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久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 近藤 恵太郎; Verzilov, Y.*; 佐藤 聡; 山内 通則; 西 正孝; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/03
核融合炉におけるプラズマ対向壁表面の粒子挙動は、プラズマ制御や燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においてはトリチウムインベントリ評価のうえでも重要となる。本研究では、イオンビーム核反応分析法,イメージングプレート法,燃焼法及び放射化分析法を用いて、DT放電実験で使用したTFTRプラズマ対向壁に保持されている水素同位体,リチウム同位体及び不純物の定量分析結果について報告する。トリチウムと重水素では深さ分布が異なることがわかり、トリチウムの多くは表面に保持されていることがわかった。また、リチウムについてはリチウム-6が多く、これは、リチウムコンディショニングの際、リチウム-6濃縮ペレットも使用されているためであると考えられる。さらに、その他の不純物の分析を行ったが、有意な量は検出されなかった。これらの実機対向壁表面分析によって、プラズマ制御やインベントリー評価にとって重要な元素分布や保持量を明らかにすることができた。特に、トリチウムは対向材深部へ拡散せず、表面付近に保持されており、これはトリチウム除去の点でよい見通しを与えるものである。
林 巧; 伊藤 剛士*; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1365 - 1369, 2006/03
被引用回数：19 パーセンタイル：76.64(Nuclear Science & Technology)核融合炉では高濃度のトリチウム水が発生し一次保管される。トリチウム水は、自己放射線分解により水素や酸素ガスを発生するうえに過酸化トリチウム水となると考えられる。しかし、トリチウム水を用いた系統的実験の報告例は少なく、発生量は
線による放射線分解のG値(100eVのエネルギーを吸収した時の特定化学種分子の生成率)とは異なっている。本報告では、高濃度トリチウム水溶液を製造後、長期保管した結果を整理し、気相発生成分については、実効的なG値のトリチウム濃度及び温度依存性データから、防爆上必要な設計上の配慮(想定トリチウム水濃度/量とタンク容積及びその換気回数など)を議論する。また、液相発生成分については、トリチウム水の液性(水素イオン濃度や酸化還元電位など)に影響をあたえる(トリチウム濃度に依存する)ことを見いだし、その理由を考察するとともに、タンクの腐食防止に必要な設計上の配慮について議論する。
小林 和容; 林 巧; 西 正孝; 大矢 恭久*; 奥野 健二*
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1379 - 1384, 2006/02
被引用回数：5 パーセンタイル：35.46(Nuclear Science & Technology)ITERで用いられる各種材料は、異常時やメンテナンス時などにおいてトリチウムに曝される可能性がある。それによって、材料はトリチウムにより汚染するが、一般にトリチウム汚染は除染されにくい。そのため、トリチウム除染の方法を確立することを目的として研究を進めている。トリチウムの汚染・除染では、ソーキング効果と呼ばれる現象の影響が非常に重要である。ソーキング効果は、材料表面へのトリチウム水の吸着・脱離が主である。本研究では、代表的な材料としてエポキシ等を取り上げ、それらの材料表面における吸着・脱離現象を評価する実験を行った。トリチウム雰囲気に曝露させた実験では、これらの材料へのトリチウム吸着量が数週間程度で飽和する結果を得た。本報告ではエポキシ等におけるトリチウムの吸着・脱離の現象について、実験結果をもとに速度論的観点から議論する。
Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.957 - 962, 2006/02
被引用回数：66 パーセンタイル：96.52(Nuclear Science & Technology)核融合炉のプラズマ対向侯補材であるW中の重水素滞留に及ぼすブリスタリングの影響について、1
10
D/m
/sの入射フラックスの条件で入射エネルギーを100eVから約10eVまで変化させて調べた。滞留量の測定は昇温脱離法によって行い、5
C/sの昇温速度で実施したが、昇温脱離曲線には重水素の放出ピークが1つのみ現れ、またそのピーク温度は照射のエネルギーやフルエンスにより500Cから850Cまで変化する、という結果を得た。このピーク温度は水素トラップからの放出温度より高く、重水素が分子としてブリスタに存在し、 昇温中に直接放出されていると考えられる。また、あるフルエンスで急激な滞留量減少が観測されたが、この現象はブリスタの破裂によるものと考えられる。このことはSEMによる観察結果(ブリスタが2ミクロン程度までしか成長しないこと、及びブリスタの数がフルエンスの増加とともに増加すること)と一致している。
洲 亘; 松山 政夫*; 鈴木 卓美; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.803 - 808, 2006/02
被引用回数：12 パーセンタイル：62.01(Nuclear Science & Technology)水素で希釈したトリチウムとヘリウムで希釈したトリチウムについて、組成比一定の条件で
線誘起X線計測法による計数率とトリチウム分圧の関係を測定した。その結果、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧に比例していることを明らかにした。また、トリチウム分圧一定の条件の下でヘリウムを徐々に添加し、X線計数率の変化を調べ、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧のみに依存していることを明らかにした。今回の結果は、線誘起X線計測法が核融合炉のトリチウムプロセスシステム、例えばブランケットのトリチウム回収システムにおけるトリチウム分圧測定に有望な手法になることを示すものである。
山西 敏彦; 岩井 保則; 河村 繕範; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.797 - 802, 2006/02
被引用回数：9 パーセンタイル：52.51(Nuclear Science & Technology)核融合炉の冷却水からのトリチウム回収システムに関し、既存技術によるシステムの設計検討を行い、その規模が許容できるものであるか、新技術の開発が必須となるか考察した。原研で概念設計を行った核融合炉(DEMO2001,第一壁領域でのトリチウム透過量:56g/day,ブランケット領域でのトリチウム透過量:74g/day)を対象とし、冷却水中の許容トリチウム濃度を30Ci/kg(カナダでの経験による)とした。既存技術として、水蒸留塔+化学交換塔+電解セルを採用した場合、水蒸留塔は内径6m高さ40m,内径1.6 m高さ40m規模になること、燃料系の規模をITERと同等とした場合、電解セルのトリチウム濃度がITERよりも遙かに大きく耐放射線性に懸念が生じることが判明した。また水蒸留塔の代わりに、重水濃縮等で用いられている2重温度化学交換塔を用いても改善が認められないことが判明した。このように、水蒸留塔に替わるフロントエンドプロセスが必要であり、水蒸気圧力スイング法の研究を進めている。
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02
被引用回数：124 パーセンタイル：98.96(Nuclear Science & Technology)原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb
Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。
磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：59.17(Nuclear Science & Technology)トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。
岩井 保則; 山西 敏彦; 磯部 兼嗣; 西 正孝; 八木 敏明; 玉田 正男
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.815 - 820, 2006/02
被引用回数：15 パーセンタイル：69.38(Nuclear Science & Technology)アルカリの添加なしに直接電解が可能な固体高分子電解法(SPE)は核融合で発生するトリチウム水の処理システム向け電解プロセスとして魅力的であるが、使用においては特にイオン交換膜の放射線耐久性を考慮する必要がある。市販イオン交換膜であるナフィオン膜の放射線耐久性を、原研高崎研究所のCo-60照射施設及び電子線加速器を用い、引っ張り強度,イオン交換能,電気伝導率,透過係数,単位重量あたりの溶解フッ素量等の観点から検証した。ポリテトラフルオロエチレン(PTFE)を主鎖にスルホン酸基を側鎖に有するナフィオン膜は、浸水状態における線照射時の引っ張り強度の劣化挙動がPTFEの劣化挙動と大きく異なることを見いだした。イオン交換能の照射線量依存性はナフィオンの各グレードにおいてほぼ同様であった。いずれにせよ核融合実験炉ITERにおいてイオン交換膜に求められる積算照射量530kGyまでは問題となるまでの性能低下が起こらないことを見いだした。ナフィオンの放射線耐久性はその構造式から推定されるよりも高く、温度や照射線種などの影響を検証するとともに、ラジカル反応機構から雰囲気が与える影響を考察した。
河村 繕範; 榎枝 幹男; 山西 敏彦; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.809 - 814, 2006/02
被引用回数：15 パーセンタイル：67.13(Nuclear Science & Technology)核融合炉固体増殖ブランケットで生成されたトリチウムは、ヘリウムスイープガスを流通させることによりブランケットから取り出す。取り出されたトリチウムは、ブランケットトリチウム回収システムにおいてヘリウムから分離される。ブランケットトリチウム回収システムに対して適用が提案されているプロセスの一つが、パラジウム合金膜を用いた膜分離システムである。パラジウム拡散器は高濃度水素同位体純化に対して実績があり、ITERのプラズマ排ガス処理装置にも採用されている。一方で、低水素分圧の系では透過における律速過程の変化が報告されており、ブランケット系への適用を本格的に検討した例は少ない。今回、原研で行われた実証炉の概念設計に基づき、パラジウム拡散器を用いたブランケットトリチウム回収システムの可能性について検討を行った。一例としてシェル-チューブ型熱交換器のような拡散器を想定し、スイープガスを大気圧でシェル側に受入れるとする。この場合、サイドカットを0.95程度とするには、チューブ側線流速をシェル側の6倍にしなければならない。これは透過したトリチウムを薄めることになり、回収システムとしての機能を果たさないことを意味する。
西 正孝; 山西 敏彦; 林 巧; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.745 - 751, 2006/02
被引用回数：32 パーセンタイル：87.91(Nuclear Science & Technology)原研では実験炉ITERに続く核融合装置として発電実証プラントの設計検討を進めている。発電実証プラントは長期定常運転と消費量を上回るトリチウムの生産を目指す装置であり、安全と運転の観点から必要である適切なトリチウムの計量管理について検討を進めている。放射性物質に対する法規制の観点からは、発電実証プラントのトリチウム関連設備を3つの計量管理区画に分割することが可能である。(1)汚染廃棄物一時保管施設,(2)トリチウム長期保管施設,(3)燃料プロセス設備。それぞれの区画においては法規制に則ったトリチウムの出入り管理を行うことになるが、燃料プロセス設備にはブランケットにおけるトリチウム生産が含まれ、生産トリチウムの適切な計量の考え方や手法の開発が必要である。さらに、常時連続的にトリチウムを含む燃料を循環処理する燃料プロセス設備では、その安全確保と効率的な運転の観点から設備内におけるトリチウムの分布を測定監視する動的計量管理技術を確立させる必要がある。
久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 近藤 恵太郎*; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.227 - 231, 2006/02
被引用回数：5 パーセンタイル：35.46(Nuclear Science & Technology)水素同位体は、プラズマ対向機器の表面領域において、燃料粒子リサイクリングやプラズマ運転条件を考えるうえで重要な役割をはたす。この点に着目して、日本原子力研究所FNSでは、2002年から核融合炉関連機器のための元素分布分析を開始している。本研究では、表面領域での水素同位体挙動を明らかにするために、D-Tプラズマに曝されたTFTRタイル内のトリチウム深さ分布分析をFNSにて行った。イオンビームを用いた核反応分析の結果、4種類の元素すなわち重水素,トリチウム,リチウム6及びリチウム7が検出された。測定されたエネルギースペクトルから各元素の深さ分布を計算したところ、重水素とリチウムが表面から1
mまで一様に分布しているのに対し、トリチウムは0.5mにピークを持つ分布であることがわかった。また、TFTRタイルの表面領域は深部に比べて1桁高い量のトリチウムを保持していることがわかった。
Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝
Journal of Nuclear Materials, 347(1-2), p.111 - 117, 2005/12
被引用回数：90 パーセンタイル：98.07(Materials Science, Multidisciplinary)鏡面仕上げした焼結材タングステン試料片にITERダイバータ周辺プラズマを模擬する重水素プラズマを照射し、そのブリスタリング挙動を調べた。今回行った照射の条件は、フラックス:110D/m/s,エネルギー:7
98eV/D,フルエンス:310
610
D/m,照射温度:室温であるが、いずれのエネルギーの照射においても、ブリスタリングの発生がSEM観察により確認された。また、ブリスタリング発生のフルエンス閾値が入射エネルギーの減少とともに増加すること、特に20eV/D以下の入射エネルギーの場合には、この閾値の増加が著しいことを見いだした。本現象は、試料表面に酸化皮膜が存在し、重水素の外部への再放出と内部への侵入に影響を及ぼしていると考えることによって説明できる。さらに、ブリスタの寸法と数はフルエンスの増加とともに初期にはいずれも増加するが、直径が2m程度に逹すると成長が止まり、数のみが増加していく結果を得た。本結果は、ブリスタが2m程度に成長すると亀裂が発生して内部のガスが放出されるため、と考えられる。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
JAERI-Tech 2005-045, 38 Pages, 2005/08
核融合炉の水素同位体分離に用いられる深冷蒸留塔では、水素を液化させるヘリウム冷媒配管を、凝縮器外周に巻き付ける構造が採用されている。冷媒配管にトリチウムが混入する可能性を確実に除外するためこの構造が採用されているが、凝縮器に広い外表面積が必要なことから、凝縮器そのものが大型化する問題が生じる。この問題を解決するために、ヘリウム冷媒配管流路及び凝縮器内部にフィンを挿入したスパイラルフィン形状凝縮器の概念を考案した。これにより、従来型の凝縮器と比較して半分以下の大きさに縮小することが可能となった。さらに、凝縮器内部の水素同位体インベントリーを評価する簡易モデルを提案し、その妥当性を検証した。
一政 満子*; 粟ヶ窪 さゆり*; 高橋 美穂*; 田内 広*; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝; 一政 祐輔*
Fusion Science and Technology, 48(1), p.759 - 762, 2005/07
被引用回数：7 パーセンタイル：44.05(Nuclear Science & Technology)分子状トリチウム(HT)を酸化して水(HTO)に転換する種々のバクテリアが土壌中に存在し、そのトリチウム酸化活性について研究してきた。一方、重水素とトリチウムを燃料とする核融合炉では雰囲気からのトリチウム除去設備が必要であるが、除去方法としては酸化・除湿の方法が一般的であり、酸化の工程には高温の酸化触媒が現在用いられている。この酸化工程に室温でトリチウムを酸化できるトリチウム酸化バクテリアを用いたバイオリアクターを適用し、トリチウム除去設備の合理化を図ることを構想して研究を行った。試作したバイオリアクターを原研のトリチウム安全性試験装置(CATS)で試験し、空気中トリチウム濃度200Bq/cm
,流量100cm/min,一回通過処理の処理条件で85%の酸化率を得、将来への見通しを得た。
河村 繕範; 岩井 保則; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.654 - 657, 2005/07
被引用回数：4 パーセンタイル：23.72(Nuclear Science & Technology)核融合炉固体増殖ブランケットにおいて水素添加ヘリウムスイープガスをトリチウム回収に使用した場合、冷却系へのトリチウム透過漏洩が懸念される。原研で行われた実証炉に関する設計研究では、典型的な水素添加スイープガス条件で、透過漏洩量が生成トリチウム量の約20パーセントに上ると試算されている。これらのトリチウムをITER規模の水処理システムで回収しようとすれば、何らかの透過防止措置により透過量を0.3パーセント以下に低減する必要がある。有力な透過防止措置の一つとして、水素に代わり水蒸気を添加したスウィープガスを使用する場合について検討した。水蒸気添加では、同位体交換の反応速度は水素より大きく、平衡定数はほぼ1.0であると予想される。水素添加同様H/T比を100として増殖領域でのトリチウムインベントリーを比較すると、水蒸気分圧の増加に伴いインベントリーは増加するもののそれほど大きくないことがわかった。トリチウム回収システムとしてはトリチウムを含む水蒸気をヘリウムから分離するのは比較的容易であるが、燃料として利用するために分解して水素同位体に戻すプロセスが必要である。
山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 鵜澤 将行*; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.63 - 66, 2005/07
被引用回数：6 パーセンタイル：39.70(Nuclear Science & Technology)増殖ブランケットにおけるヘリウム(He)スイープガス中のトリチウム(T)回収を目的として液体窒素冷却低温吸着塔を開発した。吸着塔は、Heスイープガスから、Tを含む水素同位体を少量のHeとともに分離するものであり、そのガスを燃料処理系に送り処理することでT回収が最終的に成立する。本論文は、吸着塔と燃料処理系の連結実証試験を行い、連結時のシステムの成立性及び応答特性を報告するものである。ブランケットスイープ模擬ガス(ITERテストブランケットと同規模流量及び組成)を低温吸着塔に供給して軽水素(H)及びTを吸着し、減圧・昇温により塔を再生してそのガスを不純物除去装置(パラジウム膜拡散器)に送り、H及びTのみを最終的に回収した。吸着塔再生は、初期は減圧操作のみであり、吸着塔内の残留Heのみがパラジウム膜拡散器に送られる。その後の昇温により、H及びTが急速に脱着してパラジウム拡散器に送られる。この組成の大幅な変化に対し、システムは問題なく稼働し、吸着塔に送られた水素同位体ガス(H及びT)と再生操作で最終的に回収された水素同位体ガス量は、測定誤差範囲内で一致(99%以上の水素同位体回収を実証)し、システムの定量的成立性が実証された。
林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.317 - 323, 2005/07
被引用回数：10 パーセンタイル：55.76(Nuclear Science & Technology)核融合炉燃料であるトリチウムの安全貯蔵とその効率的な計量の観点から、ZrCo金属間化合物を用いた通気式熱量計量方式による「その場」トリチウム計量機能付き貯蔵ベッドを開発し、計量精度: 
1%のITERの要求性能を実証するとともに、試験的に実用に供して総合的実証を進めている。本ベッドは、一次容器内にZrCo金属間化合物700gを充填したもので、ZrCoT1.8として約25g-T2,約100Lの水素同位体ガスを貯蔵できる。また、ZrCoの一次容器内に螺旋状の配管を有し、この配管内部にHeガスを循環することにより、貯蔵したトリチウムの崩壊熱を循環Heの温度上昇として計測し、トリチウム貯蔵量を計量できる構造となっている。今回は、長期保管後の計量性能の確認のため、約13gの純トリチウムの7か月間の安定貯蔵、及び約5gのトリチウムを同量の重水素で希釈したガスの5年4か月間の安定貯蔵の前後にくり返し熱量計測を実施し、初期の計量性能と比較した。その結果、計測条件(一次容器内に蓄積する3Heガス圧など)を整えることにより、初期の計量感度(約0.2g)及び精度(約0.05g)を維持できること、などを確認し、現状までのトリチウム貯蔵においては計量性能の劣化はないことを確証した。
洲 亘; 大平 茂; 鈴木 卓美; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.684 - 687, 2005/07
被引用回数：3 パーセンタイル：23.72(Nuclear Science & Technology)核融合炉の燃料処理系において起こり得る線誘起放射化学反応を研究する一環として、T
-CO系の放射化学反応について研究した。40kPaのTと同量のCOを混合して室温に保持し、レーザーラマン分光法で反応過程を、また質量分析法で反応生成物を測定した。ガス混合後の30分以内では反応が速く、その後は大変遅くなることを明らかにした。また、T-CO系の放射化学反応の主な生成物は、ガス相ではCO、容器の壁面に付着した凝縮相においてはTOであることを明らかにした。さらに、容器を真空排気した後、250Cまでの加熱により、容器内壁に凝縮していた生成物がCO, CO, T, TOなどに熱分解されることを明らかにした。
中村 博文; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.452 - 455, 2005/07
被引用回数：2 パーセンタイル：17.20(Nuclear Science & Technology)トリチウムに汚染した炉内機器等を取り扱うITERホットセルに関し、セル内に放出されたトリチウムの挙動を解析・評価した。解析は、コンクリートとエポキシ塗装の多層構造壁中におけるトリチウムの1次元拡散モデルと完全混合下での換気によるトリチウム濃度の減衰モデルを組合せて行った。解析の結果、ホットセル内のトリチウム濃度は、トリチウム放出源を取り除いた後すみやかに低下し、数日で300DAC(240Bq/cm)から1DAC(0.8Bq/cm)まで低下することを明らかとした。また、ホットセル壁中のトリチウムインベントリは20年間の運転後約0.1PBqとなり、壁材の数10%はクリアランスレベルを超えるが、壁から外部へのトリチウム透過は無視し得る量であるとの結果を得た。さらに、コンクリート壁へのエポキシの塗布は、トリチウムの透過やインベントリを数桁低減する効果があることを明らかにした。
