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論文

Deuterium permeation behavior for damaged tungsten by ion implantation

大矢 恭久*; Li, X.*; 佐藤 美咲*; 湯山 健太*; 小柳津 誠; 林 巧; 山西 敏彦; 奥野 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.402 - 405, 2016/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:23.48(Nuclear Science & Technology)

3keV重水素イオンと10keV炭素イオンを照射したタングステンの重水素透過挙動を調べた。重水素イオンと炭素イオンを照射したタングステンにおいては、未照射タングステンと比して、重水素透過が明確に減少した。しかし、重水素のみを照射したタングステンでは1173Kまで加熱することにより未照射タングステンと同等にまで重水素透過が回復した一方で炭素イオンのみを照射したタングステンでは回復しなかった。このことから、タングステン中の炭素の存在はタングステン中の重水素の透過経路回復を妨げることが示唆された。さらに、TEM分析から1173Kではボイドの成長がみられるものの消滅していないことから、タングステン中の照射ダメージが回復してないことがわかり、この照射ダメージが水素透過挙動に大きな影響は及ぼさないことが示された。

論文

Hydrogen isotope behavior on a water-metal boundary with simultaneous transfer from and to the metal surface

林 巧; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 小林 和容; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1520 - 1523, 2014/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

トリチウムの閉じ込めは核融合炉の最も重要な安全上の課題である。特に、水冷却のトリチウム増殖ブランケットではトリチウムの冷却水への移行が重要である。そのため、1kPaの純トリチウムを封入した金属試料配管(純鉄や7ミクロン程度の金メッキを施した純鉄)を高温高圧水容器(150$$^{circ}$$C, 0.8MPa)にいれ、金属側から水中及び水蒸気中に移行するトリチウムを化学形別に測定した。また、高温高圧重水(300$$^{circ}$$C, 15MPa)からの各種金属配管(純鉄,純ニッケル,ステンレス鋼(SS304),金メッキ純鉄など)への重水素の移行挙動を調べ、水側から金属側への移行を確認した。今回、上記の同時移行挙動を、重水からの重水素の安定移行確認後に軽水素を試料配管内側へ導入することにより、検証した。

論文

Hydrogen isotope permeation from cooling water through various metal piping

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 山西 敏彦; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1333 - 1337, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.4(Nuclear Science & Technology)

科学研究費補助金:基盤研究(B)の補助を受け、金属水界面での水素同位体移行挙動を調べるために、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)及び純鉄に10$$mu$$mの金メッキを施した試料配管などを高温耐圧水(重水)容器内に設置し、重水側からこれら配管内側へ透過してくる重水素の挙動を、573K-15MPaにて調べた。実験中、金メッキ試料配管以外は金属水界面が酸化し、それに伴って重水素が発生した。この重水素が配管内側へ透過してくる挙動を四重極質量分析計にて連続的に監視した。結果、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)のいずれの金属配管についても、顕著な重水素の定常透過が観測できた。一方で、金メッキを施した純鉄配管では明確な重水素の透過は観測できなかった。本報告ではこれらの結果を整理するとともに、重水素の金属水界面での移行機構について議論する。

論文

Recent activities of R&D on effects of tritium water on confinement materials and tritiated water processing

山西 敏彦; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 原 正憲*; 杉山 貴彦*; 奥野 健二*

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2152 - 2155, 2011/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において、トリチウムをいかに閉じこめるかは重要な研究課題である。特に、水の形のトリチウムは、水素上の形のトリチウムと比較して、放射性物質としての危険度が高く、そのデータを取得することが強く求められている。高濃度トリチウム水の挙動として、金属材料に対するトリチウム水の腐食に関する一連のデータを得ることができた。通常、金属表面には酸化膜が形成され、腐食に対する不動態として機能するが、トリチウム水の存在により(0.23GBq/cc)、その膜形成が阻害されることが判明した。水処理については、ITERで採用された化学交換塔に関して、合理化・高度化を図る研究を行った。

論文

Hydrogen isotope behavior transferring through water metal boundary

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(1), p.369 - 372, 2011/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

Tritium confinement is the most important safety issue in the fusion reactor. Specially, tritium behavior transferring through water metal boundary is very important to design tritium plant with breading blanket system using cooling water. A series of tritium permeation experiment into pressurized water jacket with He or jacket purging less than 1000 ppm of water vapor in Ar has been performed through pure iron piping, which contained about 1 kPa of pure tritium gas at 423 K, with monitoring the chemical forms of tritium permeated into water or water vapor jackets. The effect of metal surface condition was also investigated, such as oxidation to magnetite or gold plating on pure iron. The results clearly show that chemical species of permeated tritium depends on the oxygen population on the metal boundary. In case of pure iron, several hundreds ppm of H$$_{2}$$O is enough to transfer tritium as HTO from the boundary surface to outer jacket. When oxygen population on the boundary surface decreases by gold plating, HT fraction increases drastically. On the other hand, it is also found the possibility of hydrogen generation effect on the metal boundary, such as Schikorr reaction. In order to discuss more detail mechanism, actual hydrogen transfer behavior from water to metal was investigated as a function of temperature.

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

 パーセンタイル:100(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。

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

核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開,6; トリチウムの閉じ込めに関わる高濃度トリチウム水および有機物の化学的現象の解明

山西 敏彦; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 原 正憲*; 杉山 貴彦*; 奥野 健二*

プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.716 - 725, 2009/10

平成19年度より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」が採択され発足した。6個の「計画研究」班を置き、核融合で使用されるトリチウムについての社会的受容性を高めるための活動を行っている。本報告は、原子力研究開発機構が中心となっている計画研究班、C01班のこれまでの研究成果,今後の計画を記述したものである。C01班では、核融合炉でのトリチウム閉じ込め技術を確立することを最終的な目標とする。そのために、特に基礎研究の進展とデータ取得が強く望まれている「高濃度トリチウム水及び有機物の化学的現象の解明」を目的に研究を行っている。具体的には、(1)トリチウム水及び有機トリチウムが物理的閉じこめ障壁に与える影響の解明:トリチウム水及び有機トリチウムの化学反応による生成物の特定、その反応生成物による閉じ込め障壁に対する腐食、浸透現象の解明、(2)トリチウム水及び有機トリチウムの機能的閉じ込めの研究:トリチウム水及び有機トリチウムのセラミック、触媒での反応の速度の測定、反応速度に影響を与える因子の特定、を行う。

論文

Function of water molecule for tritium behavior on the water-metal boundary

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 山西 敏彦; 石川 寛匡*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 56(2), p.836 - 840, 2009/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.49(Nuclear Science & Technology)

How to confine tritium within high temperature breeding blanket is the key issue for safety and fuel economy of the fusion reactor. Specially, tritium permeation into cooling water is very important, however, there is little report of the systematic experiment comparing with that into gaseous coolant. In our recent report, a series of tritium transportation experiments into water was performed through pure iron piping samples, which contained more than 1 kPa of pure tritium gas and fixed inside the water jacket under controlled temperature and pressure. Chemical species of tritium in water were measured during the experiment until reaching enough stable permeation, and tritium distribution/situation on the metal surface layer was also measured using autoradiography etc. after the experiment. The results showed clearly that tritium permeated constantly even after growth of magnetite layer with more than 1 micro-meter, though chemical species drastically changed from HT to HTO. In order to discuss more detail of tritium behavior on the water-metal boundary, a series of tritium transportation experiments into humid atmosphere was performed through pure iron piping using same set of previous one for cooling water. In this paper, tritium behavior on the boundary surface and the function of water molecule for the tritium behavior are discussed.

論文

Hydrogen isotope separation capability of low temperature mordenite column for gas chromatograph

河村 繕範; 大西 祥広*; 奥野 健二*; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1384 - 1387, 2008/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.56(Nuclear Science & Technology)

低温分離カラムを擁するガスクロマトグラフは水素同位体分析手段の一つである。しかし、液体窒素でカラムを冷却するため分析時間が長く取り回しにも難がある。比較的高い温度で十分な水素同位体分離性能を示すカラムの開発は、この弱点を解決する方法の一つである。モルデナイトは合成ゼオライトの一種で、比較的高い温度で水素同位体を分離できることが報告されているが、水素同位体吸脱着特性は明らかではない。そこで、水素同位体吸脱着特性把握の一環として、本研究ではモルデナイトの分離カラムを作成して水素同位体の分離性能を調べ、クロマトグラフから物質移動係数を求めた。本研究で作成したカラムは144KではH$$_{2}$$とD$$_{2}$$をほぼ完全に分離できたが195Kでは分離できなかった。本実験結果は水素同位体を比較的高い温度で分離できる合成ゼオライトの存在の可能性を示すものである。また、カラム材の開発においては水素同位体分離に影響をする要因の特定が重要である。

論文

Observation of tritium distribution in iron oxide with tritium micro autoradiography

磯部 兼嗣; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 山西 敏彦; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 54(2), p.533 - 536, 2008/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:46.49(Nuclear Science & Technology)

トリチウムの透過はトリチウム燃料サイクルにおいて重要な因子であり、特に冷却水への透過は安全上重要な課題の一つである。これまで、金属表面に形成される酸化膜のためトリチウムの透過量が減少することが報告されてきたが、加圧水中で純鉄の表面に形成された酸化膜がトリチウムの透過量にほとんど影響を与えない例も報告されている。そこで、加圧トリチウム水中で酸化させた純鉄酸化膜での水素の挙動を把握するため、トリチウムミクロオートラジオグラフ法による酸化膜中のトリチウムの分布観察を実施した。その結果、酸化膜を通ってトリチウムは純鉄中に侵入しているが、酸化膜表面にトリチウムは観察されなかった。このことは、酸化膜自体は水素の溶解がほとんどなく、トリチウム透過を阻害する機能があるものの、水素透過には何ら影響を与えていない酸化膜構造が形成されていることがわかった。以上のことから、トリチウムの透過を評価する場合、酸化膜の形成過程,構造にまで着目する必要があることがわかった。

論文

Adsorption capacity of hydrogen isotopes on mordenite

河村 繕範; 大西 祥広*; 奥野 健二*; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(4), p.655 - 660, 2008/05

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.57(Nuclear Science & Technology)

核融合炉では、システムの運転制御の安全性の観点からトリチウムを含む水素同位体のモニタリングが必要であり、水素同位体分析測定技術の開発は重要課題である。低温ガスクロマトグラフは水素同位体分析方法の一つであるが、液体窒素を用いるため分析時間が長く、取り回しも困難である。比較的高い温度で十分な分離性能を示すカラム材の開発は解決方法の一つである。モレキュラーシーブ5Aのような合成ゼオライトは分離カラムの候補材料で、結晶構造はシリカとアルミナの比率や陽イオンの種類などに左右される。もし水素同位体吸着特性に影響する因子がわかれば、分離カラムに適したゼオライトの開発も可能になる。そこで本研究ではモルデナイト型、及びY型ゼオライトの軽水素及び重水素の吸着等温線を調べた。吸着等温線は2種類のラングミュア式の和で表すことができ、モルデナイト単位重量あたりの水素吸着量はモレキュラーシーブ5Aより大きくなった。

論文

Structural studies of lanthanide nitrate-${it N,N'}$-dimethyl-${it N,N'}$-diphenylpyridine-2,6-dicarboxyamide complexes

藤原 亜佐子; 仲野 義晴*; 矢板 毅; 奥野 健二*

Journal of Alloys and Compounds, 456(1-2), p.429 - 435, 2008/05

 被引用回数:11 パーセンタイル:38.13(Chemistry, Physical)

抽出剤${it N,N'}$-dimethyl-${it N,N'}$-diphenylpyridine-2,6-dicarboxyamide(DMDPhPDA)は放射性廃液から3価のアクチノイド元素とランタノイド元素を選択的に抽出することが期待されている。この抽出のメカニズム解明の一助とするべく、DMDPhPDAとその硝酸ランタン錯体の結晶構造と、DMDPhPDAと硝酸ランタノイドの錯形成定数などを調べた。その結果、DMDPhPDAは2つまでランタノイドイオンの内圏に配位できる可能性が高く、また、外圏に存在するDMDPhPDAと交換していることが示唆された。

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

Hydrogen retention and carbon deposition in plasma facing components and the shadowed area of JT-60U

正木 圭; 田辺 哲朗*; 広畑 優子*; 大矢 恭久*; 柴原 孝宏*; 林 孝夫; 杉山 一慶*; 新井 貴; 奥野 健二*; 宮 直之

Nuclear Fusion, 47(11), p.1577 - 1582, 2007/11

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.29(Physics, Fluids & Plasmas)

本研究では、炉内の水素同位体残留量の定量評価及び残留過程を明らかにすることを目的として、従来のダイバータ領域に加え、第一壁及びプラズマから影の部分における炭素の損耗/再堆積分布及び水素同位体蓄積分布を評価した。真空容器内全体でプラズマ対向壁を観察した結果、おもに外側ダイバータ及び上部第一壁が損耗領域であり、内側ダイバータ及び内側第一壁が堆積領域であった。トロイダル方向の対称性を仮定したダイバータ領域全体の損耗/再堆積量は損耗量0.34kg、再堆積量(ダスト含む)0.55kgであり、この差0.21kgが第一壁領域の損耗が寄与していると考えられる。また、最も厚い再堆積層(内側ダイバータ)に蓄積された水素同位体蓄積濃度を評価した結果、(H+D)/C$$sim$$0.02であった。真空容器ベーキング温度を150$$^{circ}$$Cに下げた運転後、プラズマから影の部分であるダイバータ下部を調べた結果、約2$$mu$$mの堆積層があり(H+D)/Cが約0.8と高いことがわかった。しかし、この領域における炭素堆積率は、8$$times$$10$$^{19}$$ atoms/sとタイル表面の炭素堆積率(6$$times$$10$$^{20}$$ atoms/s)と比較すると約一桁小さい値であった。

論文

Tritium behavior on the water-metal boundary for the permeation into cooling water through metal piping

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 山西 敏彦; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 52(3), p.687 - 691, 2007/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.69(Nuclear Science & Technology)

高温増殖ブランケットにおいていかにトリチウムを閉じ込めるかが、核融合炉の安全性及び経済性に関する鍵となる課題である。特に、冷却水へのトリチウムの透過は重要であるが、冷却ガスへの透過と比較してほとんど系統的な実験報告はない。よって、今回、圧力と温度を制御した水ジャケット中に1kPaの高純度トリチウムを封入した純鉄配管を設置し、水中への配管を介したトリチウムの移行実験を実施した。水中へ移行したトリチウムは化学形別に測定を試みた。また、金属表面層でのトリチウムの分布と存在状態もオートラジオグラフィー等により測定した。本論文では、これらのトリチウム移行実験をまとめるとともに、金属-水界面でのトリチウムの挙動について議論する。

論文

Study for the behavior of tritiated water vapor on organic materials

小林 和容; 林 巧; 中村 博文; 山西 敏彦; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 52(3), p.696 - 700, 2007/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.85(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、材料表面におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特に、ホットセルでのメンテナンス時等において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される。それら各種材料のトリチウム汚染挙動を把握するために、建屋内に用いられる有機系材料であるアクリル樹脂,ブチルゴム及びエポキシについてトリチウム水蒸気への曝露・除染試験をし、脱離係数を求めるとともに、その後さらにパージガス中の水分濃度をパラメーターに、材料表面に残留するトリチウムの除染効果について検討した。

論文

Hydrogen isotope retentions and erosion/deposition profiles in the first wall of JT-60U

大矢 恭久*; 広畑 優子*; 中畑 俊彦*; 須田 泰市*; 吉田 雅史*; 新井 貴; 正木 圭; 奥野 健二*; 田辺 哲朗*

Fusion Science and Technology, 52(3), p.554 - 558, 2007/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uで用いられた第一壁グラファイトタイル表面の水素同位体蓄積挙動を評価するために、SEM, TDS, XPS及びSIMSを用いて、主要なタイルの堆積・損耗分布及び水素同位体蓄積量を調べた。その結果、第一壁上側は厚いボロン膜に覆われていた。一方、第一壁下側ではボロンと炭素の混合膜が形成していた。ポロイダル方向の重水素分布は比較的均一であることがわかったが、TDSによる重水素脱離挙動はタイルの位置により大きく異なっていた。第一壁上側では厚いボロン膜に覆われており、重水素TDSスペクトルは第一壁下側のボロン濃度が低い膜中の重水素脱離温度と比べて低い温度で放出ピークが観測された。また、第一壁タイルにおけるD/H比はダイバータタイルで測定されたD/H比よりも明らかに大きく、第一壁へのNBIによる高エネルギーの重水素の打ち込みによる影響が考えられた。さらに、ダイバータと比較して第一壁では放電実験中の温度が573Kと低いため、打ち込まれた重水素の脱離が少なく、D/H比が高くなったと推察された。

論文

Dynamics of deuterium implanted in boron coating film for wall conditioning

中畑 俊彦*; 吉河 朗*; 小柳津 誠*; 大矢 恭久*; 石本 祐樹*; 木津 要; 柳生 純一; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 宮 直之; et al.

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1170 - 1174, 2007/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにて行われているボロニゼーションを模擬し、静岡大学のP-CVDにて膜調整を行った高純度ボロン膜に対して飽和量の重水素を照射した後、加熱とSIMS測定を繰り返し行い、膜中に捕捉された水素同位体放出過程に関する以下の知見を得た。重水素脱離を支配する要素は試料温度である。第1期、すなわち573K以下では、B-D-B結合からの重水素の脱離が支配的であり、その温度領域においては、拡散が律速過程であった。573Kを上回ると、重水素はBD結合からおもに脱離し、その温度領域においては、再結合が律速過程であった。BD結合として捕捉された重水素の実効的な再結合定数は等温加熱実験によって算出した。

論文

Hydrogen isotopes retention in JT-60U

広畑 優子*; 田辺 哲朗*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 正木 圭; 宮 直之; JT-60Uチーム

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.854 - 861, 2007/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.65(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uの両側排気方式ダイバータ領域における炭素堆積・損耗及び水素同位体の保持特性について走査型顕微鏡,昇温脱離法,二次イオン質量分析計,イメージングプレート法及び燃焼法を用いて測定した。その結果を以下にまとめる。(1)JT-60Uのダイバータ領域ではおもに内側ダイバータ及び外側ドームウィングタイルで炭素堆積が見られ、外側ダイバータタイルでは損耗していた。(2)ダイバータタイルのプラズマ対向面のH+Dの保持量は堆積層の厚さに比例して増加した。その水素濃度(H+D)/Cは約0.02であり、片側排気の内側ダイバータタイルやJT-60とほぼ同程度であり、JETやほかの低温で運転されている装置(0.4$$sim$$0.1)よりも小さかった。(3)外側ドームウィングタイルの排気口に面しているタイル上には厚い再堆積層が存在していた。しかし、その濃度は大きく見積もっても0.13であった。(4)H+D保持量のポロイダル側面の分布は外側ドームウィングの排気口に面している以外は少なかった。(5)H+D保持量のトロイダル側面の分布は、面によって約2倍の違いがあったが、堆積膜の膜厚によって強く影響を受けていた。

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