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論文

Chemical analysis of transuranium nuclides in the uranium solution of the JCO criticality accident

篠原 伸夫; 河野 信昭; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 中原 嘉則; 黒沢 節身; 渡部 和男; 臼田 重和; 大島 真澄; 勝田 博司; et al.

Radiochimica Acta, 89(3), p.135 - 138, 2001/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.58(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

東海村で起きたJCO臨界事故のウラン溶液を放射化学分析して、$$^{238}$$Uの中性子捕獲反応で生成した$$^{239}$$Np及び$$^{239}$$Puを正確に定量した。測定した原子数比$$^{239}$$Np/$$^{239}$$Puは、臨界事故中の中性子捕獲反応履歴に依存することを見いだし、燃焼計算コードを用いた計算結果と比較した。その結果、事故の初期段階(25分間)の中性子捕獲反応数は全反応数に対して24$$pm$$6%であることが明らかになった。

論文

日本原子力研究所東海研究所における材料研究

勝田 博司; 中島 甫

まてりあ, 37(11), P. 960, 1998/11

原研、東海研究所における材料研究のこれまでの経緯と、これからの展開予定についての概要の記述である。平成10年に、東海研究所の材料研究の中心的役割を果たしてきた材料研究部と燃料研究部を再編して、物質科学研究部とエネルギーシステム研究部を発足させた。前者では、原子力エネルギー利用で遭遇する種々の放射線場において、水素からアクチニドまでの化合物を対象に、その物理的及び科学的特性を原子核からマクロスケールに亘って研究し、原子力環境に優れた新素材及び材料の開発に貢献する。一方、後者では、多様なエネルギー戦略のシナリオに柔軟に対応できる将来型原子力システムの構築を材料の面から支える研究を展開する。

論文

Impurity control in liquid lithium loop for IFMIF target facility

加藤 義夫; 勝田 博司; 小西 哲之; 生越 満*; T.Hua*; L.Green*; S.Cevolani*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.394 - 399, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.48

IFMIFのターゲット系においては金属Liジェット流に最大40MeV、250mAの重陽子ビームを照射して14MeVの中性子を発生させる。ターゲット系では、この時Li中で発生する約10MWの除熱とともにd$$^{+}$$-Li核反応生成物として生成するT、7Be、(T$$_{1/2}$$: 53d、decay $$gamma$$: 0.48MeV)のほかO、N等の濃度制御を行って安全を確保しなければならない。T、Be、Oはコールドトラップで制御可能であり、循環Li中のTは約3g以下に維持する。Be、Oはともに約30appm以下に制御可能である。Li初装荷時や機器交換時に混入するNはチタンゲッターホットトラップにより約30ppm以下に制御する予定である。なおTの濃度制御にはコールドトラップのほか、イットリウムゲッターホットトラップも検討しており、いずれを採用するかは今後の実験も含めた評価により決定する。

論文

Present status of the conceptual design of IFMIF target facility

勝田 博司; 加藤 義夫; 小西 哲之; 宮内 康行*; D.Smith*; T.Hua*; L.Green*; G.Benamati*; S.Cevolani*; H.Roehrig*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.388 - 393, 1998/00

 パーセンタイル:100

国際核融合材料照射施設(IFMIF)のターゲット装置として、(1)ターゲットアセンブリー、(2)リチウムループシステムの概念設計を行った。ターゲットアセンブリーは、中性子発生のためのd-Liストリッピング反応における入射dの運動エネルギーを吸収して、安定した中性子フラックスを発生させるためのものである。入射dによるLi-沸騰をおさえて、安定した高速Li膜流が形成できるターゲットアセンブリーを設計した。リチウムループは、ターゲットにLiを循環させるための装置で、入射dから供給された熱と核変換元素等を除去する。またLi-リークによる火災を避けるために、不活性ガスによる多重防護システムとLi-リーク検出器を備えた設計とした。

論文

Experimental and analytical studies on high-speed plane jet along concave wall simulating IFMIF Li target flow

中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋; 勝田 博司

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.440 - 445, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.48

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)の一環として行った、高速の液体リチウム板状ジェットターゲット流の熱流動特性に関する、水での模擬実験と数値解析の結果をまとめた。実寸大に模擬したジェット流では、試験条件内(流速≦17m/s,長さ約130mm)で安定した流れが得られ、数値解析により、熱的安定性を確認した。最近の実験で行った詳細な流速分布の計測から、遠心力による静圧分布のため、ジェット流の厚さ方向に自由渦流れと同様の流速分布が形成させると共に、この流速分布の影響が上流の吹き出しノズル内にまで及んでいることがわかった。2次元の正方メッシュを用いた解析を行い、このようなノズル出口付近の流速分布変化を良く予測できることを確認した。

論文

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計活動; 現状と今後の展望

勝田 博司; 野田 健治; 加藤 義夫; 杉本 昌義; 前川 洋; 小西 哲之; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 大山 幸夫; 實川 資朗; et al.

日本原子力学会誌, 40(3), p.162 - 191, 1998/00

核融合炉材料の開発には、核融合炉条件下における中性子照射挙動を調べることが不可欠であるが、核融合炉条件を模擬できる高エネルギー中性子照射施設は現存しない。そこで、国際エネルギー機関(IEA)が日・米・欧・露の4極に呼びかけて、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の検討が4極の共同で始められた。予備検討を経て、1995年に開始された概念設計活動が1997年に一応の区切りを迎えたので、この機会に、IFMIF設計活動の現状と今後の展望についてまとめ、紹介したものである。

論文

Design study of target system in IFMIF-CDE

加藤 義夫; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 竹内 浩; S.Cevolani*; Martone, M.*; T.Hua*; D.Smith*; 勝田 博司

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.541 - 547, 1998/00

国際核融合照射試験施設-概念設計評価活動(IFMIF-CDE:1997-98)におけるターゲット系設計研究の成果を以下の3項目にまとめた。(1)ターゲット系レイアウトの最適化:コスト削減のためシステムの熱応力解析とともに進めたレイアウト最適化の結果、Liハザード対策のための循環Arガス体積の約37%の削減が可能となった。(2)水ループによるターゲットLiジェット流模擬実験:水実験結果からLiジェット流は設計仕様範囲(10-20m/s)で安定であり、内部速度分布は深さ方向にほぼ直線的に10%減少すること、液膜厚さは流速に依存せずほぼ一定(Max.25$$mu$$m)であることなどが予測できる。(3)コールドトラップによるトリチウム(T)除去法の解析:Swamping法を適用することにより、1次系中のTインベントリを約3g(0.65appm)に維持することが可能である。

論文

Strategy of IFMIF in fusion program from a technical view point

竹内 浩; 勝田 博司; 前川 洋

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.527 - 533, 1998/00

IEAの核融合エネルギー調整委員会は今年1月にIFMIFの今後の計画の作成を求めている。本論文は、このIEAの要請に技術的な観点から答えるため、3月に開催された設計統合会議における議論を踏まえて、IFMIFの建設を要素技術の確証と技術実証試験を実施した後、IFMIFの建設を2段階で実施することによりコストの平準化を計り、IFMIFの早期実現を目指す計画についてまとめたものである。

論文

IFMIF target safety concepts and analysis

F.Bianchi*; L.Burgazzi*; 加藤 義夫; 勝田 博司; 小西 哲之; 竹内 浩; Martone, M.*

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.556 - 561, 1998/00

核融合材料の照射試験を目的として、重陽子ビームと流動金属リチウムターゲットを用いた高エネルギー中性子源IFMIF(International Fusion Materials Irradiation Facility)の概念設計が1995~96年に行われた。この施設の安全解析を、特に安全上重要なターゲット系について行った。ターゲットは大流量の液体リチウムループを中心に構成され、バックウォールにより照射領域と分けられている。FMEA(Failure Mode Effect Analysis)により異常事象を摘出し、さらに重要な事象について安全解析を行った。リチウムの漏えいはさらに空気や水に接触すると大きな事故につながるので、設計で安全対策を講ずる必要がある。リチウム中のトリチウムも安全上重要な問題であり、この除去管理が必要である。

報告書

Safety design of the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

小西 哲之; 八巻 大樹; 勝田 博司; M$"o$slang, A.*; R.Jameson*; Martone, M.*; Shannon, T. E.*

JAERI-Tech 97-056, 9 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-056.pdf:0.63MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計では、主要サブシステム及び施設全体について、近い将来までに必要と思われる要求を満たすべく安全設計を行った。まずFMEA(故障モード影響解析)によって定性的に起こりうる危険を摘出し、特に重要なものについてさらに解析して対策を設計に反映した。放射線防護と廃棄物処理を重視し、設計検討を加えた。リチウムループとターゲットは放射性物質を生成し、漏洩時は火災によりそれらを放出する恐れがあるため、通常時の放射能インベントリを低減するとともに、多重防護を施す。IFMIFは既存技術により十分安全に設計できるが、特殊な技術対応が必要である。

論文

Conceptual design study of IFMIF target system

加藤 義夫; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 前川 洋; 勝田 博司; T.Hua*; S.Cevolani*

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1260 - 1267, 1997/00

IFMIF-CDA(国際核融合材料照射施設-概念設計活動:1995.2~1997.2)におけるターゲット系概念設計の概要をターゲット部の熱流体特性に重点を置いて述べた。線型加速器から入射する重陽子ビームは最大40MeV,250mAであり、ターゲットLi中でd-Li反応により14MeV中性子を発生させる。ビームエネルギーはLi中で大部分熱に変換されるため、流体Liターゲットの流速は最高20m/sで、最大10MWの除熱を行う。なおビーム照射領域は縦5cm$$times$$幅20cmの矩形で熱負荷は最大約0.1MW/cm$$^{2}$$となる。自由表面の安定化と内部沸騰の防止を行い、安定な中性子場を提供するために、Liジェット流を曲率半径2.5cmのバックウォールにそわせて流す。このバックウォールは約50dpa/fpy以上の中性子照射損傷を受けると予想されるため、交換可能バックウォールの構造検討を行った。

論文

Conceptual design study of accelerator-based transmutation system with liquid TRU-alloy target and molten-salt blanket

佐々 敏信; 滝塚 貴和; 西田 雄彦; 勝田 博司; 加藤 義夫; 高橋 博*

Prog. Nucl. Energy, 29(SUPPL), p.319 - 325, 1995/00

日本原子力研究所では、OMEGA計画の下で、融体TRU合金ターゲットと溶融塩ブランケットによる加速器消滅処理システムの概念設計を行っている。このシステムは、主に、1.5GeV大強度陽子加速器、未臨界炉心、オンライン反応生成物分離プロセッサから構成される。炉心は、融体金属ターゲット、減速材を伴うブランケット、及び溶融塩プレナムから構成される。TRUとFPはターゲット領域で、核破砕反応等により消滅される。熱と反応生成物は、溶融塩を介して炉外に導かれ、溶融塩は熱交換器と反応生成物分離プロセッサを通った後、再び炉内に戻される。890kgのTRUがシステムに装荷され、年間16%のTRUが消滅可能である。また、ターゲット領域でのTRU同様にFPも溶融塩プレナム領域での熱中性子捕獲反応で消滅することが期待される。

論文

大強度線形加速器の原子力開発への利用; OMEGA計画とESNIT

勝田 博司

第30回原子力総合シンポジウム予稿集 (1992年2月), p.61 - 64, 1992/02

近年加速器の大出力化技術の進歩と相まって、大強度加速器の原子力開発への利用が積極的に計画されている。その中の主なものとして、高レベル放射性廃棄物の分離と消滅処理を目的としたOMEGA計画における「加速器消滅処理システム」の原理と構想、及び材料の照射損傷の解明と核融合炉材料開発を目的とした「エネルギー選択型中性子照射試験施設(ESNIT」の概要についてレビューしたものである。

論文

Ti-Ni系形状記憶合金の変態特性および変形挙動に及ぼす水素の影響

星屋 泰二; 田昭 治*; 勝田 博司; 安藤 弘栄

日本金属学会誌, 56(7), p.747 - 756, 1992/00

低圧水素(1.1~78.5kPa)を吸収させたTi-50.5at.%Ni合金について、電気抵抗測定、引張試験、X線回折及び組織観察を行ない、Ti-Ni系合金の変態特性及び変形挙動に及ぼす水素の影響について調べた。電気抵抗測定及び引張試験結果から、この合金のM$$_{s}$$温度は水素濃度とともに低下した。これは試料冷却過程のX線回折実験から判明した、水素による母相の安定化現象、すなわちマルテンサイト変態遅滞効果に対応する。すべり変形誘起応力は水素濃度とともに変化した。水素濃度が0.032mol%を越える場合は固溶体硬化現象(hardening)が、0.032mol%以下の場合は固溶体軟化現象(softening)が支配的であった。水素濃度が1.9mol%以上になると水素化物が形成した。これは組織観察において確認されたR相の兄弟晶の再配列や水素吸蔵後の母相格子の格子歪増加と関連する。

論文

Simultaneous ion and gas driven permeation of deuterium through nickel

長崎 正雅; 山田 禮司*; 西堂 雅博; 勝田 博司

J.Nucl.Mater., 151, p.189 - 201, 1988/00

 被引用回数:29 パーセンタイル:7.86

重水素イオン照射下での、ニッケル中の重水素の透過速度を、温度(100~1000$$^{circ}$$C)、入射イオンフラックス(0.2~1.1$$times$$10$$^{1}$$$$^{5}$$D-atoms cm$$^{-}$$$$^{2}$$S$$^{-}$$$$^{1}$$)、入射イオンエネルギー(1~2.5keV/D-atom)、雰囲気重水素圧の関数として測定した。一方、雰囲気水素の効果を考慮に入れた簡単なモデルを開発し、これに基づいて実験結果を解析した。その結果、重水素の入射側表面からの再放出を律速する過程が、400$$^{circ}$$C以上では表面再結合、300$$^{circ}$$C以下ではバルク拡散であることがわかった。また、透過速度から、入射側表面における重水素の再結合定数を求めた。透過スパイクに対する熱処理の効果についても調べた。

論文

Damage structure in Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ single crystal irradiated with He-ions

片野 吉男; 大野 英雄; 勝田 博司

Journal of Nuclear Materials, 155-157, p.366 - 371, 1988/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:16.46

核融合炉におけるプラズマ加熱用の絶縁材料の候補材として検討されているAl$$_{2}$$O$$_{3}$$材料の中性子照射損傷のうち特にHe挙動に着目し損傷組織面から調べた。

論文

Electrical properties and phase stabilities of some ceramics irradiated by neutrons and ions

大野 英雄; 長崎 正雅; 片野 吉男; 舘野 淳; 勝田 博司

Journal of Nuclear Materials, 155-157, p.372 - 377, 1988/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:23.83

構造セラミックスとして注目されているSi$$_{3}$$N$$_{4}$$,3Y-TZP(3 mol % Y$$_{2}$$O$$_{3}$$を含む正方晶ジルコニア)の低照射量(速中性子で最大5.4$$times$$10$$^{22}$$n/m$$^{2}$$)における電気的・光学的特性ならびに相安定性に関する測定・解析を行った。

論文

Thermal diffusivity measurement of molten alkali carbonate salts by use of a simple ceramic cell

加藤 義夫; 荒木 信幸*; 平田 哲也*; 勝田 博司

Thermal Conductivity,Vol.19, p.279 - 287, 1988/00

抄録なし

論文

A Zirconium-cobalt compound as the material for a reversible tritium getter

長崎 正雅; 小西 哲之; 勝田 博司; 成瀬 雄二

Fusion Technology, 9, p.506 - 509, 1986/00

ジルコニウム・コバルト金属間化合物を合成し、ZrCo-H系の平衡圧を130$$^{circ}$$C~400$$^{circ}$$C、10Pa~130kPaの範囲で測定した。組成-圧力等温線(PC Isotherm)にはプラトーが存在し、その平衡圧はウラン-水素系のそれより約一桁高い。また水素の吸蔵・脱着サイクルにおいて、PC Isotherm上には顕著なヒステリシスがみられた。これらの結果に基づき、ジルコニウム・コバルトはウランゲッターの代替物としてトリチウムの回収・貯蔵・供給に使用できる見通しが得られた。すなわち、室温付近においては10$$^{-}$$$$^{4}$$torr以下の分圧にまで水素を吸収する一方、400$$^{circ}$$C以上ではその大部分を数100torrの圧力で放出することができる。また、この金属粉および水素化物粉のいずれも空気中で自然発火しないことも長所である。

論文

Solid oxide electrolysis cell for decomposition of tritiated water

小西 哲之; 大野 英雄; 吉田 浩; 勝田 博司; 成瀬 雄二

Int.J.Hydrogen Energy, 11(8), p.507 - 512, 1986/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:24.29

核融合炉燃料システムへの応用を目的として、固体電解質電解セルによるトリチウム水の分解が提案されている。本法は従来法にみられる放射線損傷や廃棄物の発生などの問題がなく有望と見られている。実験は安定化ジルコニアセルで行なわれ、水蒸気から水素への高い転換率が得られた。セル特性を表わす方程式がネルンストの式を用いて導出され、実験とのよい一致をみた。転換率は主に開路電圧によって決定される。電解反応における同位体効果が、重水を用いた実験によって測定された。得られた水素と重水素の分離係数は理論値よりわずかに大きい。

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