検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 39 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Evaluation of tritium confinement performance of alumina and zirconium for tritium production in a high-temperature gas-cooled reactor for fusion reactors

片山 一成*; 牛田 宏樹*; 松浦 秀明*; 深田 智*; 後藤 実; 中川 繁昭

Fusion Science and Technology, 68(3), p.662 - 668, 2015/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:32.99(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉にリチウムを装荷してトリチウムを製造する方法は、核融合炉へのトリチウム燃料の外部供給源の候補の1つとして注目されている。トリチウムを安全かつ効率的に製造する観点から、トリチウムの閉じ込めは重要な課題である。アルミナは気体の耐透過性に優れる物質として知られている。本研究では、市販のアルミナチューブを用いて水素透過試験を行い、水素の透過率、拡散係数及び溶解度を評価した。得られたデータを用いて、アルミナ被覆を施したリチウム化合物粒子からの水素の透過挙動シミュレーション計算を行った。また、ジルコニウム中の水素の挙動に係わる文献値を用いて、アルミナ被覆層へのジルコニウム添加の効果を検討した。500$$^{circ}$$C以上の高温では、トリチウムのほぼ全量がアルミナ被覆層を透過した。しかしながら、500$$^{circ}$$Cでは、微小なジルコニウム粒子をアルミナ被覆層に添加することで、トリチウムの漏れは0.67%以下に抑えることが期待できる。

論文

Measurement of tritium penetration through concrete material covered by various paints coating

枝尾 祐希; 河村 繕範; 倉田 理江; 深田 智*; 竹石 敏治*; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 67(2), p.320 - 323, 2015/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

コンクリート壁へのトリチウムの移行挙動及びトリチウムと塗料の相互作用についての基礎的な現象を把握することを目的とし、エポキシ塗料及びウレタン塗料を塗布したセメントペーストのトリチウム浸透、浸出挙動を測定した。実験の結果、裸のセメントペーストし試料のトリチウム浸透量は2日で飽和に達したのに対し、塗料塗布試料の浸透量は2か月経過後も増加し、セメントペーストのそれを上回る傾向にあった。また、いずれの試料においてもトリチウムの浸透及び浸出挙動が定常になるまでの過渡変化は拡散律速モデルの解析により評価できることが分かった。したがって、短期間のトリチウム曝露においては浸透遅延効果を発揮するが、長期間においてはトリチウムの浸透量は塗料の分だけ増加することが示唆された。本研究は九州大学との共同研究として実施された。

論文

Correlation of rates of tritium migration through porous concrete

深田 智*; 片山 一成*; 竹石 敏治*; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 67(2), p.99 - 102, 2015/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

What affects tritium migration through porous concrete walls coated with a hydrophobic paint is reviewed from the viewpoint of tritium safety. Being taken into consideration of multi-structural concrete composed of aggregates, sand, water and cement which contents are CaO, SiO$$_{2}$$, Al$$_{2}$$O$$_{3}$$, Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$, MgO, CaSO$$_{4}$$ and so on, tritium path is discussed in terms of the HTO diffusivity and adsorption coeffcient on porous walls. Measures to predict rates of tritium leak from laboratory walls to the environment and residual tritium amounts in concrete are estimated based on previous data. Three cases of accidental or chronic tritium release to laboratory air are discussed using the diffusion-adsorption model.

論文

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250$$^{circ}$$C、約10$$^{-3}$$Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

論文

Penetration of tritiated water vapor through hydrophobic paints for concrete materials

枝尾 祐希; 河村 繕範; 山西 敏彦; 深田 智*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2062 - 2065, 2014/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:88(Nuclear Science & Technology)

防水性塗料を介したコンクリート材へのトリチウムの浸透特性の把握を目的として、エポキシ樹脂塗料及びシリコン樹脂塗料のトリチウム透過挙動を調べた。2$$sim$$100Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水蒸気に曝された各塗膜へのトリチウム透過量を測定した。室温ではトリチウムのほとんどが水蒸気形HTOとして透過した。エポキシ塗料におけるトリチウム透過は拡散律速であることがわかり、シリコン塗膜においては拡散律速ではなく透過率は時間に対して直線的な増加傾向を示した。エポキシ塗料の有効拡散係数は1.0$$times$$10$$^{-13}$$$$sim$$1.8$$times$$10$$^{-13}$$m$$^{2}$$/sと得られたが、セメントペーストに塗布した状態よりも2$$sim$$3ケタほど大きいことが実験より分かった。したがって、エポキシ塗膜を介したセメント試料へのトリチウム透過過程においては、セメント-エポキシ界面の移動が支配的であることが示唆された。各種塗料を塗布した場合のトリチウム浸透透過挙動を理解するためには、コンクリート-塗料界面のトリチウム挙動の把握が重要である。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.06(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Transfer of tritium in concrete coated with hydrophobic paints

深田 智*; 枝尾 裕希*; 佐藤 紘一*; 竹石 敏治*; 片山 一成*; 小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦; 波多野 雄治*; 田口 明*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(1), p.54 - 60, 2012/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:60.76(Nuclear Science & Technology)

三次閉じ込め系の材料であるコンクリート及び疎水性塗料を塗装したコンクリート中のトリチウムの移行挙動を把握することは非常に重要である。そこで、コンクリート中のトリチウムの拡散係数を及び疎水性塗料の拡散係数を評価した。その結果、エポキシ塗料は、透過係数が小さく、コンクリートへの透過抑制に有効であるが、シリコン系塗料は、透過係数も大きく、透過抑制塗料としては有効でないことを明らかにした。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.

Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12

 被引用回数:35 パーセンタイル:13.68(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.74(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Design of purification loop and traps for the IFMIF/EVEDA Li test loop; Design of cold trap

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 松下 出*; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2437 - 2441, 2011/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:16.48(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が2007年より実施されている。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本報告では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの純化系ループと純化トラップに焦点をあて、それらの設計について議論した。

論文

Target system of IFMIF-EVEDA in Japanese activities

井田 瑞穂; 深田 智*; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 金村 卓治*; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄; 杉浦 寛和*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1294 - 1298, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.29(Materials Science, Multidisciplinary)

本報告は、現在、幅広い取組協定に基づき国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)で実施中のターゲット系に関する日本の活動についてまとめたものである。IFMIFの流動条件及び不純物条件を模擬するEVEDAリチウム試験ループの設計及び製作準備を実施中である。この試験ループでは、F82H(低放射化フェライト鋼)及び316L(ステンレス鋼)製の2種類のターゲットアセンブリ及び交換型背面壁の熱構造の実証試験が行われる。EVEDAループでの最終的な実証に向け、高速自由表面リチウム流に適用できる計測系及びリチウム中の窒素と水素を抑制するホットトラップを試験中である。ターゲットアセンブリの遠隔操作に関しては、レーザーによる316L-316L間のリップ溶接及びF82H-316L間の異材溶接を検討中である。IFMIFターゲット系の工学設計としては、水実験,流動解析,背面壁熱構造解析,遠隔操作の検討等を実施中である。

論文

Design and construction of IFMIF/EVEDA lithium test loop

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井田 瑞穂; 松下 出*; 堀池 寛*; 金村 卓治; 杉浦 寛和*; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; et al.

Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, 133(5), p.052910_1 - 052910_6, 2010/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:58.33(Engineering, Mechanical)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D+Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つ施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)を実施している。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本論文では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの詳細設計内容を報告するとともに、建設概況及び本試験装置を用いた工学実証の課題とその評価方法について併せて報告する。

論文

Engineering design and construction of IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication of integrated target assembly

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 博雄*; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 宮下 誠*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 金村 卓治; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D+Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本発表ではリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の工学設計と建設について報告する。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本発表では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について焦点を当てたものである。

論文

Current status of design and construction of IFMIF/EVEDA lithium test loop

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 松下 出*; 井田 瑞穂; 堀池 寛*; 金村 卓治; 杉浦 寛和*; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; et al.

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)を実施している。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めているところである。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本研究では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの詳細設計内容を報告するとともに、建設概況及び本試験装置を用いた工学実証の課題とその評価方法について併せて報告する。

論文

Tritium removal by Y hot trap for purification of IFMIF Li target

枝尾 裕希*; 深田 智*; 山口 翔*; Wu, Y.*; 中村 博雄

Fusion Engineering and Design, 85(1), p.53 - 57, 2010/01

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.38(Nuclear Science & Technology)

In the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF), tritium of a by-product is removed by a Y hot trap placed in a by-path position of the flowing Li target. Since the T equilibrium pressure is extremely low, the removal rate of H isotopes is affected by coexisting other impurities such as N, C and O dissolved in Li. In the present study, the removal process of H isotopes is experimentally investigated under the three different conditions: (1) measuring gravimetrically in a static Li + Y system with the supply of low concentration hydrogen in Ar purge, (2) counting the change of T radioactivity in a static Li + Y system after neutron irradiation and (3) measuring the change of the hydrogen concentration in a stirred Li + Y system with the supply of low concentration hydrogen in Ar purge. There was no corrosive action in the Y-Li interface after 100 hr contact at 500$$^{circ}$$C. The present results are extended to design a Y hot trap for the EVEDA Li loop.

論文

Status of engineering design of liquid lithium target in IFMIF-EVEDA

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Groeschel, F.*; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.252 - 258, 2009/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:12.3(Nuclear Science & Technology)

In IFMIF, target system consists of a target assembly, a Li main loop and a Li purification loop. In this paper, status of the engineering design of the IFMIF Li target system performed in 2007/2008 will be described. Major design requirement is to provide a stable Li at a speed of 10 m/s to 20 m/s. To realize stable Li flow, modification of the backplate with nearly constant radius curvature is applied. 3D thermal-hydraulic analysis of the Li target flow is in progress. By a hot trap, nitrogen concentration shall be controlled below 10 wppm. Tritium concentration shall be controlled by an yttrium hot trap below 1 wppm. The back-plate made of RAFM steel shall be used under intense neutron irradiation (50 dpa/y). To mitigate irradiation damage of the backplate, in-situ annealing up to 600$$^{circ}$$C is considered. To replace the backplate, two design options of the remote handling systems are under investigation.

論文

Latest design of liquid lithium target in IFMIF

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:27.82(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m$$^{2}$$の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。

論文

Research and development on Water-Cooled Solid Breeder Test Blanket Module in JAEA

榎枝 幹男; 谷川 尚; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

Japan is performing R&Ds on Test Blanket Module (TBM) based on the Water-Cooled Solid Breeder (WCSB) concept, aiming at prototypical module test of DEMO blanket using ITER. This paper presents major achievements, such as, the design of the TBM including interfacing structure, development of Hot Isostatic Pressing (HIP) joining technology for the first wall with built in cooling channel, successful fabrication of near full-scale TBM first wall mock-up, evaluation of the thermo-mechanical performance of a solid breeder pebble bed and the safety assessment, including Failure Modes and Effect Analysis (FMEA) and Postulated Initiating Event (PIE) selection and preliminary safety analysis.

論文

Concentration profiles of tritium penetrated into concrete

高田 大樹*; 古市 和也*; 西川 正史*; 深田 智*; 片山 一成*; 竹石 敏治*; 小林 和容; 林 巧; 難波 治之*

Fusion Science and Technology, 54(1), p.223 - 226, 2008/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.92(Nuclear Science & Technology)

セメントペースト,モルタル,コンクリートについて、トリチウム水蒸気を一定期間曝露し、それぞれの試料中のトリチウム分布を測定した。試料中のトリチウムは、6か月曝露することで、最大5cmまで透過することを確認した。各試料中に捕捉されたトリチウムは、セメントペーストが最大で、コンクリートはその半分、モルタルはセメントペーストの70%程度捕捉されていた。これら結果を解析したところ、コンクリート等の中のトリチウム分布について実験結果とよく一致し、解析手法の妥当性が示された。

39 件中 1件目~20件目を表示