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論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 炉心上部機構の交換作業

高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。

論文

Replacement of upper core structure in experimental fast reactor Joyo, 1; Existing damaged upper core structure jack-up test

伊藤 裕道; 鈴木 信弘; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 長井 秋則; 坂尾 龍太*; 村田 長太郎*; 田中 淳也*; 松坂 康智*; 立野 高寛*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.1058 - 1067, 2015/05

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害の復旧のため、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術の開発を進めている。炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブのギャップは最小5mmと小さいため、旧炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、3点支持構造を有するジャッキアップ治具を開発した。また、各ネジジャッキにロードセルを設置し、旧炉心上部機構が炉心上部機構案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、干渉位置を同定する手法を開発した。旧炉心上部機構引抜性確認試験は、2014年5月14日に実施され、旧炉心上部機構が1000mm位置まで許容荷重を超過することなく引き抜くことが可能であることを確認した。本作業で蓄積された稀少な知見・経験は、「常陽」の復旧のみならず、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に大きく資するものと期待される。

論文

RI施設における排気中$$^{14}$$Cモニタリング; 捕集及び酸化方法の比較評価

上野 有美; 小嵐 淳; 岩井 保則; 佐藤 淳也; 高橋 照彦; 澤畠 勝紀; 関田 勉; 小林 誠; 角田 昌彦; 菊地 正光

保健物理, 49(1), p.39 - 44, 2014/03

原子力科学研究所第4研究棟(RI施設)では、排気中の$$^{14}$$Cを1か月間連続で捕集し、施設から大気中へ放出される$$^{14}$$Cのモニタリングを行っている。しかし、CuO触媒を600$$^{circ}$$C以上に加熱する必要があることやモノエタノールアミン(MEA)が毒劇物に指定されていることから、管理区域内でのモニタリング手法として改良の余地が残っている。本試験では、異なる捕集剤を用いた捕集法の比較、使用する捕集剤の量とCO$$_{2}$$捕集効率の関係についての検討、異なる酸化触媒の異なる温度条件下における酸化性能の比較を行った。CO$$_{2}$$捕集剤の検討では、MEAに加えて、Carbo-Sorb Eを評価の対象とした。酸化触媒の検討では、CuO触媒に加えて、Ptアルミナ触媒、Pd/ZrO$$_{2}$$触媒を評価の対象とした。試験の結果、Carbo-Sorb Eはガスの通気による気化量が大きく、1か月の連続捕集には適さず、MEAは1か月間を通して安定したCO$$_{2}$$捕集能力があることが確認できた。各触媒の酸化効率を比較した結果、Pd/ZrO$$_{2}$$触媒のCH$$_{4}$$に対する酸化性能が最も優れており、加熱炉の温度を200$$^{circ}$$C以上下げることができ、モニタリングの安全性を向上できる。

論文

Effect of sweep gas species on tritium release behavior from lithium titanate packed bed during 14MeV neutron irradiation

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:73.69(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$$_{2}$$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。

論文

HTO contamination on polymeric materials

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:18.37(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$$^{3}$$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$$^{3}$$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。

論文

Past 25 years results for large amount of tritium handling technology in JAEA

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:18.37(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$$^{3}$$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。

論文

Performance of various hydrophobic coatings to reduce HTO contamination

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:18.37(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$$^{3}$$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。

論文

Study of the behavior of tritiated water vapor on concrete materials

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:18.37(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。

論文

Recent activities on tritium technologies of BA DEMO-R&D program in JAEA

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。

論文

R&D of atmosphere detritiation system for ITER in JAEA

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:10 パーセンタイル:59.27(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。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Research and development of the tritium recovery system for the blanket of the fusion reactor in JAEA

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:37.29(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。

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:29.54(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

Tritium research activities under the Broader Approach program in 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

Fusion Science and Technology, 54(1), p.45 - 50, 2008/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.54(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$$beta$$$$gamma$$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。

論文

Operational results of the safety systems of the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Agency

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:59.25(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$$times$$10$$^{-3}$$Bq/cm$${^3}$$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。

論文

Tritium behavior intentionally released in the room

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:17.03(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。

論文

Tritium safety study using caisson assembly (CATS) at TPL/JAEA

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:17.03(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.

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

論文

Activities of Caisson Assembly for Tritium Safety study (CATS) at TPL/JAEA

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。

論文

Studies on the behavior of tritium in components and structure materials of tritium confinement and detritiation systems of ITER

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:3 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$$_{6}$$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。

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