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論文

Recent results of R&D activities on tritium technologies for ITER and fusion reactors at TPL of JAEA

山西 敏彦; 林 巧; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 有田 忠昭; 星 州一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1359 - 1363, 2008/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.93(Nuclear Science & Technology)

JAEAのTPLでは、ITERに関連したトリチウム技術開発を行っており、特に、建家雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を、ITERへの日本の貢献として行っている。トリチウムプロセス技術開発に関しては、ITERテストブランケットモジュールにおけるトリチウム回収技術開発に集中しており、セラミックプロトン導電体を、先進ブランケットシステムの有望な候補として研究している。また、一連のトリチウム安全技術にかかわる基礎研究を、ITERのみならず、原型炉に向けて、TPLで行っている。主たる課題は、トリチウム閉じ込め空間及び閉じ込めの物理的障壁材料中でのトリチウム挙動,トリチウムモニタリング・計量管理,トリチウム除去・除染である。加えて、タングステン表面での水素保持挙動を、低エネルギー高フラックス重水素プラズマ照射により研究している。本報告は、これらTPLにおける最近の成果を、ITER及び原型炉に向けて必要な研究課題という観点からまとめたものである。

論文

Enhancement of pumping performance of electrochemical hydrogen pump by modified electrode

河村 繕範; 有田 忠昭; 磯部 兼嗣; 洲 亘; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(4), p.625 - 633, 2008/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:47.84(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のブランケットトリチウム回収システム(BTR)に電気化学水素ポンプの適用が提案されている。SrCe$$_{0.95}$$Yb$$_{0.05}$$O$$_{3-alpha}$$(SCO)は水素ポンプの候補材の一つである。水素ポンプをBTRに用いるためには水素輸送性能の向上が求められる。電極の改良は水素輸送性能を向上させる手段の一つである。本研究では、白金(Pt)及びパラジウム(Pd)を電極材とし、スパッタリングにより電極を作成した。そして、それらの電気電導度,プロトン電導度を測定し、従来のPtペーストを用いた電極と比較した。スパッタ電極は従来の電極より水素輸送量が大きく、特にPdを用いた場合、水素濃度0.1%では従来の電極の4倍から5倍の輸送量を示した。

論文

Recent activities on tritium technologies for ITER and fusion reactors at JAEA

林 巧; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 岩井 保則; 河村 繕範; 中村 博文; 洲 亘; 有田 忠昭; 星 州一; 鈴木 卓美; et al.

Fusion Science and Technology, 52(3), p.651 - 658, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.85(Nuclear Science & Technology)

ITERへの日本の貢献の1つとして、原子力機構では雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を実施してきている。燃料トリチウム処理技術に関しては、主としてモレキュラーシーブや電気化学ポンプを用い、ITERのテストブランケットからのトリチウム回収システムの研究開発に集中して取り組んでいる。一方、トリチウム安全取扱技術に関しては、閉じ込め障壁を構成する材料中のトリチウム挙動,計測・計量技術や除染・除去技術に関する一連の基礎研究を、ITER及びDEMO炉に向けた中心的活動として実施している。本論文では、ITERや将来の核融合炉に向け、これら原子力機構のトリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム技術開発の最近の成果をまとめる。

論文

Experimental study for parameters affecting separation factor of cryogenic wall thermal diffusion column

有田 忠明*; 山西 敏彦; 岩井 保則; 西 正孝; 山本 一良*

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1116 - 1120, 2002/05

深冷壁熱拡散塔の分離係数をH(水素)-D(重水素),H-T(トリチウム)系で測定した。塔は高さ1.5m,内径0.03mである。塔の中心に同心状に設置するヒーターとして、径0.05mmのタングステン線と、径11mmのシースヒーター型のものを使用し試験した。塔の分離係数は、ヒーター温度の増加とともに増大する。また塔への供給流量の増加に対して、分離係数は減少し最適圧力は増大する。タングステン線使用時の全還流操作時の最大分離係数は、温度1273Kで、H-D系では49.2,H-T系の条件では284であった。供給流量10cm$$^{3}$$/min,温度1273K,H-T系の条件で、タングステン線ヒーター使用の場合、最大分離係数は55であったが、シースヒータ使用の場合には温度が763K以外は同条件で、2660の高い分離係数を得た。これは、ヒーター径が大きくなることで、塔内の温度分布勾配が大きくなることによるものである。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enchancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.519 - 525, 2000/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:56.14(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER(国際熱核融合実験炉)の燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い、制御をより良いものにするため「その場」での効率的なトリチウム計量技術が原研トリチウム工学研究室で開発された。レーザーラマン分光法を用いた燃料プロセスガスの遠隔・多点分析法が開発、試験され、120秒の測定時間に0.3kPaの検出限界で水素同位体を測定できることが実証された。25gのトリチウム貯蔵容量を持った「通気式」熱量ベッドが開発され、100gのトリチウム貯蔵容量を持ったベッドの設計においてもITERで要求される検出限界1%(1g)を満足することを実証した。これらの計量技術の開発はITER工学設計活動の下で行われ、それぞれITERの最終設計において取り入れられている。本論文においては、それぞれのシステムの概要及び実証試験の結果について述べた。

論文

Development of a tritium fuel processing systems using an electrolytic reactor for ITER

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:18.63(Physics, Fluids & Plasmas)

原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enhancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Fusion Energy 1998, 3, p.1069 - 1072, 1998/10

ITERの燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い及び制御技術向上のためにより効率的なトリチウムの「その場」分析・計量技術を開発・実証する必要がある。このため原研トリチウムプロセス研究棟において同位体分離システム(ISS)やトリチウム貯蔵システム(TSS)におけるトリチウム分析・計量技術をITER工学設計活動の一環として実施した。光ファイバーを用いたレーザーラマン分光分析システムにより、4つの測定点での同時ガス分析が、リアルタイムにサンプルガスを取る必要もなく、しかも高精度に行えることを実証した。また、通気式熱量計量ベッドを開発し、ベッド内を流通するヘリウム流の出入口の温度差によりトリチウムをその場で精度良く計量可能であることを実証した。これらのシステムはITERの分析・計量システムあるいは貯蔵・計量システムとして、その設計に採用された。

論文

Experimental study of separative characteristics of cryogenic-wall thermal diffusion column for H-D and H-T systems

有田 忠昭; 山西 敏彦; 奥野 健二; 山本 一良*

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.1021 - 1026, 1998/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:77.7(Nuclear Science & Technology)

熱拡散法による水素同位体の分離は、インベントリが少ない,構造が簡単,運転が容易などの点で優れており、核融合炉におけるトリチウム製造システム等での同位体分離法として有望視されている。従来熱拡散法では水で冷却していたが、液体窒素を用いて冷却するとより高い分離が得られることが指摘された。それに基づきH-D系で実験が行われ、水冷却方式よりより高い分離が行われることが確認された。今回、運転圧,流量,ヒータ温度を変数とした実験をH-D系,H-T系について実施した。流量が増えると分離係数は小さくなり、最適圧力は高い領域へ移行することがわかった。最大の分離係数は流量25cm$$^{3}$$/minの条件でH-D系では16.4,H-T系では26.0が得られた。また、最大分離係数を示す圧力はH-T系がH-D系よりわずかに高いことがわかった。

論文

A Tritium recovery system from waste water of fusion reactor using CECE and cryogenic-wall thermal diffusion column

有田 忠昭; 山西 敏彦; 岩井 保則; 奥野 健二; 小林 登*; 山本 一良*

Fusion Technology, 30(3), p.864 - 868, 1996/12

ITERの設計では廃水からのトリチウムの回収が要求されている。このため水蒸留法,極低温蒸留法が考えられている。しかし、水蒸留法では分離系数が小さいため装置が大きくなる。一方、極低温蒸留法では液体水素を扱うためインベントリーが大きくなる。廃液からのトリチウム回収方法としてCECEと深冷熱拡散法を提案する。CECEは既に構成要素について試験が行われ、多段方式では良好な結果が得られている。水蒸留方式に比べ分離系数が大きいので装置を小型化できる。CECEからのガスは深冷熱拡散筒で最終処理される。これは熱拡散筒壁を液体窒素で冷却し分離系数を大きくしたもので、ガス状態で運転するのでインベントリーは小さい。また、深冷熱拡散筒単独の運転も行われている。今回の発表はCECEと深冷熱拡散装置の大きさ,インベントリー,制御における主な変数等についてである。

口頭

高温電気化学水素ポンプの水素輸送における電極の影響,2

河村 繕範; 有田 忠昭; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

no journal, , 

プロトン導電性セラミックを用いた電気化学水素ポンプは、ブランケット増殖トリチウム回収システム候補の一つであり、電極材粒子径を小さくして三相界面を増加させることによる移送性能向上が試みられている。前回、電極材粒子径を小さくする方法としてスパッタ法を採用し、電極性状の異なるプロトン導電性セラミックの電気伝導度を調べたところ、電気伝導度が向上する傾向が見られた。そこで、今回は膜を介して実際に輸送した水素量を測定して効果の有無を調べた。電流値に基づく水素移送量の推定値と透過側で検出された水素濃度に基づく移送量の実測値はほぼ一致し、移送量も白金スパッタ電極の方が従来の白金ペースト電極より大きくなった。スパッタ法で作成した電極は電流密度の向上が期待でき、無電解メッキなどでは電極作成が困難な材料への電極作成法として有効である。

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