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論文

Recovery of tritium by cryogenic molecular sieve bed in breeding blanket interface condition

榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二; 西川 正史*; 田中 健一*

Fusion Technology, 26(3), p.664 - 667, 1994/11

増殖ブランケットからトリチウム回収を行うためには、ブランケットパージガス中に含まれる1000ppmH$$_{2}$$と10ppmHTをHeより分離しなければならない。このヘリウム分離プロセスとして液体窒素温度の低温吸着方式が有望とされている。本報告では、実際にトリチウムを用いた実ガス条件で、低温吸着塔の操作特性について実験データを得た。得られた実験結果より、HT/H$$_{2}$$の分離係数は約2であり、吸着速度としては物質移動係数1.5cm/sに相当することが明らかとなった。また実験データの解析を行う過程で開発した計算プログラムの妥当性が確認された。本報告の成果により、増殖ブランケットトリチウム回収系での低温モレキュラーシーブ塔の設計及び運転性能予測が可能となった。

論文

Tritium production-rate measurement techniques developed at FNS/JAERI

前川 洋; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 津田 孝一; 山口 誠也*

Fusion Technology, 26, p.1086 - 1091, 1994/11

D-T核融合炉の開発において、トリチウムの再生産を実証する必要がある。従って、核融合中性子工学においてトリチウム生成率は最も重要な測定項目である。原研・FNSでは、以下の5つの測定技術を開発した。(1)オンライン法、1対のLiガラスシンチレータによる方法,(2)オンライン法、小型球型NE213検出器による方法,(3)オフライン法、Li$$_{2}$$Oペレットによる液体シンチレータ法,(4)オフライン法、Li$$_{2}$$O板/ブロックによる液体シンチレータ法(領域測定法),(5)オフライン法、LiFのTLDによる自己照射法,本論文では上記手法の概要及び適応範囲等について述べる。

論文

Spectrum weighting function method for in-situ fast neutron and gamma-ray response measurements in fusion integral experiments with an NE213 scintillation detector

大山 幸夫; 関山 和徳*; 前川 洋

Fusion Technology, 26, p.1098 - 1102, 1994/11

小型のNE213液体シンチレーション検出器を用いたスペクトル荷重関数法を実験体系内での積分中性子束、$$^{7}$$Liのトリチウム生成率及びガンマ線発熱率の測定に応用した。NE213は中性子とガンマ線の弁別が可能であるため、各々に対応した核特性パラメータを求めることができる。この方法は検出器の応答関数から求めたい核特性パラメータへの応答関数へ変換を行うスペクトル荷重関数を積分方程式を解くことで求め、測定された波高分布データの荷重和をとることで簡単かつ迅速にデータ処理を行うことができる。また、結果の統計的安定性もよく、核特性パラメータの応答関数(例えば$$^{7}$$Li(n,n'$$alpha$$)$$^{3}$$T断面積)の精度が充分良ければ、検出器の精度によって実験誤差は支配される。この方法は、直接測定できる検出器のない場合や、ガンマ線の例のように小型検出器で通常のスペクトルアンフォールディング法が適用できない場合などに特に有効である。

論文

Recent results and future prospects on the JT-60U tokamak

吉田 英俊; JT-60チーム

Fusion Technology, 26, p.406 - 417, 1994/11

JT-60Uの最近の実験結果、特に飛躍的な閉じ込め改善により世界最高値の核融合三重積を達成した高効率・高プラズマ圧力放電に係わる閉じ込め研究の進展、世界最高のプラズマ電流を流した低域混成波電流駆動や中性粒子入射(NBI)による電流駆動、プラズマの圧力勾配によって流れる自発電流駆動に係わる定常化研究の進展、これら高温プラズマの定常運転に際し課題となるダイバータ板への熱負荷軽減やDT反応で生じるHe灰(熱化$$alpha$$粒子)の排気等に係わる粒子・熱制御研究の進展についてまとめた。併せて定常化研究を推進する上で重要な平成7年度完成予定の負NBI装置、粒子・熱制御効率を高めるクローズドダイバータ化計画、定常核融合実現に向けて物理上及び工学上の基礎を蓄積し確立することを目的としたJT-60スーパーアップグレード化計画についても言及した。

論文

Improvements in ZrCo based tritium storage media

小西 哲之; 長崎 正雅; 林 巧; 奥野 健二

Fusion Technology, 26(3), p.668 - 672, 1994/11

金属間化合物ZrCoはウランの代替物質としてトリチウムの回収,貯蔵,供給に広く使われつつあるが、時として加熱再生しても水素が残留し、吸蔵容量が減少する現象が発生する。X線分析の結果、これは比較的高温,高水素圧下でZrCoH$$_{x}$$がZrH$$_{2}$$とZrCo$$_{2}$$相を生ずる不均化反応と判明した。この過程は可逆で、不均化した物質は高温真空排気によりほぼ完全にZrCoに戻る。不均化は400度以下では極めて遅いためZrCo基の、より水素平衡圧の高い物質が合成できればこの問題を回避できる。HfCoはZrCoと同一の結晶構造、近い格子定数を持ちZrCoと固溶体を作ることが期待される一方、水素に対しては数桁高い平衡圧を示す。Hf,Zr,Coの混合溶解で生成した物質はX線分析の結果単一相を示し、その水素平衡圧の温度変化はHfCo含有量によりほぼ平行移動する。この結果は任意の水素平衡圧を持つ貯蔵材料を合成できる見通しを示唆する。

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