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論文

JT-60SA用ダイバータターゲットの製作

山田 弘一*; 櫻井 真治; 中村 誠俊

FAPIG, (187), p.28 - 31, 2014/02

核融合エネルギーの早期実現に向けて日欧協力で「幅広いアプローチ(BA)活動」が実施されており、その中で核融合エネルギーの早期実現を目指した研究開発のために日本原子力研究開発機構でJT-60SAの建設が進められている。JT-60では、高加熱プラズマの維持時間が制限されていたため、真空容器下部に設置されるダイバータターゲットは炭素タイル(C/C材)のネジ止め構造の慣性冷却であったが、改造後のJT-60SAでは100秒間の高熱負荷環境に耐えるためモノブロック構造受熱タイルを冷却管に冶金的接合した強制冷却ダイバータが適用される。しかしながら、受熱タイルと冷却管とでは適用される材料の線膨張率が異なり、その材料接合部間で欠陥が生じやすく、その欠陥が断熱箇所となり所定の除熱性能を得ることが難しい。そのため、当該機器製作では、受熱タイル構造の改善を行うことで対応した。本稿では、高い除熱性能を満足させるダイバータターゲット製作での実施内容について報告を行う。

報告書

地層処分を対象としたグラウト材料の開発,2

川口 昌尚; 中西 達郎; 岸 裕和; 延藤 遵*; 山田 勉*; 藤田 朝雄; 畑中 耕一郎

JAEA-Data/Code 2012-007, 250 Pages, 2012/11

JAEA-Data-Code-2012-007.pdf:20.55MB

地層処分で使用される支保工やグラウトにはセメント系材料を用いることが考えられるため、長期的に岩盤の変質を引き起こし、地層処分システムの長期性能に影響を及ぼす可能性が指摘されている。さらに、地層処分施設の操業にあたっては、湧水量が厳しく制限されることが想定されることから、微細な亀裂に対しても注入可能なグラウト材料の開発が必要となってくる。このため、平成19年度より、既存のグラウト材料と同等以上の施工性・止水性を有し、岩盤への影響を最小限に抑える低アルカリ性(pH$$leqq$$11)のグラウト材料の開発に取り組んでいる。ここでは、平成21年度に取りまとめを行ったJAEA-Data/Code 2010-005の続編として、それ以後のグラウト材料に関する室内試験結果を取りまとめデータ集として報告するものである。

論文

Relationship between hypocentral distribution and geological structure in the Horonobe area, northern Hokkaido, Japan

常盤 哲也; 浅森 浩一; 平賀 正人*; 山田 治; 森谷 祐一*; 堀田 光*; 北村 至*; 横田 秀晴

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.117 - 122, 2010/10

地質環境の長期安定性を考えるうえで、地震・断層活動の特性を理解することが重要である。幌延地域は、北海道北部において地殻変動が活発な地域の一つと考えられている。そこで本研究では、北海道北部幌延地域における震源分布と地質構造の関係について検討を行った。震源分布の推定にあたっては、マルチプレット・クラスタリング解析手法を用いた。地震データは、2003年9月1日から2007年9月30日に観測された421イベントのデータを用いた。一方、地質構造は、反射法地震探査結果を用いたバランス断面図をもとに、三次元地質構造モデルを構築した。両者を比較した結果、深度の違いはあるが、震源は西から東に向かって深くなっていく分布や北北西-南南東方向に分布する傾向は、断層などの地質構造の形態の傾向と似通っていることがわかった。このことから、震源分布と地質構造とは相関関係があり、両者を比較することで、活動域の特定に関して有益な情報を得ることができると考えられる。

論文

地層処分におけるグラウト技術の高度化開発,4; 超微粒子球状シリカグラウトの配合選定試験

山田 勉*; 関根 一郎*; 関口 高志*; 石田 秀朗*; 岸 裕和; 福岡 奈緒美

土木学会平成22年度全国大会第65回年次学術講演会講演概要集(DVD-ROM), p.89 - 90, 2010/09

高レベル放射性廃棄物の地層処分における地下坑道への湧水抑制対策として、岩盤亀裂を対象にグラウト注入が検討されている。そのグラウト材料として、低アルカリ性セメント系グラウト材料の開発、溶液型グラウト材料の適用性検討が進められている。しかしながら、地下深部の高水圧環境において許容湧水量が厳しく制限されることなどを考慮すると、期待する止水効果が得られない可能性がある。そのため、セメント系と溶液型双方の弱点を補う性能が期待される代替材料として、超微粒子球状シリカグラウトを開発した。本稿では各種試験及び推奨配合の選定を行い、推奨配合として、SFCa/B=40.9%, W/B=201%, SP/B=5.5%を選定した。この配合は浸透性に優れるばかりでなく、分散性のよいスラリーで供給されるため、超微粒子粉体を取り扱ううえでのさまざまな課題についても改善されている。

論文

Development of superfine spherical silica grout as an alternative grouting material for the geological disposal of long-lived radioactive waste

内藤 守正; 岸 裕和; 福岡 奈緒美; 山田 勉*; 石田 秀朗*

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05

放射性廃棄物の地層処分に向けた湧水対策として開発しているグラウト技術開発において、セメント系材料に代わる代替材料として超微粒子球状シリカグラウト材を開発している。この材料は、セメント系材料に比べて1桁以上も粒径サイズの分布が小さいという利点(最大で1ミクロン以下)を活かし、セメント系では対応できない微細な亀裂への充填が期待できるとともに、地層処分で要求される低アルカリ性も確保することも可能である。本件は、地層処分での実用的な観点から種々の室内試験を行い、既に開発されているセメント系材料の特性との比較検討から、その有効性について考察を行い今後の課題等と併せて提示を行った。

論文

Determinations of plutonium and curium in the insoluble materials of spent fuel dissolver solutions at the Tokai Reprocessing Plant

岡野 正紀; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 綿引 優; 檜山 敏明

Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07

東海再処理施設において、使用済燃料の溶解工程で生成する不溶解物質は、溶解液への同伴を防ぐため、パルスフィルターで除去される。不溶解物質を保持した使用済みのパルスフィルターは、高放射性固体廃棄物として処分されるが、パルスフィルターに捕集された不溶解物質中のPuを定量することは、より正確な計量管理を実行するうえで重要である。現在、燃料の被覆管(ハル)及びガラス固化体中のPuの定量には、Cmから生ずる中性子線を計測し、サンプルの測定データ及び燃焼計算コードから求めたPuとCmの比(Pu/Cm比)から、間接的にPu量を評価する非破壊分析法が適用されており、パルスフィルター中のPu量測定にも同様の手法が検討されている。本研究では、中性子線測定による使用済みパルスフィルター中のPu定量手法の確立に必要な分析データを取得するため、使用済燃料溶解液中に含まれる不溶解物質を対象とし、硫酸水素アンモニウム融解法により不溶解物質を溶解した後、Puを固相抽出法により分離、Cmを溶媒抽出法により精製し、$$alpha$$スペクトロメトリによる定量を試みた。この結果、不溶解物質中のPu量とCm量は、それぞれ、数$$sim$$数十mg/g, 数十$$sim$$数百ng/gオーダーであった。

論文

Momentum-resolved charge excitations in high-$$T$$$$_{rm c}$$ cuprates studied by resonant inelastic X-ray scattering

石井 賢司; Hoesch, M.*; 稲見 俊哉; 葛下 かおり*; 大和田 謙二; 坪田 雅己; 村上 洋一; 水木 純一郎; 遠藤 康夫; 筒井 健二*; et al.

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 69(12), p.3118 - 3124, 2008/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:19.29(Chemistry, Multidisciplinary)

Resonant inelastic X-ray scattering (RIXS) in the hard X-ray regime is a new spectroscopic technique to measure electronic excitations utilizing brilliant synchrotron radiation. It has the great advantage that the momentum dependence can be measured unlike conventional optical methods. As inelastic neutron scattering gives spin or lattice dynamics, inelastic X-ray scattering can be a tool to measure charge dynamics in solids through the coupling of photon to the charge of the electron. Here, I would like to present our RIXS studies on high-$$T_c$$ cuprates and related materials which were performed in close collaboration with theorists. In doped Mott insulators, an interband excitation across the Mott gap and an intraband excitation below the gap are observed in the low energy region of RIXS spectra. Momentum and carrier-doping dependence of the excitations will be discussed.

論文

Development of advanced tritium breeders and neutron multipliers for DEMO solid breeder blankets

土谷 邦彦; 星野 毅; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 宗像 健三*; 加藤 茂*; 内田 宗範*; et al.

Nuclear Fusion, 47(9), p.1300 - 1306, 2007/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:57.13(Physics, Fluids & Plasmas)

原型炉用増殖ブランケット開発の一環として、「高温・高照射環境に耐えうる先進トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料」の開発における最近の成果を本論文にまとめた。トリチウム増殖材料については、少量(約1mol%)の酸化物(CaO等)を添加したチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)に着目し、1000$$^{circ}$$Cまでの結晶粒成長の抑制が可能であること、熱伝導が無添加Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$と同程度であること、水素によるTiの還元を抑制が可能であること等が明らかになった。中性子増倍材料については、Be-Ti合金に着目し、1000$$^{circ}$$Cにおける比強度が約200MPaと高いこと、第1候補材料であるベリリウムに比べて、F82H鋼との両立性が良いこと、乾燥空気中1000$$^{circ}$$Cにおいても高い耐酸化特性を有していること、1%の水蒸気を含んだアルゴンガス雰囲気中における水素生成速度が1/1000以下になること、水素同位体のインベントリーが非常に小さいこと等を明らかにした。これらの知見により、少量の酸化物を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,ベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti等)を含んだベリリウム合金の良好な特性が明らかになり、原型炉用増殖ブランケットの開発に明るい見通しを得た。

論文

Development of advanced tritium breeders and neutron multipliers for DEMO solid breeder blankets

土谷 邦彦; 星野 毅; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 宗像 健三*; 加藤 茂*; 内田 宗範*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

原型炉用増殖ブランケットに必要な「高温・高照射環境に耐えうる先進トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料」の開発を全日本規模の産学官連携のもとで実施した。それらの開発に関する最近の成果について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に酸化物を添加した材料の開発を行い、少量(約1mol%)の酸化物(CaO等)を添加することで、水素を添加したスイープガス中でもTiの還元を抑制することができる材料の開発に成功した。中性子増倍材料に関しては、ベリリウム金属間化合物であるBe$$_{12}$$Tiに着目し、各種特性を定量的に評価し、比強度が高いこと、高い耐酸化特性を有していること、1%の水蒸気を含んだアルゴンガス雰囲気中における水素生成速度が1/1000以下になることなどを明らかにした。以上の知見により、原型炉用増殖ブランケットの開発に明るい見通しを得た。

論文

Mechanical properties of weldments using irradiated stainless steel welded by the laser method for ITER blanket replacement

山田 弘一*; 河村 弘; 長尾 美春; 高田 文樹; 河野 渉*

Journal of Nuclear Materials, 355(1-3), p.119 - 123, 2006/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.6(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERの冷却配管材料候補材であるSU316LN-IGを用いて、照射材と未照射材のレーザ溶接による接合材の曲げ特性を調べた。材料は曲げは未照射材を使用している接合材では未照射材部で発生し、照射材同志の接合材では溶融金属部及び熱影響部で発生する。しかしながら、曲げ発生か所が異なっても、溶接材の曲げ特性はほぼ同じような特性を示す。また、照射材と未照射材の組合せパターンや、溶接時の入熱方向と曲げ負荷方向の関係によって、曲げ特性が変化しないことが確認された。

論文

レーザー溶接法を用いたITERブランケット補修のための照射材接合試験

山田 弘一*; 土谷 邦彦

FAPIG, (173), p.16 - 20, 2006/07

国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の中で、炉内機器の一つである遮蔽ブランケットを補修・交換する際、ブランケット背面から伸びる冷却配管は溶接により既設の冷却配管と接続する必要がある。しかしながら、本体側冷却配管であるステンレス鋼は中性子により照射されているため、照射済ステンレス鋼と未照射ステンレス鋼を接合することになる。本稿では、レーザー溶接法を用いた照射済ステンレス鋼の接合に関する試験結果についてまとめた。本試験により、ITERの照射条件まで中性子照射したSUS316LN-IG材のレーザー溶接法による接合が可能であり、材料中に核変換で生成したヘリウムが約3appmであっても有意な接合試料の特性低下を引き起こさないことがわかった。

論文

Neutron irradiation effect on mechanical properties of SS/SS HIP joint materials for ITER shielding blankets

山田 弘一*; 佐藤 聡; 毛利 憲介*; 長尾 美春; 高田 文樹; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.631 - 637, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

ITER遮蔽ブランケット製作のためのステンレス鋼同士のHIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を明らかにした。その結果、ITER日本チーム提唱のHIP条件は、ステンレス鋼同士のHIP接合材が中性子照射をうける場合でも、ステンレス鋼母材相当の強度を有するHIP接合材を製作できることを明らかにした。また、HIP接合面における表面粗さRmaxが1$$mu$$mから30$$mu$$mまでならば、ステンレス鋼同士の接合体の機械的特性に変化は無いことから、遮蔽ブランケット製作の際に、接合表面加工工程の簡素化により、製作コスト低減の可能性を見いだすことができた。

報告書

Neutron irradiation test of copper alloy/stainless steel joint materials

山田 弘一; 河村 弘

JAEA-Technology 2005-001, 28 Pages, 2006/01

JAEA-Technology-2005-001.pdf:5.1MB

国際熱核融合実験炉(ITER)における冷却配管のための銅合金とステンレス鋼の接合方法に関する研究として、銅合金にアルミナ分散強化銅(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$含有率:0.5wt%(CuAl-25))及びCuCrZrを選定し、ステンレス鋼(SUS316LN-IG)との各種接合方法による接合材を製作し、中性子照射効果の評価を行った。照射試験として、高速中性子照射量約2$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)及び照射温度約130$$^{circ}$$Cにて中性子照射を行った後、照射後試験として、引張試験,硬さ試験及び破面観察を行った。その結果、中性子照射により、いずれの接合材も脆化したが、接合による影響に起因する中性子照射効果は認められなかった。接合による影響としては、硬さ試験の結果から、鋳込み接合法及び摩擦圧接法では、接合による影響で接合界面近傍の銅合金の硬さの低下が確認された。しかしながら、中性子照射前後とも、引張強度は接合材,銅合金ともに同等の特性であった。一方、ロウ付け接合材は照射材,未照射材とも、接合により著しい引張強度の低下が見られた。以上のことから、鋳込み接合材及び摩擦圧接接合材については、本研究で用いた接合要領が、核融合炉における異種接合方法として適用できることを明らかにした。

論文

The Effect of neutron irradiation on mechanical properties of YAG laser weldments using previously irradiated material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.08(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。

論文

The Neutron irradiation effect on mechanical properties of HIP joint material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 佐藤 聡; 毛利 憲介*

Journal of Nuclear Materials, 335(1), p.33 - 38, 2004/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:50.96(Materials Science, Multidisciplinary)

分散強化銅(DSCu)とステンレス鋼はITER遮へいブランケットのヒートシンク材や構造材の候補材料であり、これらは高温静水圧(HIP)法により接合される。本研究では、照射損傷量が約1.5dpaの材料を用いて引張試験や衝撃試験を行い、HIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を調べた。引張試験の結果、HIP接合材の引張強度はDSCu母材の引張強度と同等であり、中性子照射後も同様の特性を示した。一方、接合界面における主要元素の拡散による影響で、HIP接合材の衝撃特性はDSCu材の衝撃特性より小さかった。衝撃特性の低下は、中性子照射効果の影響より、接合による影響のほうが大きかった。

論文

In-situ tritium recovery behavior from Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble bed under neutron pulse operation

土谷 邦彦; 菊川 明広*; 星野 毅; 中道 勝; 山田 弘一*; 八巻 大樹; 榎枝 幹男; 石塚 悦男; 河村 弘; 伊藤 治彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1248 - 1251, 2004/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:58.07(Materials Science, Multidisciplinary)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、核融合炉ブランケットで用いるトリチウム増殖材料の有望な候補材の1つである。大小2種類(直径2mm及び0.3mm)のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球を混合充填した充填体を中性子パルス運転が模擬できる照射試験体に装荷し、中性子吸収体を回転させた後一定出力とした時と、中性子吸収体を一定間隔でパルス運転した時のトリチウム生成回収特性を調べるための照射試験をJMTRを用いて行った。その結果、R/G(トリチウム回収率との生成率の比)はパルス運転に伴って、波を描きながら増加したが、マクロ的なトリチウム生成回収挙動は一定出力運転させたものと時定数がほとんど変わらないことがわかった。この原因は、トリチウム回収速度の時定数がパルスの周期より十分長いためで、パルス運転の影響はほとんどないことに起因しているものと考えられる。

報告書

核融合炉ブランケット材料のための照射後試験施設に関する検討

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 圷 陽一; 本木 良蔵; 渡辺 渡; 平田 省吾*

JAERI-Tech 2004-036, 138 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-036.pdf:4.07MB

本報告書は、核融合炉ブランケット材料の照射後特性試験施設を設置するにあたり、施設概念を明らかにし、施設整備の第一段階である材料試験を行うための「トリチウム増殖関連材料実験設備」を焦点にして検討を行ったものである。核融合炉ブランケット研究開発を進めるために、37TBq(1000Ci)規模のトリチウムと$$gamma$$線源を同時に有する試料の照射後試験を非密封で行える施設が必要である。そこで、本報告書では、合理的な照射後試験施設整備を進めるための検討の一環として、既存施設を有効利用して施設整備を行う場合を想定し、具体的に検討すべき項目やその内容についてのモデルケースをまとめた。具体的な既存施設としては、大洗研究所内に既存のRI利用開発棟施設を取り上げ、本施設への改造整備方法について検討を行った。

報告書

スイープガスライン閉止栓の開発

菊地 泰二; 山田 弘一*; 齋藤 隆; 中道 勝; 土谷 邦彦; 河村 弘

JAERI-Tech 2004-026, 28 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-026.pdf:2.06MB

トリチウム増殖材の照射試験は、照射試験後に内部のトリチウム増殖材を取り出し、各種照射後試験が実施される。照射試験体を切断する際には、トリチウム増殖材装荷部からはトリチウムガス再放出が考えられること、また、切断時にスイープガス配管内にカナル内の水が流れ込まないようにする必要があることなどから、スイープガス配管を閉止する必要がある。しかしながら、スイープガス配管の閉止に際しては、中性子照射の影響や非常に小さい装荷スペース及び高い密封性能に加えて、簡便な操作方法にする必要があること等の諸要求条件から、既存のバルブやプラグ等を用いることができない。そのため、上記条件に適合する閉止栓を検討する必要がある。本書では、照射試験体切断時にスイープガス配管を閉止するための閉止栓の開発及び実際の照射試験体切断における閉止栓の操作要領について報告する。

論文

Thermal cycling tests of 1st wall mock-ups with Beryllium/CuCrZr bonding

宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中道 勝*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.60 - 65, 2004/03

ITER遮蔽ブランケットの第一壁アーマ材料の候補であるベリリウム(Be)とヒートシンク材料の候補である銅合金(CuCrZr)を高温等法圧プレス(HIP)法で接合することが提案されている。本研究では、使用後のリサイクル性を向上させることを目的に開発された、中間層としてAlの箔とCrの蒸着層の複合層を用いたHIP接合体の熱サイクル特性を評価した。熱サイクル試験では、JMTRホットセル内の熱負荷試験装置(OHBIS)に試験体を装着して、電子ビームを照射し、試験体の表面温度,内部温度,外観及び接合部の変化を測定・観察することにした。表面熱負荷は5MW/cm$$^{2}$$、熱負荷時間は15秒として、最大1000サイクルまでの熱サイクルを与えた。その結果、開発された試験体は、1000サイクルまで良好に除熱性能を維持した。会議においては、実験結果の詳細及びHIP条件が熱サイクル特性に与える影響についても報告する。

論文

Preliminary neutronic estimation for demo blanket with beryllide

山田 弘一*; 長尾 美春; 河村 弘; 中尾 誠*; 内田 宗範*; 伊藤 治彦

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.269 - 273, 2003/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.42(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットの中性子増倍材として、ベリリウム金属(Be)を用いた場合と高温特性に優れたベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti, Be$$_{12}$$WまたはBe$$_{12}$$V)を用いた場合とで、中性子1あたりのトリチウム生成量で定義されるトリチウム増殖比(TBR)にどのような違いがあるかを、2次元輸送コードDOT3.5により計算したTBR値の比較により検討した。その結果、Be$$_{12}$$TiではTBR目標値である1.3に近いTBR(1.26)が得られ、またそれはBeを用いた場合のTBR(1.29)相当であることから、中性子増倍材として使用できることを明らかにした。併せて、充填方法について、トリチウム増殖材と中性子増倍材を混合充填した場合の方が両者を分離充填した場合よりTBRが大きくなることを明らかにした。

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