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論文

島原半島北部の唐比低地における湿地堆積物の形成過程

中西 利典*; 奥野 充*; 山崎 圭二*; Hong, W.*; 藤田 奈津子; 中村 俊夫*; 堀川 義之*; 佐藤 鋭一*; 木村 治夫*; 堤 浩之*

名古屋大学年代測定研究,5, p.38 - 43, 2021/03

雲仙火山の約13km西方にある唐比低地には泥炭層や泥層からなる湿地堆積物が厚く分布しており、それらの堆積物には千々石断層や雲仙火山の活動履歴が記録されていることが期待される。それらの履歴を精度よく検知するために、複数本のボーリングコアを掘削して放射性炭素年代値を測定した。それらの結果を地中レーダ探査断面と対比して湿地堆積物の形成過程を検討した。その結果得られたすべての$$^{14}$$C年代値は層序関係と矛盾がなく、堆積曲線は若干のずれが認められるが概ね一致する結果となった。本研究の年代測定の一部はペレトロン年代測定装置による施設供用利用で行われたものである。

論文

Degradation prediction using displacement damage dose method for AlInGaP solar cells by changing displacement threshold energy under irradiation with low-energy electrons

奥野 泰希*; 石川 法人; 秋吉 優史*; 安藤 太一*; 春元 雅貴*; 今泉 充*

Japanese Journal of Applied Physics, 59(7), p.074001_1 - 074001_7, 2020/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.35(Physics, Applied)

AlInGaP太陽電池における低エネルギー電子線照射環境における照射損傷を予測する際には変位損傷量法が用いられるが、原子変位しきい値エネルギーの設定によって予測値が大きく異なってしまう。したがって、妥当な原子変位しきい値エネルギーを設定することが不可欠である。本研究では、60keV電子線をAlInGaP太陽電池に照射し、P原子の原子変位しきい値エネルギーを正確に導出した。さらに、本研究で得られた原子変位しきい値エネルギーを利用して、太陽電池の性能劣化を予測できることも実験的に立証した。

論文

Degradation prediction of a gamma-ray radiation dosimeter using InGaP solar cells in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥野 泰希; 山口 真史*; 大久保 成彰; 今泉 充*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.457 - 462, 2020/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:65.28(Nuclear Science & Technology)

優れた高耐放射線性を備えたリン化インジウムガリウム(InGaP)太陽電池は、高放射線量率環境に適用可能な線量計の有力な候補材料になると予想されている。本研究では、InGaP太陽電池を用いた線量計の寿命を予測するために、照射試験及び経験的計算により、InGaP太陽電池の線量信号としての放射線誘起電流に対する少数キャリア拡散長($$L$$)の影響を明らかした。照射試験では、$$gamma$$線線量率の関数としての短絡電流密度($$J_{rm sc}$$)を測定することでInGaP太陽電池の$$L$$を推定した。また、様々な線量率でInGaP太陽電池を検出器として使用した際の動作寿命を、$$L$$と吸収線量の関係に基づく経験式を用いて推定した。この計算結果から、InGaP太陽電池を用いた線量計が福島第一原子力発電所の原子炉格納容器で10時間以上使用可能であり、廃炉に貢献する耐放射線性を有した線量計である可能性が高いことを明らかにした。

論文

Application of InGaP space solar cells for a radiation dosimetry at high dose rates environment of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

奥野 泰希; 大久保 成彰; 今泉 充*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.851 - 858, 2019/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:83.9(Nuclear Science & Technology)

2011年の津波による事故の後、福島第一原子力発電所(1F)を廃止するには、線量分布測定による燃料デブリの特性評価が必要である。この論文では、InGaP太陽電池を適用した放射線検出器の実験的および理論的な挙動を調べ、燃料デブリの局在化および特徴付けが可能となることを説明する。照射試験では、InGaP太陽電池の放射線誘導電流出力は、60Coの$$gamma$$線の線量率の増加に伴って直線的に増加することが観察された。低線量率での測定では、特徴付けを行ったノイズを分析することによって、検出可能な最小線量率および空間分解能を決定できることを明らかにした。InGaP太陽電池の放射線線量測定の最大検出限界は、1Fプラントの炉心で観測可能な最高$$gamma$$線線量率よりも高いことが判明した。さらに、放射線誘起電流の解析として、吸収線量率と太陽電池における放射線誘導電流対の生成との間の関係式を表現しようと試みている。これら本研究での実験およびシミュレーションの結果は、太陽電池が1Fプラントの燃料デブリ近くの高線量率環境における放射線線量測定のための強力なツールとなり得ることを示唆している。

論文

加速器質量分析法による九重火山群, 黒岳火砕流堆積物の放射性炭素年代

奥野 充*; 長岡 信治*; 國分 陽子; 中村 俊夫*; 小林 哲夫*

福岡大学理学集報, 48(1), p.1 - 5, 2018/03

中部九州の九重火山群は、20座以上の溶岩ドームと小型の成層火山からなる複成火山である。黒岳溶岩ドームは、体積約1.6km$$^{3}$$と最大であり、黒岳火砕流堆積物(Kj-Kd)と黒岳降下火山灰(Kj-KdA)を伴う。本研究では黒岳溶岩ドームの噴火年代を確認するため、Kj-Kdの炭化樹幹の放射性炭素($$^{14}$$C)年代を日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの加速器質量分析装置を用いて測定した。得られた$$^{14}$$C年代は1505$$pm$$40 BP (JAT-8677、$$^{13}$$C=-23.8‰)で、暦年較正すると1310-1423cal BP (74.6%)、1430-1442cal BP (2.4%)、1456-1521cal BP (23.0%)、その中央値は1391cal BPである。この結果はKj-KdAの下位にある阿蘇N2テフラ(約1.5cal ka BP)との層位関係とも整合的であることから、より信頼できるKj-Kdの噴火年代であると考えられる。

論文

AMS radiocarbon dates of pyroclastic-flow deposits on the southern slope of the Kuju Volcanic Group, Kyushu, Japan

奥野 充*; 長岡 信治*; 國分 陽子; 中村 俊夫*; 小林 哲夫*

Radiocarbon, 59(2), p.483 - 488, 2017/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:18.21(Geochemistry & Geophysics)

九州,九重火山群の中央及び西側における噴火史を明らかにするため、火砕流堆積物の加速器質量分析による放射性炭素年代測定を行った。放射性炭素年代測定は、施設供用制度に基づきJAEA-AMS-TONOで行った。飯田火砕流堆積物の放射性炭素年代は、$$sim$$5.35万年BPであり、白丹及び室火砕流のものは4.4$$sim$$5万年BP以上及び3.5$$sim$$3.9万年BPであった。これらの結果は、溶岩ドームの熱ルミネッセンス年代と一致し、熱ルミネッセンス及び放射性炭素年代法が、溶岩ドームの形成や火砕流の噴火過程を明らかにするために有用な手段となりうることを示した。また、これらの結果により、これらの噴火活動が15万年間で最も大きな噴火である飯田火砕流の後にあまり期間をおかず発生したこともわかった。

論文

五島列島, 福江島の鬼岳降下スコリア直下の土壌試料の放射性炭素年代

奥野 充*; 長岡 信治*; 國分 陽子

月刊地球, 37(4), p.119 - 121, 2015/04

五島列島, 福江島の鬼岳降下スコリア堆積物は、鬼岳火山群最新の降下テフラである。今回、その直下の土壌試料から19,840$$pm$$120BPの$$^{14}$$C年代を得た。測定試料のC/N=9.14は、土壌として分解がある程度進んでいることを示唆し、年代値が若返っている可能性がある。しかし、この年代値は、長岡・古山(2004)が同じ層準から報告した18.090$$pm$$100BPよりも古く、広域テフラであるATやK-Ahとの層位関係とも矛盾しない。また、この$$^{14}$$C年代を暦年代に換算すると、約24cal kBPであった。

論文

Stratigraphy and AMS radiocarbon dates of cored sediments (IrBH-2) from the Irosin Caldera, the Philippines

Mirabueno, M. H. T.*; 鳥井 真之*; Laguerta, E. P.*; Delos Reyes, P. J.*; 藤木 利之*; Bariso, E. B.*; 奥野 充*; 中村 俊夫*; 檀原 徹*; 國分 陽子; et al.

地学雑誌, 123(5), p.751 - 760, 2014/10

フィリピン、イロシンカルデラ内のIRBH-2で、深度50mのコア試料を0.5mごとに採取して記載した。泥炭質堆積物(深度約7$$sim$$10m)から植物片の放射性炭素年代をAMS法により1.1$$sim$$1.8kBPを得た。コア試料中では、ラハールと河川堆積物が多く認められた。深度12mまでは、安山岩質の河川堆積物と少量のラハールからなる。深度20$$sim$$50mの間に、8枚の降下テフラが挟まっている。テフラの屈折率測定から、後カルデラ火山の活動は、安山岩質$$sim$$デイサイト質が主で、流紋岩質の噴火が少量起こったことが示された。流紋岩質テフラとイロシン火砕流の岩石記載学的特徴の類似性は、後カルデラ火山の活動期でも、イロシンカルデラ起源のマグマの噴火がおこったことを示す。上位の火山性堆積物は、得られた放射性炭素年代もあわせて考慮すると、ブルサン火山複合体で唯一活動的であるブルサン火山からもたらされたものと考えられる。

論文

AMS radiocarbon dating of wood trunks in the pumiceous deposits of the Kikai-Akahoya eruption in Yakushima Island, SW Japan

奥野 充*; 中村 俊夫*; 下司 信夫*; 木村 勝彦*; 國分 陽子; 小林 哲夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 294, p.602 - 605, 2013/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:35.38(Instruments & Instrumentation)

屋久島の北側に位置する永田川,一湊川,宮之浦川に沿う軽石質堆積物から樹幹を採取し、加速器質量分析法(AMS)による放射性炭素年代測定を行った。得られた$$^{14}$$C年代は、約6500BPであり、また、軽石質堆積物の地質学的特長から、これらは鬼界カルデラのアカホヤ噴火によって埋没したことがわかった。しかし、これらは炭化されていないことから、これらの堆積物が火砕流により堆積したものではなく、津波によるものだと思われる。また、樹幹試料から14の樹種が同定できた。この結果は、破壊的な噴火前の屋久島の森林に生育していた樹木の種構成を示す初のデータである。

論文

Development of the ITER toroidal field coil winding pack in Japan

小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 辺見 努; 高野 克敏; 奥野 清; 長谷川 満*; 角井 日出雄*; 仙田 郁夫*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 20(3), p.385 - 388, 2010/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.19(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER-TFコイルの巻線部では、ラジアル・プレート(RP)に導体を挿入した後にカバー・プレート(CP)を被せて、RPとCPをレーザー溶接する。RPが高さ14m,幅9mの大型構造物であるのに対して、CPの製作公差として0.3mmの高精度が要求されている。機械加工でCPを製作する場合、このような高精度の加工が可能だが、製作コストが高くなるという問題があった。そこで、直状のCPを引抜加工で製作し、これを曲げ加工する方法を開発した。これにより、目標製作精度の0.3mmを達成するとともに、製作コストの合理化を図ることができた。また、サイド・ダブル・パンケーキ(DP)のCP溶接による変形を解析により評価した結果、サイドDPでは、上下面で溶接部が非対称となっているため、大きな面外変形が発生することが判明した。そこで、溶接部が少ない面に捨て溶接を行うことで、面外変形を抑えられることがわかった。これまでに実施した試作試験及び以上の成果から、原子力機構は2008年11月にITER-TFコイルの調達取決めに調印し、調達に着手した。

報告書

Analytical study of cover plate welding deformation of the radial plate of the ITER toroidal field coil

大森 順次; 小泉 徳潔; 清水 辰也; 奥野 清; 長谷川 満*

JAEA-Technology 2009-046, 60 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-046.pdf:9.67MB

ITERのトロイダル磁場(TF)コイルの巻線では、ラジアルプレート(RP)と呼ばれる構造物に、導体を埋め込む構造を採用している。RPに導体を収めた後、カバープレート(CP)をRPに溶接する。RPの大きさは、高さ15m,幅9mであるのに対して、その製作公差は平面度で2mm,面内変形で約2.5mmと極めて厳しいため、CP溶接によるRPの変形を極力小さくする必要がある。そこで、この溶接変形を予測するため、長さ1mのモックアップを製作し、溶接変形を測定し、この測定結果から固有ひずみを求め、実機の溶接変形を解析した。その結果、CPの溶接深さをコイルのインボード側で2.5mm,アウトボード側で1mmとすることで、RPの変形を許容値内にできることがわかった。加えてTFコイルと巻き線の製作性を改善し、さらに溶接変形量を低減できる代替構造を検討し、これに対し解析を実施して、溶接変形をさらに低減できることを示した。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Demonstration of JK2LB jacket fabrication for ITER central solenoid

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏*; 堤 史明*; 関 秀一*; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 溝口 満*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.787 - 790, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.07(Engineering, Electrical & Electronic)

原研では、国際熱核融合実験炉(ITER)の活動の一環として、中心ソレノイド(CS)のジャケットの試作作業を進めている。ITER CSの導体は、外形51.4mm角,内径35.1mmの穴を持つ矩形ジャケットを使用する。ジャケットは、4Kで耐力1000MPa以上,破壊靭性値KIC(J)130MPa$$sqrt{m}$$以上が要求される。ジャケット材料には、原研が開発したJK2LB鋼(0.03C-22Mn-13Cr-9Ni-1Mo-0.2N-B)を使用する。素材の製作として、3ton溶解炉及びElectroslag Remelting(ESR)工程を経て、直径170mmのJK2LB鍛造ビレットを1.6ton製作し、良好な熱間加工特性及び量産が可能であることを確認した。ジャケットは外形及び内径精度が+/-0.2mm、穴の偏芯率10%以下、ジャケット単長は最低5mを達成する必要がある。試作した鍛造ビレットから、熱間押し出し及び冷間引抜によりジャケットを試作し、寸法精度を確認した。その結果、外形及び内径の変動は0.2mm以下、偏芯率は5%以下、ジャケットの単長は7mであることを確認した。以上の結果より、ITER CSジャケットの製作に必要な技術を確立できた。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:43.27(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.41(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.33(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:24.14(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Design of the CS insert coil

杉本 誠; 寺澤 充水*; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 西 正孝; 高橋 良和; 安藤 俊就; 辻 博史; et al.

IEEE Transactions on Magnetics, 32(4), p.2328 - 2331, 1996/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.26(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER工学設計段階(EDA)において、CSモデルコイル計画が遂行されている。CSモデル・コイルは4つの部材から構成されている。内層モジュール、外層モジュール、インサート・コイル、支持構造物である。このうちインサート・コイルの設計について報告する。CSインサート・コイルの内径は1.6mであり、巻線高さは1.7mである。CSインサート・コイルは、CSモデル・コイルの内側に設置して試験される。導体はCSコイル実機とまったく同じものを用いている。試験は磁束密度/3Tで行われ、導体の性能が評価できる。

論文

Recovery of hydrogen isotopes and impurity mixture by cryogenic molecular sieve bed for GDC gas cleanup

榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二; 田中 健一*; 植竹 満*; 西川 正史*

Fusion Technology, 28(3), p.591 - 596, 1995/10

ITERではグロー放電洗浄ガラスからのトリチウム回収プロセスとして低温モレキュラーシーブ吸着塔を有力候補としている。本研究では、ベンチスケール実験により、実ガス条件を模擬したガスの吸着特性について、実験データを得、低温吸着塔のH$$_{2}$$HTガスと不純物メタンの混合ガスの吸着特性を明らかにしたものである。実験結果によると、H$$_{2}$$,HT等水素同位体ガスはメタンに先行して吸着が進行し、遅れて吸着したメタンは先行して吸着している水素同位体ガスを追い出し吸着する。これらの過程は、ラングミュア式の多成分系等温式とボハートアダムスの吸着速度式を用いてモデル化され、よく実験結果を再現計算することができた。メタン濃度が100ppmレベルまで低濃度であれば、水素同位体の低温モレキュラーシーブ塔への吸着ダイナミックスは影響を受けず、トリチウムの回収除去性能は、純成分の場合に比べて劣らない。

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