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河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 近藤 恵太郎*; 岩井 保則; 小林 和容; 中道 勝; 今野 力; 山西 敏彦; 林 巧; et al.
Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1253 - 1257, 2012/08
被引用回数：15 パーセンタイル：73.47(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットで生成するトリチウムの量の把握は、トリチウム増殖性能の評価及び、回収システム設計の観点から重要である。そこで原子力機構では、核融合中性子源を用いた模擬ブランケットの照射によるトリチウム生成回収実験を開始した。増殖材にはチタン酸リチウムを用いている。今回は、生成トリチウムの放出挙動におけるスイープガスの種類の影響について報告する。1%のH
を含むヘリウムガスでパージした場合、水蒸気状のトリチウムの放出が中性子照射に敏感に対応して生じた。これはスイープガス中に水蒸気成分が含まれていたことに起因する。乾燥ヘリウムガスでパージした場合は、水蒸気成分での放出が少なく、ガス分子状トリチウムの放出が目立つ結果となった。
岩井 保則; 小林 和容; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 60(3), p.1025 - 1028, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Nuclear Science & Technology)固体高分子型トリチウム水電解システムで使用されるガスケット,電気絶縁材,グローブ,ケーシングパネル等の高分子材料のトリチウム水収着挙動を精査した。トリチウム水収着については740-1110Bq/cm
のトリチウム水蒸気に最大70週間曝した場合と、トリチウム水に接液する高分子は70000Bq/cmのトリチウム水に最大52週間浸漬させた場合を検証した。水蒸気雰囲気に曝した場合、トリチウム水収着量は4-5か月で平衡に達し、それ以降はバクロ時間による収着量の変化はほとんど見られなかった。高濃度トリチウム水への浸漬では高分子内部へのトリチウム水の浸透により、浸漬時間とともにトリチウム水収着量の増加が見られた。放射線劣化した非弗素形のブチルゴム及び全弗素形のカルレッツゴムは未照射と比較してトリチウム水収着量の大幅な増加が見られたのに対し、ゴム内の水素フッ素比を調整したバイトンゴムは放射線劣化によるトリチウム水収着量の増加を抑制できることを見いだした。
山西 敏彦; 山田 正行; 鈴木 卓美; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 井ノ宮 大; 林 巧
Fusion Science and Technology, 60(3), p.1083 - 1087, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構におけるトリチウムプロセス研究棟(TPL)は、日本における唯一のグラムレベルトリチウム取り扱い施設として、1985年に設立された。1988年3月より、トリチウムを用いた運転が開始され、今日まで、トリチウム放出事故なしの運転を継続している。TPLから環境に放出されるスタックでの平均トリチウム濃度は、71Bq/mとHTOでの規制値の1/70である。施設の故障事象データも、ポンプ,バルブ,モニター等主たる機器について、積算運転時間,積算運転開始コマンド数に対して蓄積している。液体及び固体廃棄物データ及びトリチウム計量管理に関するデータも蓄積している。科学研究費補助金特定領域研究として、これらデータの解析も行ったため、ここに報告する。
岩井 保則; 小林 和容; 山西 敏彦
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1187 - 1190, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Materials Science, Multidisciplinary)トリチウム閉じ込めは核融合炉の安全確保の根幹である。したがって、建家に使用されるコンクリートやエポキシ材上へのトリチウム水汚染はできる限り低減する必要がある。本報告では、シリカ無機撥水剤,アクリルコーティング剤,撥水性フッ素塗料,トリメチルメトキシシラン剤,金属薄膜といった疎水性コーティングの性能を評価した。これらコーティングを施したコンクリートサンプルやエポキシサンプルを1-60週間、740-1110Bq/cmのトリチウム水濃度に維持された室温環境下でバクロした。その後、取り出したサンプルを純水に浸漬し、溶出トリチウム水量を測定した。1週間といった短時間バクロでは特に疎水性コーティングが有効に機能し、材料中へのトリチウム水収着量が減少した。一例として単位重量あたりのトリチウム水収着量をコーティングを施していないコンクリート試料と比較した場合、シリカ無機撥水剤で66.8%,撥水性フッ素塗料で56.0%,トリメチルメトキシシラン剤で54.2%にまで減少した。コーティングの効果は長時間のHTOバクロでは徐々に低減する傾向が見られた。
小林 和容; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1183 - 1186, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Materials Science, Multidisciplinary)安全性及び社会的受容性の高い核融合炉施設を建設するうえで、トリチウムの安全取扱技術の向上は、大きな課題の一つである。特に、環境への放出の防止,作業者への被ばくの低減が、重要である。ITERのトリチウムホットセルでは、さまざまな材料が用いられ、それら材料は、トリチウムに曝される可能性がある。特に最終閉じ込め系で用いられるコンクリート材料におけるトリチウムの挙動は非常に重要である。そこで、本研究では、トリチウムを一定期間曝露することで、コンクリート中のトリチウムの吸着量を把握するとともに、脱離時の化学形の測定,FT-IRによる吸着時の表面状態の観察を行うことにより、トリチウムの挙動に関して検討した。その結果、セメントペーストやモルタルは、少なくとも半年以内で飽和に達し、コンクリートは、1か月前後で飽和に達した。脱離時の化学形は、トリチウム水蒸気がほとんどであるが、水蒸気の添加や、昇温することにより、水素ガスやその他化合物として脱離することも明らかになった。
山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 鈴木 卓美; 山田 正行
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1002 - 1006, 2010/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原型炉に向けたトリチウム技術の研究開発を、日本において、BA計画の下、大学の協力を得て、原子力機構により行われることが計画されている。(1)トリチウム分析技術,(2)トリチウム安全にかかわる基礎研究,(3)トリチウム耐久性試験である。EUは、研究開発成果の議論と評価に加わる。上記研究開発課題を行うために、青森県六カ所村に、多目的RI設備の建設が進められている。BA計画の最近の成果として、この多目的RI設備の詳細設計が行われた。設備の予備的安全研究,環境に排出しうるトリチウム量,作業従事者の被曝等も行われた。トリチウム分析技術の主たる研究開発課題は、マイクロGC,カロリメーター等、水素同位体,気体,液体,固体の実時間測定技術開発である。注目する材料としては、F82H, SiC, ZrCo, 液体あるいは固体のブランケット増殖,増倍材である。トリチウム耐久性試験においては、原型炉で採用が考えられる金属,有機物の放射線損傷,腐食が研究される。上記課題についての、一連の予備的研究が開始された。
林 巧; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 山西 敏彦; Perevezentsev, A.*
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1386 - 1390, 2010/12
被引用回数：11 パーセンタイル：59.22(Nuclear Science & Technology)ITERのトリチウム除去設備は安全の要の設備であり、日本がその5割を調達分担する予定である。この間、より効果的なトリチウム除去設備の確立を目指し、種々の異常事象条件での性能や機能劣化について試験するとともに、ITERの設計評価活動を通して概念設計の最終化を支援してきた。現在の安全上重要な機器であるトリチウム除去設備は、主として触媒酸化反応器と交流型水-水蒸気交換塔及び排風機で構成する。今回、その設備としての故障確率を、個別の弁や制御機器等の故障率データから評価し、従来の触媒酸化-水分吸着方式の評価結果と比較したところ、約1桁から2桁改善されたことが判明した。主たる改善の要因は、(1)交換塔を使用することにより吸着塔の定期的な再生による弁切り替え時の故障の回避と、(2)標準化による複数系統配置による。さらに、本評価上の観点からは、系統数を低減しても、大きな影響は出ないことが判明し、今後の合理化が計れる可能性があることがわかった。
河村 繕範; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦
Nuclear Fusion, 49(5), p.055019_1 - 055019_8, 2009/05
被引用回数：10 パーセンタイル：37.12(Physics, Fluids & Plasmas)原子力機構のトリチウム取扱い技術はITERの燃料システムを設計できるまでになったが、一方でブランケット増殖トリチウムの回収技術については、燃料生成の観点から重要であるにもかかわらず未だに基礎的な研究が行われている。日本が主案としている固体増殖水冷却ブランケットの場合、トリチウム回収プロセスは水素状トリチウムの回収,水蒸気状トリチウムの回収,冷却水中のトリチウムの回収の三つのプロセスからなる。原子力機構では核融合DEMO炉を想定し、これら三つのプロセスについて先進的なシステムを提案している。水素状トリチウム回収では電気化学水素ポンプの適用を提案しており、本研究では水素ポンプのプロトン導電体膜中のプロトンの濃度と気相中の水素濃度の関係について定量した。水蒸気状トリチウムの処理ではセラミック固体電解セルの適用を提案しており、電極の改良によって処理性能の向上に成功した。冷却水中のトリチウム回収ではゼオライト充填塔を用いたトリチウム濃縮システムを提案しており、ゼオライトのシリカ/アルミナ比の調整により効率の良い吸着材の開発に見通しを得た。
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：29.49(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。
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
Fusion Science and Technology, 54(1), p.45 - 50, 2008/07
被引用回数：4 パーセンタイル：29.49(Nuclear Science & Technology)原型炉に向けたトリチウム技術に関する研究開発が、BA(Broader Approach)プログラムのもとで、日本で行われる。その課題は、トリチウム計量管理技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料の対トリチウム耐久性である。この目的のために、青森県六ヶ所村に、多目的RI装置を設置する。そこでは、370TBq/年のトリチウム及び
核種のRIが使用可能である。原子力機構のトリチウムプロセス研究棟では、上記課題に関連したトリチウム研究開発が進められている。トリチウムと材料の相互作用に関する基礎研究も進められており、トリチウム閉じ込め空間での挙動,モニタリング,トリチウム除染・除去・除染にかかわる基礎研究が行われている。本発表では、これら最新の成果も、原型炉に向けた課題という観点からレビューする。
山西 敏彦; 山田 正行; 鈴木 卓美; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 星 州一; et al.
Fusion Science and Technology, 54(1), p.315 - 318, 2008/07
被引用回数：11 パーセンタイル：59.16(Nuclear Science & Technology)トリチウムプロセス研棟(TPL)の建家及び安全設備は1985年に完成し、トリチウムを用いた安全設備の運転を1988年3月より開始した。TPLで現在貯蔵されているトリチウム量は、2007年3月現在、約13 PBqである。19年間のトリチウムを用いた施設の運転において、スタックから排出されたトリチウム濃度は、平均で約6.0
10
Bq/cm
であり、これは、日本のトリチウム水蒸気に対する法令による濃度規制値のおよそ1/100である。このように、TPL安全設備の運転実績が着実に積み重ねられている。またTPLの安全設備における主要機器(バルブ,ポンプ,ブロワー等)の故障確率データも積み重ねられており、ITERを含む今後の核融合施設の安全解析に貴重なデータを提供している。
小林 和容; 林 巧; 岩井 保則; 山西 敏彦; Willms, R. S.*; Carlson, R. V.*
Fusion Science and Technology, 54(1), p.311 - 314, 2008/07
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出や作業従事者被ばくを低減し安全を確保する観点から、最終閉じ込め系である建屋内のトリチウムの挙動を把握することは重要である。そこで、本研究では、米国ロスアラモス国立研究所トリチウム試験設備の管理区域を用い、条件を変えて(放出位置や水素同位体量の違いによる影響)計画的に3回のトリチウム放出実験を実施し、建家内のトリチウム挙動に関するデータを取得した。その結果、いずれの条件においても、トリチウム放出直後におけるトリチウムモニターの応答性に違いは見られるものの、均一濃度に達するまでの時間は、30分から40分程度であり、大きな違いは見られなかった。また、その結果を改良した汎用性三次元流体解析コード(FLOW-3D)を用い解析した結果、実験結果をよく反映することが可能となった。
林 巧; 小林 和容; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 河村 繕範; 洲 亘; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 54(1), p.319 - 322, 2008/07
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)Tritium confinement is required as the most important safety function for a fusion reactor. In order to demonstrate the confinement performance experimentally, an unique equipment, called CATS: Caisson Assembly for Tritium Safety study, was installed in Tritium Process Laboratory of Japan Atomic Energy Agency and operated for about 10 years. Tritium confinement and migration data in CATS have been accumulated and dynamic simulation code was developed using these data. Contamination and decontamination behavior on various materials and new safety equipment functions have been investigated under collaborations with a lot of laboratories and universities. In this paper, these accomplishments are summarized and future plan are discussed.
小林 和容; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 河村 繕範; 洲 亘; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦
Proceedings of 2nd Japan-China Workshop on Blanket and Tritium Technology, p.74 - 78, 2008/05
ITERのような将来の核融合炉における室内のトリチウムの挙動を把握するために、トリチウム安全性試験装置(CATS)を設置し、さまざまな研究を実施した。おもに、室内へ漏洩したときの初期のトリチウムの挙動の把握及び解析コードの開発,トリチウムの室内漏洩時のトリチウムの閉じ込め機能の確認,漏洩したトリチウムのトリチウム除去設備による除去挙動の把握を目的とし、研究を実施し、その成果についてまとめた。
小林 和容; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 三浦 秀徳*; et al.
Nuclear Fusion, 47(12), p.1645 - 1651, 2007/12
被引用回数：4 パーセンタイル：11.4(Physics, Fluids & Plasmas)トリチウム閉じ込め・除去は、核融合炉の安全性の要となる重要な課題である。本研究では、上記閉じ込め・除去システムの機器及び構造材料におけるトリチウムの挙動に関する基礎実験研究を行い、(1)トリチウムのコンクリート壁中の浸透挙動,(2)異常時の触媒性能における放出の恐れのあるSF
ガスのトリチウム除去設備に対する触媒被毒効果の影響,(3)除去設備の再生水を処理するシステムの主要機器である電解セルの対放射線耐久性を明らかにした。
岩井 保則; 林 巧; 小林 和容; 山西 敏彦
JAEA-Research 2007-070, 18 Pages, 2007/11
JAEA-Research-2007-070.pdf:15.66MB
核融合プラントにおいてトリチウムハンドリング建屋はトリチウムの環境放出を防ぐ最終障壁となる。核融合安全性の見地からは建屋内にトリチウム閉じ込め、除去することは不可欠となる。日本原子力研究開発機構トリチウム工学研究グループは開発を進めてきた三次元トリチウム挙動シミュレーションコード(TBEHAVIOR)の3000mの実規模トリチウムハンドリング建屋への適用性の実証を行った。評価精度と計算時間短縮の両立性を模索した結果、低レイノルズモデルとして繰り込み群モデルを選択した。トリチウム漏洩時には閉じ込めのため建屋換気を停止した場合の建屋内の減衰流れによるトリチウム輸送評価が重要となる。実験との比較からTBEHAVIORコードは減衰流れの評価にも有効であることを示し、10mm/s程度の流れにてトリチウムはすみやかに輸送されることを見いだした。また建屋内の機器群の形状を詳細に反映せずとも実用的な挙動概略の把握を行える方策を示した。
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：18.73(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。
小林 和容; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 三浦 秀徳*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
トリチウム閉じ込め・除去は、核融合炉の安全性の要となる重要な課題である。本研究では、上記閉じ込め・除去システムの機器及び構造材料におけるトリチウムの挙動に関する基礎実験研究を行い、(1)トリチウムのコンクリート壁中の浸透挙動,(2)異常時の触媒性能における放出の恐れのあるSFガスのトリチウム除去設備に対する触媒被毒効果の影響,(3)除去設備の再生水を処理するシステムの主要機器である電解セルの対放射線耐久性を明らかにした。
岩井 保則; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.460 - 463, 2005/07
被引用回数：4 パーセンタイル：30.51(Nuclear Science & Technology)換気中の室内にトリチウム漏洩が発生した場合のトリチウム挙動とその初期閉じ込め性能を把握するための三次元コードを開発し、その整備を続けている。今回、本コードを用い、室内トリチウム漏洩事象が発生した際に単位時間あたりの室内換気回数がトリチウム閉じ込め性能に与える影響,トリチウム漏洩検知までにかかる時間に換気回数が与える影響,ダクトとトリチウムモニターの最適位置について検討した。本検討の結果、(1)換気回数のトリチウム閉じ込め率への影響は小さく、37GBqのトリチウム漏洩を想定した場合では99%を大きく上回る閉じ込め率が得られること,(2)漏洩を検知するまでにかかる時間は換気回数が小さい程長くなる傾向にあるものの数分以内であり、室内に排気ダクトを均等に配してトリガーモニターを各排気ダクト内に設置することで漏洩の迅速な検知が可能であること,(3)緊急遮断弁閉止後、トリチウム濃度が均一になるまでにかかる時間は数時間のオーダーであること、などが得られた。トリチウムは漏洩直後にはプルームを形成して室内の換気流れに従い広がる。よって初期の閉じ込めではプルームを直接排気しないことが重要であり、排気口を壁面から離して配することが有効な対処法である。
Cristescu, I. R.*; Travis, J.*; 岩井 保則; 小林 和容; Murdoch, D.*
Fusion Science and Technology, 48(1), p.464 - 467, 2005/07
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)安全性が高く社会的に受容される核融合炉の建設に向けて、トリチウムの安全な取り扱い技術は、重要な課題の1つである。特に、建屋内にトリチウムが漏洩した場合、環境への放出低減及び作業者への被ばく防止の観点から建屋内で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。そこで、建屋内に放出されたトリチウムの挙動を把握するためにGASFLOW-IIと称する解析コードを開発し、原研TPLのケーソンを用いて得たトリチウムの空間内挙動に関する実験結果と比較検討した。その結果、実験的に得たトリチウムの挙動をよく再現することに成功し、GASFLOW-IIの有効性を証明した。
