスタの形成機構を明らかにするため、照射温度が495K, 550Kと二つの異なるタングステン試料を作製し、573Kにてトリチウムガスに曝露後、表面での水素濃度を
線誘起X線計測(BIXS)法を用いて測定した。その結果、X線の強度は、供試材,550K, 495Kの順に強くなっていることがわかった。このことから、ブリスタの形成だけでなく表面に存在する水素濃度にも照射温度依存性があることがわかった。また、大きなブリスタが形成された495Kで照射した試料が、最も強いX線強度であったことから、ブリスタの形成と表面の水素濃度に密接な関係があることが本測定結果からも示唆された。
磯部 兼嗣; Alimov, V.; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*
no journal, ,
プラズマと材料表面との相互作用を調べるため、低エネルギーで高いフラックスの重水素プラズマで照射したタングステンのトリチウム分布をBIXS法にて測定した。重水素プラズマ照射は495Kと550Kで行った。その後重水素で希釈したトリチウムガスに473Kで5時間曝露することで同位体交換反応によるトリチウムの導入を行った。BIXS法で表面からの詳細な深さ方向のトリチウム分布を測定したところ、495Kで照射した試料が最も高い表面水素濃度を示した。この結果は、以前実施した昇温脱離法による重水素保持量の結果と非常に一致していた。
渡邊 和仁; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 片山 一成*; 林 巧; 柳原 敏*; 小西 哲之*; 横峯 健彦*; 鳥養 祐二*; et al.
no journal, ,
核融合原型炉では、発電のために冷却水温度を300
C前後とするため炉内構造材の温度はITERよりも高くなり、また炉内機器の主要構造材と想定される低放射化フェライト鋼は比較的トリチウムを透過しやすい。これにより冷却水中へのトリチウム透過量が大きくなり、ITERでは必要としなかった冷却水中のトリチウム処理設備の適用を原型炉では検討する必要がある。そこで本研究では、保守的に仮定したトリチウム処理量の観点からトリチウム水処理設備への要求を概算するとともに、核融合炉の特徴を踏まえたその他観点からのトリチウム水管理の課題を抽出する。その結果、冷却水中へのトリチウム透過量を保守的に仮定した場合であっても、トリチウム管理濃度をCANDU炉と同程度にすることができれば既存の設備が適用できる可能性を明らかにした。
中村 誠; 飛田 健次; 谷川 尚; 染谷 洋二; 増井 章裕; 渡邊 和仁; 小西 哲之*; 鳥養 祐二*
no journal, ,
核融合炉において、トリチウムは燃料であり、主要な取り扱い放射性物質の一つである。核融合炉の異常や事故を想定し、環境影響を把握するために、ひばく線量の評価が重要である。本研究の目的は、被ばく線量評価手法の整備の一環として、ITERの安全評価に使用実績のあるトリチウム被ばく評価コードUFOTRIを日本の環境に適用する際の課題を明らかにすることにある。様々な気象条件(風速、大気安定度)と放出高条件のもとで、早期公衆被ばく線量計算のパラメータスキャンを行い、2次放出分の寄与を評価した。弱風の場合、放出点が低い場合、大気が不安定な場合、あるいは放出点から遠方の場合、2次放出の寄与が大きい傾向にあることが分かった。このように、放出点を高くするなどの工夫により、2次放出の寄与は小さくできるものの、遠方においてより寄与が高まることもあり、評価が重要であることを示した。
