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関 泰
Materials for Advanced Enaergy Systems & Fission and Fusion Engineering 94, 0, p.43 - 50, 1995/00
原研において22年間にわたってなされてきた核融合動力炉の設計活動についてレビューを行うとともに、最近の成果である定常トカマク炉SSTR等の設計概念を紹介する。
林 巧; 奥野 健二
Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, p.205 - 207, 1994/06
原研・TPLでは、ITER及び将来の核融合炉等大規模トリチウム格納室を必要とする施設にむけ、水素及び水蒸気に対して高い透過性能を有する気体分離膜を用いた新しいコンパクト・トリチウム格納,除去システムの研究開発を行っている。小型のポリイミド膜(気体分離膜)モジュール(有効面積~2m
)を用いた予備試験では、(1)トリチウム汚染ガス処理流量を実質的に1桁以上減容できること,(2)室内の湿度が大部分をしめる水を通常の乾燥塔を通す前に直接回収できる可能性があること,(3)以上より、全体のトリチウム除去システムを十分小型化できることなどを確認した。現在、ITER-ADS(雰囲気トリチウム除去設備)の設計に向け、本格的な有効な気体分離膜の透過性能,対トリチウム耐久性等の確認とともに、スケールドモジュール(有効面積~40m)を用いたトリチウム分離特性試験を実施している。
前川 洋; 大山 幸夫; M.A.Abdou*
Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, 0, p.235 - 246, 1994/00
原研のFNSを用いて、原研/米国エネルギー省との協力研究プログラムが実施された。本計画のPhase-IIIでは、Phase-I,-IIの場合と異なり、広がりのある中性子源の効果を調べることを目的としている。本講演では、疑似線状線源やPhase-IIIA,-IIIB,-IIIC体系の概要、測定項目、実験結果、解析結果及び成果について述べる。
塚田 隆
Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, 0, p.466 - 471, 1994/00
中性子照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の水中応力腐食割れは照射腐食割れ(IASCC)と呼ばれ、軽水炉及び水冷却型核融合炉(ITER)の炉内構造物健全性に関する重要な研究課題と考えられている。IASCCは高温水中において中性子照射量約5
10
n/m以上で発生する粒界割れ現象であり,照射と化学環境の同時作用効果である。本報告の目的は日本国内におけるIASCC関連研究の概要を報告することである。国内の研究は1980年代中頃に始められ、主に軽水炉プラントの寿命評価及び長寿命化計画との関連において実施されている。またいくつかの研究は核融合材料開発との関連で行われている。主な対象材料は304/316型のステンレス鋼であり、高温水中照射後応力腐食割れ試験等が実施されている。本報告ではこれと関連する照射誘起偏析(RIS)の研究や、照射技術及び電気化学的腐食試験等について報告する。
角田 恒巳; 四竈 樹男*; 鳴井 実*; 佐川 勉; 茅野 秀夫*; 真田 和夫*; 社本 尚樹*
Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, 0, p.229 - 234, 1994/00
筆者らが開発した耐放射線性光ファイバーについて、14MeV中性子、核分裂炉内など線種と環境の異なる場で照射し、その挙動を調べた。その結果、
線と中性子照射では、極めて異なる挙動を示した。中性子照射下では、吸収帯は短波長側に選択的に現れ、700nmより短波長側に大きな吸収を生じるが、700nmより長波長側の吸収は極めて少ない。また、310
n/m、3.310
Gyの極めて厳しい環境下でも耐性を有することが判った。さらに、JMTR炉心内での照射において、400nm~1700nmの広い発光現象を観測した。