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大矢 恭久; 洲 亘; 大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 酒井 拓彦*; 田所 孝広*; 小林 和容; 鈴木 卓美; 西 正孝
Journal of Nuclear Materials, 290-293, p.469 - 472, 2001/03
被引用回数：6 パーセンタイル：42.99(Materials Science, Multidisciplinary)D-T核融合炉を運転するとトリチウムがCFCタイルやほかの構造材中に滞留する。トリチウム水を生成しないでトリチウムを除染する方法を開発するために紫外線を用いた実験を行った。タングステン、CFC上に共堆積層を模擬した膜を作成し、これに紫外線を照射し放出するガスを質量分析計を用いて調べた。その結果、紫外線を照射することにより多量の水素、炭素、炭化水素が放出されることを確認した。またFT-IRを用いて試料を分析し、結晶性グラファイト構造とアモルファスカーボン構造が試料上に生成されていることを確認し、紫外線を照射することによりC-H結合が切断されていく様子が明らかとなった。これらのことから紫外線を用いたトリチウム除染が有効であることを示した。
林 巧; 大平 茂; 中村 博文; 田所 孝広*; 舒 衛民; 酒井 拓彦*; 磯部 兼嗣; 西 正孝
Proceedings of Hydrogen Recycle at Plasma Facing Materials, p.213 - 221, 2000/00
原研TPLでは、プラズマ対向機器におけるトリチウムの透過、滞留、放出量を評価するため、対向材料(ベリリウム(Be), タングステン(W), 炭素材料(CFC))中のトリチウム挙動に関するデータを、イオン駆動透過法(IDP), 及びイオン/プラズマ/原子照射後の昇温脱離法(TDS)やオートラジオグラフ法により蓄積しており、本報では近況をまとめる。Be, Wでは、IDPやTDSの結果から、それぞれ約900
,1500で試料を焼き鈍し処理することで内部転移が消え、透過は早くなり、滞留量はWで1/5程度に下がることがわかった。また、IDPの律束は、Beでは表面酸化物層の影響が大きく両側表面の再結合過程に、Wでは両側への拡散過程に支配されていることがわかった。CFC材はCX2002Uを用い、トリチウム滞留量がフルエンスの1/2乗(
324)~1/3乗(674)に比例し、空気プラズマ照射により1/10に低減できることを見いだした。
玉置 哲男*; 酒井 拓彦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男; 高橋 亮一*
Nuclear Technology, 99(1), p.58 - 69, 1992/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)遅発中性子(DN)法燃料破損検出(FFD)系の計数率信号の処理により破損検出感度を向上させる技術の開発を目標に、東芝教育訓練用原子炉TTR-1に設置された炉内核分裂生成物挙動試験ループFPI-IIにおいてDN系計数率変動の測定解析を実施した。殊に、計数率雑音と他の運転パラメータの変動との相関に注目し、その雑音源を明らかにする目的で多変量自己回帰(AR)モデルを用いた時系列解析を行った。その結果、定状的な燃料破損状態で生じる計数率変動の周波数特性は白色であること、その振幅は高流量、高温になるほど増大すること、低温時には配管等の構造材表面へのFP沈着効果のために系統温度の変動が計数率変動の大きな要因となること、が示された。
酒井 拓彦*; 遠藤 寛*; 宮地 延吉*
PNC TJ2164 86-013, 452 Pages, 1986/03
破損燃料から核分裂生成物(FP)が放出される場合を想定し、液体金属高速増殖炉(LMFBR)の一次冷却系内におけるFP挙動を明らかにするため、炉内核分裂生成物挙動試験ループ(FPL-II)を用いた33回の照射試験、ループ解体部材に対する照射後試験、および装荷燃料の照射後試験が実施された。本報告書は、これ等の試験結果に基づき、下記の項目に関する総合的な評価を実施した結果についてまとめたものである。(i)ループ配管に対する
線分布解析に基づく不揮発性、および揮発性FPの沈着特性、(ii)ナトリウム中ステンレススチール表面におけるFPの微視的な沈着メカニズム、(iii)遅発中性子の測定、および装荷燃料の照射後試験に基づく燃料表面粗さ因子(k-factor)、(iv)実機線源評価上の問題点の検討。遅延配管に対する線分布解析の結果、不揮発性、および揮発性FPの沈着特性に関し下記の結論が得られた。(1)流動冷却材中の不揮発性、および揮発性FP核種は冷却材の乱流領域から層流領域を介して拡散過程により構造材表面に接近する。(2)構造材表面に接近したFP核種は化学種に応じて異なる沈着挙動を示すが、その特性は表の如くまとめられる。(3)スティッキング係数あるいは分配係数が不揮発性FP(Sr,Y,Zr,Mo,Nb,Ba,La,Ce,Ru)、揮発性FP(Cs,Br,Sb,Te,I)、および希ガスFP(Xe,Kr)について得られ、これ等はSAFFIRE-79コードなどChilton-Colburnの物質移動モデルを用いた実機評価コードに直接適用することができる。
酒井 拓彦*; 住吉 重夫*; 玉置 哲男*; 遠藤 寛*; 宮地 延吉*
PNC TJ201 85-04, 315 Pages, 1985/02
FBRで破損燃料から放出される核分裂生成物(FP)の一次冷却系内における挙動を調べるために,昭和57年9月より昭和59年4月まで,炉内核分裂生成物挙動試験ループ(FPL-2)を用いて33回の照射試験を実施した。今年度は長半減期FP及び放射性腐食生成物(CP)のループ内沈着挙動を明らかにすることを目的として,FPL-2を解体し,ループから試験片を切り出して解体検査を実施した。また,これまで実施してきた照射試験結果を用いて,短半減期不揮発生FPに対する沈着挙動解析を実施した。更に,破損燃料に対する検出条件と検出方法に関する基礎的な知見を得ることを目的として,FPL-2装荷燃料に対するkfactorの評価,及び遅発中性子(DN)係数率に対する雑音信号の測定と解析を実施した。 解体検査では,試験片を線測定してFPおよびCPのループ内分布を求めた。95Zr, 95Nb, 103Ru, 106Rh, 137Cs, 141Ce, 144Ce等の長半減期FPの線ピークがループの全ての場所で検出された。 Zr,Nb,RuおよびCeはループに沿って沈着量が減少する下流効果を示した。Ceは,ナトリウム弁およびコールドトラップで他の部分より高い沈着挙動を示した。CPについては,Mnが電磁ポンプ部で検出されたが,60Coは検出されなかった。またウランのループ内沈着分布を,放射化分析法により求めた。その結果,ウランの沈着も下流効果を示した。
酒井 拓彦*; 原世 悦*; 宮地 延吉*; 三塚 哲正*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 1074 Pages,
None
