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論文

Preliminary assessment for dust contamination of ITER in-vessel transporter

齋藤 真貴子; 上野 健一; 丸山 孝仁; 村上 伸; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2352 - 2356, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

ITERプラズマ運転終了後、真空容器内には放射化ダストが堆積する。ブランケット遠隔保守装置(IVT)は、真空容器内に展開されブランケットの交換を行う。その後IVTはホットセル建屋(HCF)に戻り、IVT自身もメンテナンスが必要となる。その際、IVT表面に付着した放射化ダストによりメンテナンス作業員が被ばくすると想定される。本研究では、HCFでのメンテナンス作業中の被ばく量を評価するため、IVTのダスト汚染量の見積を行った。ITERではIVT汚染シナリオが想定されている。また、プラズマ運転終了後からIVTのメンテナンスが行われるまでの時間を345日と仮定している。これらのシナリオから、汚染源を無限平板と仮定して放射化ダストからの実効線量率を計算した。その結果、W-181とTa-182が支配的な核種であることがわかった。ダストがすべてW-181又はTa-182であると仮定すると、それぞれ実効線量率は400$$mu$$Sv/hと100$$mu$$Sv/hであった。また、ITERで決められている線量規制値と想定されている年間最大作業時間から、実効線量率制限値を算出し、これは4.18$$mu$$Sv/hという値であった。この値を満たすために、除染プロセスを仮定し、除染後の実効線量率を算出した。

論文

Metallurgical analysis of lithium test assembly operated for 1200 h

古川 智弘; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 山岡 信夫*; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 堀池 寛*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1674 - 1678, 2014/10

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

IFMIFの実現に向けた課題の一つに、リチウム機器のエロージョン・コロージョンがあげられる。大阪大学では、IFMIFターゲットの設計に資することを目的としたリチウム自由表面流に関する研究が実施され、そのテストアッセンブリは、300$$^{circ}$$Cの高流速リチウム環境下で1200時間使用された。このテストアッセンブリは、実証実験データとしてのエロージョン・コロージョン挙動を把握するうえで貴重であることから、金属組織観察を実施した。その結果、ノズル先端部において、高流速リチウム流の痕跡と考えられるわずかな凹凸が観察された。また、当該部に比較して流速比が0.1-0.4となるノズル入口部には、まだら模様が観察されるとともに数ミクロン深さの多数のき裂が観察された。詳細な分析により、これらの現象は、リチウムからの浸炭によるものと推察された。本研究により、IFMIF機器のエロージョン・コロージョンを防止するには、リチウム中に溶存する炭素のコントロールも必要であることが新たにわかった。

論文

Physical properties of F82H for fusion blanket design

廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:8.15(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:9.29(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Infrared thermography inspection for monoblock divertor target in JT-60SA

中村 誠俊; 櫻井 真治; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 逆井 章; 鶴 大悟

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1024 - 1028, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAのCFC(Carbon Fiber Composite)モノブロックダイバータターゲットは、10$$sim$$15MW/m$$^{2}$$の熱負荷を除熱する性能が要求される。製作時の熱処理で生じるCFCと冷却管の接合欠陥が除熱性能を低下するため、受入検査では、除熱性能の低いモノブロックターゲットをスクリーニングする必要がある。効率的に検査できる赤外画像検査の適用を検討した。赤外画像検査では、冷却管に95$$^{circ}$$Cの温水を通水し、定常状態となってから、5$$^{circ}$$Cの冷水を通水して生じるモノブロック表面の温度過渡応答を赤外線カメラで計測する。基準モノブロックと検査モノブロックの90$$^{circ}$$Cから60$$^{circ}$$Cの冷却時間の比較から、除熱性能を評価する。赤外画像検査及び、電子ビームによる熱負荷検査の結果と有限要素法解析からスクリーニング基準を作成した。具体的には、人工的な接合欠陥を加工したターゲットの検査結果を基に、大きさと位置が異なる多種の接合欠陥をモデル化した解析結果からスクリーニング基準を作成した。その結果を報告する。

論文

Investigation on degradation mechanism of ion exchange membrane immersed in highly concentrated tritiated water under the Broader Approach activities

岩井 保則; 佐藤 克美; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1534 - 1538, 2014/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

デュポン社のナフィオンに代表されるイオン電解質膜はトリチウム水処理システムの電解セルに使用する重要な物質である。本研究ではイオン電解質膜であるナフィオンN117CS膜につき1.38$$times$$10$$^{12}$$Bq/kgの高濃度トリチウム水に室温にて最長二年間浸漬させ、トリチウムベータ線による膜の劣化を観察した。高濃度トリチウム水に浸漬させた後のナフィオン膜はイオン伝導度が変化した。またラジカル反応により本来透明である膜が黄化する現象が見られた。FT-IR分析の結果、高濃度トリチウム水に浸漬させた後のナフィオン膜内に疎水性の可動性グループの形成が見られた。疎水性グループの形成により伝導度がトリチウム水浸漬後に変化したものと判断される。$$^{19}$$F NMR分析による高濃度トリチウム水に浸漬させた後のナフィオン膜の構造変化は同じ線量の$$gamma$$線照射したものと同様であった。この結果はナフィオン膜フッ素構造の放射線による劣化において、トリチウムベータ線による劣化機構の特異性はないことを示している。

論文

Penetration of tritiated water vapor through hydrophobic paints for concrete materials

枝尾 祐希; 河村 繕範; 山西 敏彦; 深田 智*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2062 - 2065, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

防水性塗料を介したコンクリート材へのトリチウムの浸透特性の把握を目的として、エポキシ樹脂塗料及びシリコン樹脂塗料のトリチウム透過挙動を調べた。2$$sim$$100Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水蒸気に曝された各塗膜へのトリチウム透過量を測定した。室温ではトリチウムのほとんどが水蒸気形HTOとして透過した。エポキシ塗料におけるトリチウム透過は拡散律速であることがわかり、シリコン塗膜においては拡散律速ではなく透過率は時間に対して直線的な増加傾向を示した。エポキシ塗料の有効拡散係数は1.0$$times$$10$$^{-13}$$$$sim$$1.8$$times$$10$$^{-13}$$m$$^{2}$$/sと得られたが、セメントペーストに塗布した状態よりも2$$sim$$3ケタほど大きいことが実験より分かった。したがって、エポキシ塗膜を介したセメント試料へのトリチウム透過過程においては、セメント-エポキシ界面の移動が支配的であることが示唆された。各種塗料を塗布した場合のトリチウム浸透透過挙動を理解するためには、コンクリート-塗料界面のトリチウム挙動の把握が重要である。

論文

Robot vision system R&D for ITER blanket remote-handling system

丸山 孝仁; 油谷 篤志; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2404 - 2408, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

For maintenance of ITER, a system to remotely handle the shield blanket modules is necessary because of high $$gamma$$-ray field. Blanket handling will be carried out by robotic devices such as power manipulators. The manipulator should have a non-contact sensing system to install and grasp a module, and the manipulator is required to be accurate within 5 mm in translational motion and 1 degree in rotational motion. The Robot Vision System (RV) was adopted as the non-contact sensing system. To satisfy the requirements, three widely used methods of RV were adopted: Stereo Vision, Visual Feedback and Visual Servoing. Stereo Vision is a RV method using two cameras. In Visual Feedback, the manipulator moves to the target position in many sequential steps. In Visual Servoing, the manipulator moves in order to fit the current picture with the target picture. Also, note that it is completely dark in the vacuum vessel and lighting is needed. Tests for grasping a module using those three methods were carried out and the measuring error of the RV system was studied. The results of these tests were that the accuracy of the manipulator's movements was within 1 mm and 0.3 degrees using RV. This satisfies the requirements; therefore, it is concluded that RV is suitable as the non-contact sensing system for the ITER BRHS.

論文

The Start-up and observation of the Li target in the EVEDA Li test loop

近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; Groeschel, F.*; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1688 - 1693, 2014/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の枠組みの中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下ELTLと略す)の試験が進められている。ELTLでは、IFMIFのリチウムターゲットの流動条件が模擬でき、実験的にリチウムターゲットの安定性が評価される計画である。本研究では、正圧(0.117MPa)及び低真空(373Pa)の圧力条件下で、流速20m/sまでのリチウムターゲットの流動を画像観察した。その際のリチウム温度は300$$^{circ}$$Cに設定した。観察対象としては、(1)デジタルスティルカメラの長時間露光による平均形状の観察、(2)高速度ビデオカメラによる時間変動現象の観察、の2種類を実施した。その結果、流路側壁部分から発生する波を除き、ターゲットの時間平均形状はほぼ平滑であることがわかった。その際、圧力による違いは観察されなかった。また、高速度カメラによる観察の結果、ターゲット表面には進行波が発生し、進行波の代表的な波長は流れ方向に変化していくことが明らかになった。これらの画像観察の結果をもとに、今後実施するターゲット厚み及び発生する波の光学計測の結果を評価する計画である。

論文

Gamma-ray dose analysis for ITER JA WCCB-TBM

佐藤 聡; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 落合 謙太郎; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.1984 - 1988, 2014/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではITERに設置し試験するための水冷却個体増殖材テストブランケットモジュール(WCCB-TBM)の開発を進めている。モンテカルロコードMCNP5.14, 放射化コードACT-4, 核融合評価済み核データライブラリーFENDL-2.1を用いて、このWCCB-TBMの核解析を行った。TBMのMCNP形状入力データは、CADデータをMCNP形状入力データへ変換するプログラムGEOMITを用いて、TBMのCADデータから作成した。この形状入力データに、TBM以外の遮蔽体, フレーム, フランジ, ポート, 生体遮蔽体, 真空容器, 冷却水配管, ヘリウムガス配管等の形状をマニュアルで追加し、最終的なMCNP形状入力データとした。運転停止後の崩壊$$gamma$$線による線量率を精度よく評価するために、運転中の中性子輸送計算と崩壊$$gamma$$線輸送計算を直接1回のMCNPで計算するプログラムD1S(Direct 1 Step) MCNPを用いた。ポートとTBMの間のギャップストリーミングを低減させる工夫をすることにより、運転停止1日後の生体遮蔽体背後の実効線量率は約0.2microSv/hで、緊急時アクセスの上限値10microSv/hより約2桁低く、運転停止12日後のフランジ背後の実効線量率は50-80microSv/hで、ハンズオンメンテナンスのための上限値の100microSv/hを下回ることがわかった。

論文

Trial examination of direct pebble fabrication for advanced tritium breeders by the emulsion method

星野 毅

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1431 - 1435, 2014/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:16.16(Nuclear Science & Technology)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現を図ることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球の製造試験を実施している。これまでの製造プロセスは、まず固相反応プロセスでリチウム(Li)やチタン(Ti)を含む原料よりリチウムセラミックス粉末を合成し、その粉末を液状化(スラリー化)してエマルジョン法により造粒するという「粉末合成」と「造粒」の2つのプロセスで構成されている。そこで、量産化に向けた最適化検討の一環として、まず無添加Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の粉末合成と造粒を同時に行い、プロセスの簡略化を図る検討を行った。その結果、直径約1.0mmのLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球をLiとTiの原料から直接造粒することに成功した。この直接造粒技術の成功は、先進トリチウム増殖材料の更なる量産化技術の確立に向けた大きな進展を示すものである。

論文

Evaluation of applicability of laser-based distance meter to measure Li-jet thickness for IFMIF/EVEDA project

金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1642 - 1647, 2014/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:18.68(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)で実施している液体リチウム(Li)ターゲットの開発では、厚さ25mmの流れの安定性評価が重要であるため、その厚みを0.1mmの精度で計測することが必要である。この精度を満たす有望な計測器として、レーザー入射光とその反射光との干渉効果を用いて距離を計測する手法の適用可能性を調べた。通常計測対象とする拡散体とは異なり、液体Li表面は鏡面体でかつ湾曲した面であるため、実測に基づく評価を実施した。実験は、厚み10mmのLi噴流を生成可能な大阪大学Liループにて、流速10$$sim$$15m/s、雰囲気圧力0.12MPa(Ar)、Li温度300$$^{circ}$$C、サンプリング周波数500kHzの条件で実施した。本計測器が適用可能か否かは、Li液面計測の精度結果から評価した。液面変位を正弦波と仮定した場合、流速10$$sim$$15m/sの条件ではサンプリング周期2$$mu$$sの間に液面の変位量は1$$mu$$mにも満たず平面と仮定できる。したがって計測精度は、2$$mu$$sごとの厚み変位量を統計処理して得たヒストグラムの標準偏差として定義した。実験の結果、精度は9$$mu$$mであり、本機器は高精度で液体Li表面の測定に適用可能だとわかった。

論文

Fabrication of beryllide pebble as advanced neutron multiplier

中道 勝; 金 宰煥

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1304 - 1308, 2014/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:12.31(Nuclear Science & Technology)

Beryllides are one of the most promising candidates as advanced materials. We suggested a new beryllide granulation process, which was combinational process with a plasma sintering method and a rotating electrode method (REM). The prototype pebbles were successfully fabricated by the REM using the plasma-sintered beryllide electrode. The beryllide electrode fabrication process was investigated in light of the mass production. From the optimization results, it was revealed that beryllide pebbles with the identical phase composition could be fabricated regardless of the difference of the phase compositions in the beryllide electrodes sintered for different temperature and time. Furthermore, the optimization result could lead to expectation of the time reduction because this result can reduce the time of electrode fabrication by 40%.

論文

Effect of plasma-sintering consolidation on the reactivity of beryllium

金 宰煥; 中道 勝

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1440 - 1443, 2014/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

Beryllide is a promising candidate as advanced neutron multiplier owing to higher stability and lower reactivity at high temperature. It was clarified in the previous studies on synthesis of beryllide that plasma sintering as non-conventional consolidation process could easily and rapidly synthesize the beryllide. In this study, to evaluate the effect of the plasma sintering consolidation of the material on fundamental property, the reactivity with oxygen at high temperature was examined using beryllium metals. The plasma-sintered beryllium was prepared for comparison of commercial grades of berylliums, that is, S65C and S65E, because it is well-known that the plasma sintering can facilitate to not only eliminate impurities but activate the powder surface due to applying a pulse current. The weight gain and optical surface observation result obviously clarified that the Be-PS and S65E exhibited the higher oxidation resistance than S65C which has larger grain size. Accordingly, it was obvious that the smaller grain size the beryllium has, the better oxidation resistance it has. In addition, the electron probe micro-analysis clearly proved that impurity was apt to be intensively located near grain boundary as an oxide type and the Be-PS contained less impurity than others. Therefore not only grain size but also impurity seems to have a close correlation on reactivity at the high temperature.

論文

Research and development status on fusion DEMO reactor design under the Broader Approach

飛田 健次; Federici, G.*; 岡野 邦彦

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.1870 - 1874, 2014/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:7.29(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ(BA)活動で実施中の原型炉設計の目標は、原型炉で想定可能な物理、工学及びシステム工学における設計課題または選択肢の検討・分析に取組み、この結果を踏まえて実現可能な原型炉概念を開発することである。この活動の一環で、日欧のシステム設計コードのベンチマークが行い、比較的保守的な設計パラメータに対しては両コードがよく一致することを確認した。現在、適用範囲を高ブートストラップ電流割合、高放射損失パワー領域に拡大するための改良を行っている。ダイバータの除熱は原型炉の特に重要な課題であり、デタッチメント、磁場配位の改良による熱負荷低減の研究が進行中である。遠隔保守は、高い稼働率を実現するため、セクター分割及びポートアクセスに関して様々な概念に対する比較検討中である。

論文

Development of remote pipe cutting tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2299 - 2303, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究及び原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断装置について述べる。ダイバータカセットを交換する際には、アウトボード側冷却水配管は真空容器内において、遠隔保守システムで切断及び再溶接を行う。切断対象の配管は配管外径:59.7mm、肉厚:2.8mm、材質:SUS316Lであり、空間的制限により配管の内側から切断を行う必要がある。切断はディスクカッター刃及び反力支持ローラを押し出す機構を備えた切断ヘッドを、カッター刃を押し出しながら回転させることにより行う。カッター刃の最大押し出し時の到達径を半径30.5mm(直径換算で$$phi$$61mm)としてヘッド製作及び切断試験を行い、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断が可能であることを示した。

論文

Stress envelope of silicon carbide composites at elevated temperatures

野澤 貴史; Kim, S.*; 小沢 和巳; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1723 - 1727, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

SiC/SiC複合材料は先進核融合DEMOブランケットの有力な候補材である。DEMO設計のため、SiC/SiC複合材料の高温強度安定性を特定する必要があり、さらに、独特な織物構造のため、強度異方性を明らかにする必要がある。そのため、本研究は、高温でのさまざまなモードの試験により機械的特性を評価し、設計のための応力包括線の特定を行った。本研究では、SiC/PyCの多層被覆界面を有する平織Tyranno-SA3繊維強化CVIマトリックス複合材料を評価した。引張,圧縮試験は高温用の微小試験片技術により行い、面内剪断試験は混合破壊モードが複合材に適用できるという仮定のもと、非主軸の引張試験により推定した。なお、すべての試験は真空下で行った。予備的評価の結果、比例限度応力と最大強度ともに1000度以下では有意な劣化が生じ得ないことを明らかにした。また、高温の圧縮,面内剪断データも同様に、総じて強度劣化は認められなかった。これらの結果より、設計のための高温での応力包括線を最終的に得た。

論文

Benchmark experiment on titanium with DT neutron at JAEA/FNS

太田 雅之; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2164 - 2168, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

チタンは、核融合炉のトリチウム増殖候補材であるチタン酸リチウムの主成分であり、精度の高い核データが求められている。しかし、チタンの核データベンチマーク実験例は少ない。そこで、JAEA/FNSのDT中性子を用いてチタンの積分実験を行った。実験体系は、45cm$$times$$45cm$$times$$40cmのチタンの周りを厚さ5から10cmの酸化リチウムで囲んだもので、体系内に設置したニオブ,アルミニウム,インジウム,金,タングステンの箔の放射化から、ドシメトリー反応の反応率を測定した。また、マイクロフィッションチェンバーを用いて、$$^{235}$$U及び$$^{238}$$Uの核分裂率を測定した。この実験をENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1, FENDL-2.1, JEFF-3.1.2, JENDL-3.3, JENDL-4.0, JENDL-4.0uの核データファイルを用いてモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP5-1.40で解析し、実験データとの比較からチタンの核データの妥当性を調べた。

論文

DT neutron irradiation experiment for evaluation of tritium recovery from WCCB blanket

落合 謙太郎; 河村 繕範; 星野 毅; 枝尾 祐希; 高倉 耕祐; 太田 雅之; 佐藤 聡; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1464 - 1468, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

原子力機構核融合中性子源FNSを用いて、核融合炉ブランケットに関するトリチウム回収実験を実施している。今回、水冷却セラミック増殖ブランケット模擬体系中に、候補増殖材であるチタン酸リチウムを70g設置し、照射を行った。水素ガスあるいは水蒸気を1%含むヘリウムガスを流し、チタン酸リチウムペブル中から放出されたトリチウムを照射中に水バブラーで捕集した。またチタン酸リチウムペブルは照射中、573K, 873Kと1073Kの温度に保持した。トリチウム測定はガス成分と水成分の分離測定が可能なよう機器の調整を行った。実験の結果、トリチウム回収総量は計算による値と測定誤差範囲内でよく一致し、回収されたトリチウムのガス成分と水成分の比は回収ガスの種類とペブルの温度に依存することが明らかになった。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

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