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論文

Safety handling characteristics of high-level tritiated water

林 巧; 伊藤 剛士*; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1365 - 1369, 2006/03

 被引用回数:18 パーセンタイル:78.49(Nuclear Science & Technology)

核融合炉では高濃度のトリチウム水が発生し一次保管される。トリチウム水は、自己放射線分解により水素や酸素ガスを発生するうえに過酸化トリチウム水となると考えられる。しかし、トリチウム水を用いた系統的実験の報告例は少なく、発生量は$$gamma$$線による放射線分解のG値(100eVのエネルギーを吸収した時の特定化学種分子の生成率)とは異なっている。本報告では、高濃度トリチウム水溶液を製造後、長期保管した結果を整理し、気相発生成分については、実効的なG値のトリチウム濃度及び温度依存性データから、防爆上必要な設計上の配慮(想定トリチウム水濃度/量とタンク容積及びその換気回数など)を議論する。また、液相発生成分については、トリチウム水の液性(水素イオン濃度や酸化還元電位など)に影響をあたえる(トリチウム濃度に依存する)ことを見いだし、その理由を考察するとともに、タンクの腐食防止に必要な設計上の配慮について議論する。

論文

Vapor species evolved from Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ heated at high temperature under various conditions

星野 毅; 安本 勝*; 土谷 邦彦; 林 君夫; 西村 秀俊*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.555 - 559, 2006/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:68.77(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、高温領域でLiの蒸気圧が高いことが知られているが、さまざまな雰囲気中における確立したデータは存在しない。そこで、トリチウム回収の際の使用候補となる各種スイープガス雰囲気中における蒸発蒸気種の平衡蒸気圧を測定し、スイープガス組成によるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の蒸発特性への影響を調べた。スイープガス中に水素または水蒸気を添加した結果、Liを含む蒸気種の蒸気圧は、添加しない場合と比較し、約一桁高くなることがわかった。また、Liの平衡蒸気圧の温度依存性を調べた結果、Liの蒸発が始まる温度は、水素または水蒸気を添加したスイープガス雰囲気中においては約973K、真空または酸素を添加した雰囲気中においては約1273Kであることが明らかとなった。さらに、測定後の試料を観察した結果、水素雰囲気中にて測定した試料は白色から深青色と変化し、還元反応による構造変化も起きることがわかった。

論文

Design study of superconducting coils for the fusion DEMO plant at JAERI

礒野 高明; 小泉 徳潔; 奥野 清; 栗原 良一; 西尾 敏; 飛田 健次

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1257 - 1261, 2006/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.34(Nuclear Science & Technology)

ITER工学設計活動において13Tを発生できる大型超伝導コイルが開発された。しかし、より経済競争力を持つ核融合発電システムを実現するためには、より高磁場が要求されている。原研で概念検討が行われている発電実証プラントには、大きさはITERと変わらないが、16から20Tの磁場を発生できるトロイダル磁場(TF)コイルが要求されている。この磁場を実現させるには、先進的超伝導材料であるNb$$_3$$Alや高温超伝導材(HTS)を使用することが考えられている。HTSについては、4K, 20Tにおいて十分な性能があり、銀シース型Bi-2212を用いた強制冷凍導体を提案し、必要な構成比を算出した。しかし、酸素中における精度の高い熱処理方法など、技術的な課題は多い。一方、Nb$$_3$$Alについては、大型コイルは原研において開発されており、16Tを発生させる技術は開発されている。さらに、巻線部をグレーディングすることで、17Tの発生可能性を検討した。

論文

Design and development of EC H&CD antenna mirrors for ITER

高橋 幸司; 小林 則幸*; 春日井 敦; 坂本 慶司

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.281 - 287, 2006/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.34(Nuclear Science & Technology)

ITER用EC H&CDアンテナは、8あるいは9のRFビーム束を可動ミラーで反射しプラズマに入射する。1ビームあたりのパワーは1MWで、ミラーの大きさは250$$times$$360mm$$^{2}$$、厚みは50mmである。中性子照射,プラズマ熱流束,RFビーム反射時の損失パワーを考慮すると、ピーク熱負荷は3.17MW/m$$^{2}$$である。このとき、プラズマ不純物等によるミラー表面の電気抵抗増加(4倍)を考慮している。この条件下における熱応力解析の結果、ミラー本体に銅合金、内部に設置する水冷却配管にステンレスを採用することで、構造成立性の見通しを得た。EC H&CDアンテナシステムとして、アンテナ後方に設置する真空窓や閉じ込め磁場を作る超伝導コイルの遮蔽性能が課せられる。その遮蔽を目的として、マイターベンドを用いてシステム内の伝送ラインを屈曲構造にする必要がある。今回、そのベンドミラーについて、ITER設計をもとにモックアップを製作し、大電力伝送実験を行った。ミラー表面は銅合金(厚み5mm)、それ以外はステンレス製である。パワー/パルス幅450kW/5.0secの伝送実験の結果、ベンドミラーでの損失は伝送パワーの$$sim$$0.2%となり、銅合金の電気抵抗2.0$$times$$10$$^{-8}$$$$Omega$$mを考慮した計算とよく一致する結果となった。

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。

論文

Evaluation of contact strength of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebbles with different diameters

土谷 邦彦; 河村 弘; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1065 - 1069, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.81(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットには、燃料であるトリチウムを造るためにリチウム含有セラミックスが微小球形状(直径0.3$$sim$$2mm)として充填される。この微小球の各種特性(物理・化学的特性,熱的特性,機械的特性,照射特性等)を把握することは、ブランケットを設計するうえで必要不可欠である。このため、ヘルツの公式を用いて、YTZ(高強度ジルコニア)ボール及びLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の接触応力を求め、微小球の圧潰特性を評価した。直径の異なるYTZボールの最大接触圧力の評価を行った結果、球面と半無限平板の接触として取扱うことにより、セラミックス材料でも本公式で評価可能であることがわかった。次に、リチウム含有セラミックスである理論密度80$$sim$$85%TDの直径の異なるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球を評価した結果、接触応力は約6,000$$sim$$8,000N/mm$$^{2}$$の範囲であり、微小球直径にかかわらず、ほぼ一定であることがわかった。また、製造法の異なるカナダ製Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の最大接触圧力も同じであること,$$^{6}$$Li同位体比の違いによる最大接触圧力の違いもないこと等が明らかになった。

論文

General properties on compatibility between Be-Ti alloy and SS 316LN

土谷 邦彦; 内田 宗範*; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1057 - 1063, 2006/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.03(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉の中性子増倍材料として期待されているBe-TiやBe-Vのようなベリリウム系合金は、高温で使用可能で化学的安定な先進材料として注目されている。そこで、ベリリウム系合金(Be-Ti)と構造材料(SS316LN)との両立性試験を行い、その両立性及び反応素過程について調べた。Be-Ti系合金としては、Be$$_{12}$$Ti相と$$alpha$$Be相が共存するBe-5at%Ti及びBe-7at%Tiを用いた。接触面のX線回折の結果、反応生成物はBeNi及びBe$$_{2}$$Feであった。SEM観察の結果、2種類のBe-Tiとも、800$$^{circ}$$C$$times$$1000時間の反応層厚さは100$$mu$$m程度と、Be単体(反応層厚さ:約300$$mu$$m)と比較して小さく、これらのBe-Ti系合金が良好な両立性を有することを明らかにした。この結果、Be$$_{12}$$Ti相と$$alpha$$Be相が共存するBe-Ti系合金は、高温での両立性に良好な特性を有することが示された。

論文

Distinctive radiation durability of an ion exchange membrane in the SPE water electrolyzer for the ITER water detritiation system

岩井 保則; 山西 敏彦; 磯部 兼嗣; 西 正孝; 八木 敏明; 玉田 正男

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.815 - 820, 2006/02

 被引用回数:14 パーセンタイル:71.07(Nuclear Science & Technology)

アルカリの添加なしに直接電解が可能な固体高分子電解法(SPE)は核融合で発生するトリチウム水の処理システム向け電解プロセスとして魅力的であるが、使用においては特にイオン交換膜の放射線耐久性を考慮する必要がある。市販イオン交換膜であるナフィオン膜の放射線耐久性を、原研高崎研究所のCo-60照射施設及び電子線加速器を用い、引っ張り強度,イオン交換能,電気伝導率,透過係数,単位重量あたりの溶解フッ素量等の観点から検証した。ポリテトラフルオロエチレン(PTFE)を主鎖にスルホン酸基を側鎖に有するナフィオン膜は、浸水状態における$$gamma$$線照射時の引っ張り強度の劣化挙動がPTFEの劣化挙動と大きく異なることを見いだした。イオン交換能の照射線量依存性はナフィオンの各グレードにおいてほぼ同様であった。いずれにせよ核融合実験炉ITERにおいてイオン交換膜に求められる積算照射量530kGyまでは問題となるまでの性能低下が起こらないことを見いだした。ナフィオンの放射線耐久性はその構造式から推定されるよりも高く、温度や照射線種などの影響を検証するとともに、ラジカル反応機構から雰囲気が与える影響を考察した。

論文

Ion and neutron beam analyses of hydrogen isotopes

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 近藤 恵太郎*; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.227 - 231, 2006/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.34(Nuclear Science & Technology)

水素同位体は、プラズマ対向機器の表面領域において、燃料粒子リサイクリングやプラズマ運転条件を考えるうえで重要な役割をはたす。この点に着目して、日本原子力研究所FNSでは、2002年から核融合炉関連機器のための元素分布分析を開始している。本研究では、表面領域での水素同位体挙動を明らかにするために、D-Tプラズマに曝されたTFTRタイル内のトリチウム深さ分布分析をFNSにて行った。イオンビームを用いた核反応分析の結果、4種類の元素すなわち重水素,トリチウム,リチウム6及びリチウム7が検出された。測定されたエネルギースペクトルから各元素の深さ分布を計算したところ、重水素とリチウムが表面から1$$mu$$mまで一様に分布しているのに対し、トリチウムは0.5$$mu$$mにピークを持つ分布であることがわかった。また、TFTRタイルの表面領域は深部に比べて1桁高い量のトリチウムを保持していることがわかった。

論文

Study on tritium accountancy in fusion DEMO plant at JAERI

西 正孝; 山西 敏彦; 林 巧; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.745 - 751, 2006/02

 被引用回数:30 パーセンタイル:89.31(Nuclear Science & Technology)

原研では実験炉ITERに続く核融合装置として発電実証プラントの設計検討を進めている。発電実証プラントは長期定常運転と消費量を上回るトリチウムの生産を目指す装置であり、安全と運転の観点から必要である適切なトリチウムの計量管理について検討を進めている。放射性物質に対する法規制の観点からは、発電実証プラントのトリチウム関連設備を3つの計量管理区画に分割することが可能である。(1)汚染廃棄物一時保管施設,(2)トリチウム長期保管施設,(3)燃料プロセス設備。それぞれの区画においては法規制に則ったトリチウムの出入り管理を行うことになるが、燃料プロセス設備にはブランケットにおけるトリチウム生産が含まれ、生産トリチウムの適切な計量の考え方や手法の開発が必要である。さらに、常時連続的にトリチウムを含む燃料を循環処理する燃料プロセス設備では、その安全確保と効率的な運転の観点から設備内におけるトリチウムの分布を測定監視する動的計量管理技術を確立させる必要がある。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

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

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

A Design study for tritium recovery system from cooling water of a fusion power plant

山西 敏彦; 岩井 保則; 河村 繕範; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.797 - 802, 2006/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.05(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の冷却水からのトリチウム回収システムに関し、既存技術によるシステムの設計検討を行い、その規模が許容できるものであるか、新技術の開発が必須となるか考察した。原研で概念設計を行った核融合炉(DEMO2001,第一壁領域でのトリチウム透過量:56g/day,ブランケット領域でのトリチウム透過量:74g/day)を対象とし、冷却水中の許容トリチウム濃度を30Ci/kg(カナダでの経験による)とした。既存技術として、水蒸留塔+化学交換塔+電解セルを採用した場合、水蒸留塔は内径6m$$times$$高さ40m,内径1.6 m$$times$$高さ40m規模になること、燃料系の規模をITERと同等とした場合、電解セルのトリチウム濃度がITERよりも遙かに大きく耐放射線性に懸念が生じることが判明した。また水蒸留塔の代わりに、重水濃縮等で用いられている2重温度化学交換塔を用いても改善が認められないことが判明した。このように、水蒸留塔に替わるフロントエンドプロセスが必要であり、水蒸気圧力スイング法の研究を進めている。

論文

Influence of blistering on deuterium retention in tungsten irradiated by high flux deuterium 10-100eV plasmas

Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.957 - 962, 2006/02

 被引用回数:60 パーセンタイル:97.02(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のプラズマ対向侯補材であるW中の重水素滞留に及ぼすブリスタリングの影響について、1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$/sの入射フラックスの条件で入射エネルギーを100eVから約10eVまで変化させて調べた。滞留量の測定は昇温脱離法によって行い、5$$^{circ}$$C/sの昇温速度で実施したが、昇温脱離曲線には重水素の放出ピークが1つのみ現れ、またそのピーク温度は照射のエネルギーやフルエンスにより500$$^{circ}$$Cから850$$^{circ}$$Cまで変化する、という結果を得た。このピーク温度は水素トラップからの放出温度より高く、重水素が分子としてブリスタに存在し、 昇温中に直接放出されていると考えられる。また、あるフルエンスで急激な滞留量減少が観測されたが、この現象はブリスタの破裂によるものと考えられる。このことはSEMによる観察結果(ブリスタが2ミクロン程度までしか成長しないこと、及びブリスタの数がフルエンスの増加とともに増加すること)と一致している。

論文

Monitoring of tritium in diluted gases by detecting bremsstrahlung X-rays

洲 亘; 松山 政夫*; 鈴木 卓美; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.803 - 808, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.81(Nuclear Science & Technology)

水素で希釈したトリチウムとヘリウムで希釈したトリチウムについて、組成比一定の条件で$$beta$$線誘起X線計測法による計数率とトリチウム分圧の関係を測定した。その結果、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧に比例していることを明らかにした。また、トリチウム分圧一定の条件の下でヘリウムを徐々に添加し、X線計数率の変化を調べ、10kPa程度以下の全圧ではX線計数率はトリチウム分圧のみに依存していることを明らかにした。今回の結果は、$$beta$$線誘起X線計測法が核融合炉のトリチウムプロセスシステム、例えばブランケットのトリチウム回収システムにおけるトリチウム分圧測定に有望な手法になることを示すものである。

論文

Case study on tritium inventory in the fusion DEMO plant at JAERI

中村 博文; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 林 巧; 榎枝 幹男; 飛田 健次; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1339 - 1345, 2006/02

 被引用回数:42 パーセンタイル:94(Nuclear Science & Technology)

現在検討を進めている核融合発電実証プラント(DEMO)の運転期間中における炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリを評価し、その結果をITERのそれと比較した。その結果、DEMOにおける炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリは、1mmのタングステン被膜の透過抑制策を施工した場合において、20年間の運転後に各々数グラムと百数十グラムとの結果を得た。透過抑制策無しでは冷却水中インベントリが約4桁増加することも判明した。これは冷却水中のトリチウムインベントリが、主として炉内構造物を通じてDTプラズマからの透過に起因するためである。一方、DEMOとITERでのトリチウムインベントリの比較の結果、DEMOの炉内の総トリチウムインベントリに関しては、炭素材のトリチウムとの共堆積が存在しないことによりITERに比べ約3桁以上小さくなるとの評価結果を得たものの、冷却水中トリチウムインベントリに関しては、タングステンの被膜を施行した場合においてもDEMOの方がITERより約2桁大きくなることが明らかとなった。

論文

Characterization of JT-60U exhaust gas during experimental operation

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.08(Nuclear Science & Technology)

トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。

論文

Feasibility study on the blanket tritium recovery system using the palladium membrane diffuser

河村 繕範; 榎枝 幹男; 山西 敏彦; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.809 - 814, 2006/02

 被引用回数:14 パーセンタイル:71.07(Nuclear Science & Technology)

核融合炉固体増殖ブランケットで生成されたトリチウムは、ヘリウムスイープガスを流通させることによりブランケットから取り出す。取り出されたトリチウムは、ブランケットトリチウム回収システムにおいてヘリウムから分離される。ブランケットトリチウム回収システムに対して適用が提案されているプロセスの一つが、パラジウム合金膜を用いた膜分離システムである。パラジウム拡散器は高濃度水素同位体純化に対して実績があり、ITERのプラズマ排ガス処理装置にも採用されている。一方で、低水素分圧の系では透過における律速過程の変化が報告されており、ブランケット系への適用を本格的に検討した例は少ない。今回、原研で行われた実証炉の概念設計に基づき、パラジウム拡散器を用いたブランケットトリチウム回収システムの可能性について検討を行った。一例としてシェル-チューブ型熱交換器のような拡散器を想定し、スイープガスを大気圧でシェル側に受入れるとする。この場合、サイドカットを0.95程度とするには、チューブ側線流速をシェル側の6倍にしなければならない。これは透過したトリチウムを薄めることになり、回収システムとしての機能を果たさないことを意味する。

論文

Sorption and desorption of tritiated water on four kinds of materials for ITER

小林 和容; 林 巧; 西 正孝; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1379 - 1384, 2006/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.34(Nuclear Science & Technology)

ITERで用いられる各種材料は、異常時やメンテナンス時などにおいてトリチウムに曝される可能性がある。それによって、材料はトリチウムにより汚染するが、一般にトリチウム汚染は除染されにくい。そのため、トリチウム除染の方法を確立することを目的として研究を進めている。トリチウムの汚染・除染では、ソーキング効果と呼ばれる現象の影響が非常に重要である。ソーキング効果は、材料表面へのトリチウム水の吸着・脱離が主である。本研究では、代表的な材料としてエポキシ等を取り上げ、それらの材料表面における吸着・脱離現象を評価する実験を行った。トリチウム雰囲気に曝露させた実験では、これらの材料へのトリチウム吸着量が数週間程度で飽和する結果を得た。本報告ではエポキシ等におけるトリチウムの吸着・脱離の現象について、実験結果をもとに速度論的観点から議論する。

論文

Neutronics design of the low aspect ratio tokamak reactor, VECTOR

西谷 健夫; 山内 通則*; 西尾 敏; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1245 - 1249, 2006/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:68.77(Nuclear Science & Technology)

低アスペクト比(アスペクト比2.3)のトカマクVECTORにおいて、超電導トロイダル磁場コイルの十分な遮蔽と1以上のトリチウム増殖比を確保することを目標に中性子工学設計を行った。増殖ブランケットとして自己冷役型LiPbブランケットを採用した場合、外側にLiPb自己冷役型ブランケットだけでは1以上のトリチウム増殖比は困難であるが、水素化バナジウムを主遮蔽材とする内側ブランケットに約13cm厚のLiPb層を追加することにより、内側超電導トロイダル磁場コイルの遮蔽と、1以上のトリチウム増殖比を同時に満足できることを示した。

論文

Development of a new fusion power monitor based on activation of flowing water

Verzilov, Y. M.; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 阿部 雄一

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1477 - 1483, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.25(Nuclear Science & Technology)

水中の酸素(O-16)は14MeV中性子による(n,p)反応により放射性核種N-16を生成する。これまでN-16からの$$gamma$$線を測定する方法が開発されてきたが、$$gamma$$線検出器への中性子の影響を防ぐために$$gamma$$線検出器を核融合炉から十分(10$$sim$$20m)に離す必要があった。その場合、水の輸送時間だけ検出時間が遅れることになる。その遅れをできるだけ小さくするために、N-16が$$beta$$崩壊する時に放出される高エネルギー電子により水がチェレンコフ発光することに着目し、そのチェレンコフ光を核融合炉から十分に離れた光検出器に導く手法を考案した。しかしチェレンコフ光は、紫外域が中心であるため光ファイバーによる減衰が大きい。そこでチェレンコフ光を一旦波長シフトファイバーで受け可視光に変換して光検出器へ伝送する方式を採用した。試作した検出器は14MeV中性子源FNSで特性を測定し、十分な検出器効率と時間分解能を有していることを確認した。

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