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論文

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。

論文

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.

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:0.01(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

Dynamic behaviors of deuterium retained in SS-316 oxidized at various temperatures

小林 誠*; Wang, W.*; 倉田 理江; 松山 政夫*; 林 巧; 山西 敏彦; 朝倉 大和*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 60(1), p.403 - 406, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ステンレス鋼酸化膜に対する、水素同位体の保持及び放出機構を、多様な温度で研究した。酸化膜は、おもに酸化鉄と考えられ、分子状態で放出される重水素は、その分解温度とおおよそ一致する温度で放出された。重水素の保持量は、ステンレス酸化膜の形成温度の上昇とともに増加した。酸化膜の厚さが、水素同位体の保持量に大きく依存していると考えられる。一方、水の形で放出される重水素の量は、酸化膜形成温度に依存しなかった。水素同位体が水の形に平成されるのは、ステンレス鋼のごく表面の酸化鉄の量に依存していると考えられる。

口頭

Hydrogen isotope retention on dust particles in fusion devices

芦川 直子*; 朝倉 伸幸; 林 孝夫; 福本 正勝; 倉田 理江*; 小林 真*; 室賀 健夫*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

no journal, , 

LHD及びJT-60Uで採取されたダスト中の水素同位体保持量について発表する。これまで他の装置で測定されたダストのガス保持量の多くはフレーク状の粒子で径が数十$$sim$$百ミクロンのものが用いられている。しかし、LHDで採取したダストのサイズ分布は1ミクロン以下の粒子も無視できない。そこで、メンブレンフィルタ法により採取したダストを直接昇温脱離法(TDS)により分析するため2つの方法を用いた。JT-60U内側ダイバータ上で採取されたmg程度のダストは、タンタル皿上にダストを載せ分析を行った。LHDでは採取量が0.01-0.05mgと少ないためフィルタ上へSS基板を一緒に載せ、付着したダストを基板ごと分析し、未使用板との比により評価した。ダストの水素同位体保持量の評価はITER等将来装置におけるトリチウム蓄積量の評価や除去方法の最適化に繋がる重要な研究である。

口頭

ITERトリチウム除去系の状況と課題

林 巧; 中村 博文; 岩井 保則; 河村 繕範; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 枝尾 祐希; Perevezentsev, A.*

no journal, , 

日本は、ITERのトリチウム除去系(DS)の50%の調達分担の責任を負っており、現在DSの設計支援、性能実証試験等の活動を行っている。DSは通常時および異常時においてITER施設から排出される空気からトリチウムを除去し、環境へのトリチウム排出量を抑制する安全上の要となるシステムであり、大きく分けて3つの除去システム(トカマク複合建屋除去系、ホットセル施設除去系およびグローブボックス除去系)からなる。基本的に触媒酸化-水分吸着方式を適用するが、ITER-DSでは水分吸着に従来の乾燥塔ではなく、長期運転時の故障確率の低減の観点から、水-水蒸気向流交換法による湿式スクラバ塔(SC法)を採用する。一般に、SC法は産業利用実績を有するが、トリチウム除去系への採用実績は無く、ITERタスクを受け、単体での性能実証試験(1/4規模: 350m$$^{3}$$/h)を実施して平成25年度ITER機構に報告した。これらを踏まえ、現在、予備設計評価(平成26年度7月)の準備支援を実施しつつ、コスト低減及び工程遅延防止の観点から、ITER機構と共同調達活動を行う案を検討であり、本稿では、これらのDS調達の現状を報告する。

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