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論文

Observation of Eu adsorption band in the CMPO/SiO$$_{2}$$-P column by neutron resonance absorption imaging

宮崎 康典; 渡部 創; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則; 甲斐 哲也; Parker, J. D.*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011073_1 - 011073_7, 2021/03

中性子共鳴吸収イメージングを、抽出クロマトグラフィに使用するマイナーアクチノイド回収用CMPO/SiO$$_{2}$$-Pカラムで形成したEu吸着バンドの観測に適用した。軽水や重水で調製した湿潤カラムと乾燥吸着材を充填した乾燥カラムを比較し、中性子透過を評価した。中性子透過スペクトルから、乾燥カラムは45%、軽水調製カラムは20%、重水調製カラムは40%の中性子透過を確認した。得られた結果から、CMPO/SiO$$_{2}$$-Pカラムに形成したEu吸着バンドを観測するには、重水の使用によって、より鮮明になることを明らかにした。今後、カラム操作による吸着バンドのカラム内移行挙動を明らかにする。

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

Common reed accumulates starch in its stem by metabolic adaptation under Cd stress conditions

樋口 恭子*; 金井 雅武*; 土屋 将久*; 石井 春香*; 渋谷 尚史*; 藤田 直子*; 中村 保典*; 鈴井 伸郎; 藤巻 秀; 三輪 睿太郎*

Frontiers in Plant Science (Internet), 6, p.138_1 - 138_6, 2015/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:57.96(Plant Sciences)

In a previous study, we reported that the common reed accumulates water-soluble Cd complexed with an $$alpha$$-glucan-like molecule, and that the synthesis of this molecule is induced in the stem of the common reed under Cd stress. We studied the metabolic background to ensure $$alpha$$-glucan accumulation under the Cd stress conditions that generally inhibit photosynthesis. We found that the common reed maintained an adequate CO$$_{2}$$ assimilation rate, tended to allocate more assimilated $$^{11}$$C to the stem, and accumulated starch granules in its stem under Cd stress conditions. AGPase activity, which is the rate-limiting enzyme for starch synthesis, increased in the stem of common reed grown in the presence of Cd. Starch accumulation in the stem of common reed was not obvious under other excess metal conditions. Common reed may preferentially allocate assimilated carbon as the carbon source for the formation of Cd and $$alpha$$-glucan complexes in its stem followed by prevention of Cd transfer to leaves acting as the photosynthetic organ. These responses may allow the common reed to grow even under severe Cd stress conditions.

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

炉内トリチウム

上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09

特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから$$^{13}$$CH$$_{4}$$を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上に$$^{13}$$Cが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及び$$^{13}$$CとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわち$$^{13}$$CH$$_{x}$$, x=1$$sim$$4の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。

論文

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.68(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。

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:20.43(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

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:6 パーセンタイル:43.83(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

大量トリチウム取り扱いにかかわる研究成果,2; 核融合炉燃料システムの構築に向けて, 日米協力の進展

河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 奥野 健二*

プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.250 - 256, 2010/04

核融合炉では投入する燃料のほとんどは反応することなく排出される。したがって、排気される燃料を再利用するシステムが不可欠である。また、炉心を取り巻くブランケットで核融合中性子とリチウムを反応させトリチウムを製造し燃料とする。これら燃料システムの研究開発では、大量トリチウム取扱施設を有する米国との協力が大きな位置を占めることとなった。本章では、燃料システム技術開発を中心に日米協力の成果を紹介する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,27

長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12

この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。

論文

核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開,3; 核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発

大宅 薫*; 井内 健介*; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 川島 寿人; 星野 一生; 畑山 明聖*; 藤間 光徳*; 冨田 幸博*; 河村 学思*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.695 - 703, 2009/10

平成19年度より採択された文部科学省科学研究費特定領域「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」の中の6研究項目の一つである「核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発」に関して、研究目的,研究開発の現状及び今後の課題について述べる。特に、(1)炉内プラズマ中のトリチウム輸送と対向壁への蓄積と放出,(2)ダスト粒子の炉内プラズマ中の挙動とトリチウム蓄積,(3)プラズマ対向材料のトリチウム蓄積と放出にかかわるモデル構築,コード開発及びシミュレーションの現状を紹介する。

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:9 パーセンタイル:36.96(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:31.93(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:31.93(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:62.49(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 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:1 パーセンタイル:10.92(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。

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