検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 38 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Irradiation tests of a small-sized motor with radiation resistance

中道 勝; 石塚 悦男; 島川 聡司; 菅 智史*

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1321 - 1325, 2008/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.16(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)では、原型炉用ブランケット開発のため、テストブランケットモジュール(TBM)を取付けトリチウム生成・回収特性などを評価する。このTBM開発のため、材料試験炉(JMTR)を用いて、ITERパルス運転を模擬した照射試験(ブランケット照射試験)が計画されており、その照射試験体開発のため、耐放射線性を有する小型モータの開発を実施した。本モータ開発においては、構成部材を耐放射線性の高い材料に変更することに加えて、有機系潤滑剤を使用しない構造にすることによって、耐放射線性を格段に向上させることに成功した。照射試験の結果、本モータは、市販モータの仕様限度の約700倍の$$gamma$$線照射量まで照射しても健全であることが明らかになった。

論文

Engineering design and R&D of impurity influx monitor (divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 勝沼 淳*; 原 玲丞*; 武山 芸英*; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1405 - 1409, 2008/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.18(Nuclear Science & Technology)

ダイバータ不純物モニターは、ITERのダイバータ部から発光する不純物イオン,重水素及びトリチウムのスペクトル線の強度分布を測定し、不純物制御及びダイバータ制御に使用するデータを提供するための計測装置である。これまで進めてきた光学設計をもとに、シャッターを含めた先端部光学系の機械設計を行い、ITERで想定される核発熱を仮定した熱解析を行った。その結果、十分な冷却流路を確保し、ミラーホルダーを熱伝導率の高い銅合金で製作することにより、ミラーを熱伝導のみで冷却できることを明らかにした。本モニターでは、広い波長範囲(200$$sim$$1000nm)で色収差を補正したカセグレン型集光光学系やマイクロ光学素子(マイクロレトローリフレクターアレイ,マイクロレンズアレイ)等の新しい光学機器を使用する光学設計を採用した。そこで、これらの機器の試作・試験を行った。試作したマイクロレトローリフレクターアレイの反射率は17%(波長:400nm)$$sim$$27%(波長:850nm)であり、感度較正に必要な反射光強度が得られる見通しであることを確認した。また、試作したカセグレン型望集光光学系の焦点距離は設計値と2%以内で一致しており、良好な結像特性が得られた。

論文

A Proposal of ITER vacuum vessel fabrication specification and results of the full-scale partial mock-up test

中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 小野塚 正紀*

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1578 - 1582, 2008/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.82(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の構造と製作法は国際チームで検討されてきたが、製作上の課題を有し、コスト削減が望まれる。本論文では、日本の提案する製作法と現設計の差異を示し、実規模部分モデルにおける一連の製作方法を紹介する。また、実規模部分モデルの製作試験から得られた結果として、非破壊試験,溶接変形,製作上明らかとなった課題などを提示する。

論文

Experimental durability studies of electrolysis cell materials for a water detritiation system

岩井 保則; 廣木 章博; 八木 敏明*; 玉田 正男; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1410 - 1413, 2008/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.82(Nuclear Science & Technology)

核融合炉プラントのトリチウム水処理システムを構成する固体高分子電解槽の放射線耐久性を精査した。固体高分子電解槽の水電解機能を担うナフィオンN117イオン交換膜について、浸漬条件下にて国際熱核融合実験炉における使用時の線量上限値530kGyを越える線量の$$gamma$$線や電子線を照射した結果、1600kGyにおいても機械的強度やイオン交換能について設計要求値以上の放射線耐久性を有することを確認した。使用時の線量上限値530kGyまで固体高分子電解槽の電解性能を維持するためには、商用電解槽において電気絶縁に使用されているテフロンを1500kGyにおいても放射線耐久性を有するポリイミド材に交換することを提案した。Oリングに用いられるゴム材については、1500kGyにおいても機械的強度が変化せず、放射線劣化に伴う有機物の溶出も小さいバイトンが最適であることを明らかとした。

論文

Development of a virtual reality simulator for the ITER blanket remote handling system

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1837 - 1840, 2008/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.18(Nuclear Science & Technology)

ITERでは、DT反応によって生じる中性子が構造物を放射化するため、真空容器内機器の保守は遠隔装置によって実施する必要がある。遠隔装置を運用する際、保守対象機器あるいは真空容器との衝突回避は最重要課題である。このため、これらの機器の配置状況を把握することは必要不可欠であり、真空容器内における視覚情報を取得することが最も望ましい。しかし、高放射線環境下であることを考慮すると、カメラを設置することは難しく、また、保守対象機器と真空容器とのインターフェイスは対象機器自身あるいはほかの機器によって視線を遮られることが多いため、視覚情報のみによってこれらの接触状況を把握することは困難である。以上の理由から、真空容器内における各機器の位置情報等を把握するためのシミュレータは核融合における遠隔保守システムにおいて必要不可欠である。著者らは一般的な3Dロボットシミュレーションソフトウエアである"ENVISION"を用いて、ITERブランケット遠隔保守システム用シミュレータを構築した。シミュレータはITER工学設計活動期間中にブランケット保守システムの一部として開発されたマニピュレータの制御装置に接続されており、LANを通じて得られるモータの位置データを用いてマニピュレータとブランケットモジュールの位置を再現できる。さらにシミュレータは、ブランケットモジュールをスクリーン上で半透明にすることによりその背後で行われる接続操作を示す等、仮想的な視覚情報を提供することも可能である。また、実際の運転前に保守手順を確認することにも用いられる。

論文

Latest design of liquid lithium target in IFMIF

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:24.33(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m$$^{2}$$の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。

論文

Multi-scattering time-of-flight neutron spectrometer for deuterium to tritium fuel ratio measurement in fusion experimental reactors

浅井 啓輔*; 湯川 恭平*; 井口 哲夫*; 直井 紀拓*; 渡辺 賢一*; 河原林 順*; 山内 通則*; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1818 - 1821, 2008/12

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

DTプラズマ中のD/T比は、DD/DT反応によって発生するDD中性子(2.45MeV)とDT中性子(14.1MeV)の測定によりそれらの中性子強度比から求めることができ、測定にはDT中性子中の微量なDD中性子の検出が鍵となる。本研究では、TOF法をベースに、飛行時間を測定するシンチレータ対の前に中性子散乱体(水)を挿入した多重散乱飛行時間中性子スペクトロメータ(MS-TOF)の開発を行っている。本システムは、ビームライン上にアクティブな検出器を持たないことと中性子散乱体中の水素原子核がDT中性子よりもDD中性子に対して大きな弾性散乱断面積を有することを利用して、シンチレータ対に入射する中性子束のDD/DT中性子強度比を向上させることができ、微量DD中性子の検出に有利である。今回は、日本原子力研究開発機構核融合中性子源施設FNSの加速器DT中性子源を用いて、本システムによるDT中性子ビーム中の微量DD中性子検出を試みた。その結果、DT中性子ピークとともにDD中性子ピークも観測できた。また予備的ながら、使用した中性子ビーム中のDD/DT中性子強度比を評価し、妥当な結果を得た。

論文

Temperature dependence of blistering and deuterium retention in tungsten exposed to high-flux and low-energy deuterium plasma

洲 亘; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1044 - 1048, 2008/12

 被引用回数:32 パーセンタイル:7.16(Nuclear Science & Technology)

タングステンでのブリスタリング挙動と滞留挙動の解明が炉心プラズマへの不純物制御やトリチウム滞留量の制御にとって重要である。本研究では、高フラックス・低エネルギーの重水素プラズマ照射によるタングステンのブリスタリングと重水素滞留の温度依存性を調べた。315Kにおいては、入射フルエンスが10$$^{27}$$D/m$$^{2}$$になっても、まれな低ドームのブリスタしか観測されなかった。温度の上昇とともにブリスタの数も増えるし、そのドームも高くなった。500K付近になると、2種類のブリスタが現れた。大きいブリスタ(数十ミクロンまで)と微細なブリスタ(数ミクロン以下)は、両方ともそのドーム高さと外径との比率が従来報告値の一桁以上であった。600K以上になるとブリスタの数が減るが、1000Kにおいてはブリスタが観測されなかった。また、高フルエンス照射後昇温脱離実験により、重水素滞留量が500K付近に最大値を持っていることを確認した。タングステンの温度を制御することで水素同位体プラズマによるブリスタリングと水素滞留を抑制できることを明らかにした。

論文

ITER vacuum vessel, in-vessel components and plasma facing materials

伊尾木 公裕*; Barabash, V.*; Cordier, J.*; 榎枝 幹男; Federici, G.*; Kim, B. C.*; Mazul, I.*; Merola, M.*; 森本 将明*; 中平 昌隆*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.787 - 794, 2008/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:20.67(Nuclear Science & Technology)

本論文はITER真空容器,ブランケット・リミタなど炉内機器、及びダイバータに関する活動状況について報告する。主な成果は以下の通りである。(1)真空容器の設計は製作性,組立工程,コストを考慮してより詳細な設計を実施した。参加極の協力のもと実施された製作性研究の結果、通常の真空容器セクター設計がほぼ完了した。(2)6極のブランケットモジュール調達分担が決まり、ブランケットモジュール設計は参加極の協力により進展した。事前評価試験のためのモックアップの製作が進んでおり、2007年から2008年にかけて試験される予定である。(3)ダイバータに関する活動もITERプロジェクトスケジュールに従い、調達に向けて進展した。

論文

Analyses of fusion integral benchmark experiments at JAEA/FNS with FENDL-2.1 and other recent nuclear data libraries

今野 力; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 佐藤 聡

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1774 - 1781, 2008/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.28(Nuclear Science & Technology)

原子力機構FNSではこれまでにDT中性子による数多くの核データ検証積分ベンチマーク実験(単純組成・単純形状実験,飛行時間法実験,増殖ブランケット実験)を行ってきた。ここ数年で、新たに核データライブラリーJENDL-3.3, FENDL-2.1, JEFF-3.1及びENDF/B-VII.0が公開されているが、積分ベンチマーク実験の解析を通して、これらの核データライブラリーの妥当性検証を行うことが不可欠である。そこで、われわれは原子力機構FNSで実施した種々のベンチマーク実験の解析をFENDL-2.1及び他の最新の核データライブラリーを用いて行った。この解析にはモンテカルロコードMCNP-4Cを用いた。得られた計算結果を実験結果と比較するとともに、計算結果どうしの比較も行った。一部の実験を除いてJENDL-3.3, FENDL-2.1, JEFF-3.1及びENDF/B-VII.0の計算結果はほとんど一致し、実験結果をよく再現した。

論文

Structural material properties and dimensional stability of components in first wall components of a breeding blanket module

廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 荻原 寛之; 谷川 博康; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1176 - 1180, 2008/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:20.67(Nuclear Science & Technology)

熱間等方圧加圧(HIP)法を用いて、低放射化フェライト鋼(F82H)製の実規模ITERテストブランケット構造物第一壁を試作し、工業的に実施可能な方法で第一壁構造物を製作する見通しを得た。本研究では、HIP接合に影響を及ぼす組み立て時の部品間の隙間を極小化する加工方法を明らかにした。さらに構造材料F82Hの材料特性を損なわないHIP処理条件を確立した。これにより、優れた寸法精度と材料特性を両立させるブランケット構造物を製作することに成功した。

論文

D-T neutron streaming experiment simulating narrow gaps in ITER equatorial port

落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 飯田 浩正; 高倉 耕祐; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1725 - 1728, 2008/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.16(Nuclear Science & Technology)

ITER/ITAタスクにおいて、ITER真空容器壁と水平ポートプラグの境界にあるギャップ構造を模擬した体系によるDT中性子ストリーミング実験を実施した。ギャップ空間の高速及び低速中性子を測定するためにマイクロフィッションチェンバーと放射化箔による核分裂率及び反応率測定を行った。実験解析にはモンテカルロ計算コードMCNP4C並びにSn計算コードTORT, Attilaを用いた。核データライブラリはFENDL-2.1を採用した。実験結果から以下のことが明らかになった。(1)MCNP, TORT及びAttilaによる高速中性子輸送計算は深さ約100cmまで精度よく評価できる。(2)Sn計算コードTORT及びAttilaではupward biasedあるいはlast collided線源計算手法が不可欠である。

論文

Heatup event analyses of the water cooled solid breeder test blanket module

鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1238 - 1243, 2008/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.42(Nuclear Science & Technology)

本報では、水冷却固体増殖テストブランケットモジュール(WCSB TBM)の加熱事象に対する安全評価、及び特にBe-水化学反応に対する安全確保の方策について述べる。3つの代表事象シーケンスに対して、一次元伝熱解析を実施した。プラズマ運転中のTBM冷却喪失事象では、TBMの温度が全体的に上昇し、第一壁温度の上昇により、ディスラプションが発生しプラズマが停止する。この際に化学反応が活性化しないように、予想される最高温度条件でも冷却管が破断しないような設計が求められる。プラズマ運転中のTBM内冷却材浸入事象では、Be-水化学反応の熱負荷がTBMに加えられる。冷却材浸入により冷却材の一部が冷却系から失われるが、冷却系は稼動を継続することが求められる。冷却材浸入後の外部電源喪失事象では、事象が収束することを確認した。

論文

Recent progress in safety assessments of Japanese water-cooled solid breeder test blanket module

鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1747 - 1752, 2008/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.69(Nuclear Science & Technology)

本報では、日本の水冷却固体増殖テストブランケットモジュール(WCSB TBM)の安全評価活動の現状を報告する。核発熱及び放射能生成のソースターム見積りのために、中性子束,トリチウム生成率,核発熱,崩壊熱及び廃棄物の放射能を算出した。従事者被爆(ORE)評価のために、ペブルベッド内トリチウム,パージガス内トリチウム,冷却系内に透過したトリチウム,冷却系内放射化腐食生成物(ACP)といったRIインベントリーを算出した。FMEAを実施し、安全評価を必要とする事象を選定し、さらにその中から他の事象を包絡する代表事象(PIE)を選定した。選定されたPIEは、RI放出,加圧,加熱の3つのグループに分類される。RI放出に関しては、真空容器内RI(トリチウム及び放射化ダスト),パージガス内RI(トリチウム),冷却系内RI(トリチウム及びACP)といった3つのインベントリーごとに、最大放出量を見積った。加圧に関しては、冷却系配管の破断による隣接区画の加圧事象の数値解析を行った。

論文

Impact of reflected neutrons on accuracy of tritium production rate prediction in blanket mock-ups for fusion reactors

佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 今野 力; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1304 - 1308, 2008/12

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

これまでに行われてきたFNSでのDT中性子照射ブランケット核特性実験において、線源の周囲に反射体を設置した実験及びベリリウムと接している増殖材層の後側境界面付近でのトリチウム生成率の計算値は、測定値を10%以上過大評価した。これらの過大評価の原因として、鉄やベリリウムの後方散乱中性子に問題がある可能性を指摘した。本研究では、核データライブラリーFENDL-2.1の鉄及びベリリウムの後方散乱断面積に関する角度分布を変更して、これまで行ったブランケット核特性実験の再評価を行い、過大評価が改善されるかどうかを調べた。0.11MeV以下の入射中性子に対する$$^{56}$$Feの弾性散乱の角度分布の後方部分を一様に50%減らした結果、反射体付き実験における過大評価が約5%改善した。また0.62$$sim$$14.94MeVの入射中性子に対する$$^{9}$$Beの弾性散乱の角度分布の後方部分を一様に20%及び30%減らした結果、ベリリウムと接している増殖材層の後側境界面付近での過大評価が3$$sim$$6%改善した。これらの結果、弾性散乱の角度分布を変更することにより、トリチウム生成率予測精度を改善させることができることがわかった。

論文

Technical issues of reduced activation ferritic/martensitic steels for fabrication of ITER test blanket modules

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 芝 清之; 笠田 竜太*; 若井 栄一; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 實川 資朗; 木村 晃彦*; 幸野 豊*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1471 - 1476, 2008/12

 被引用回数:67 パーセンタイル:1.38(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼は、核融合ブランケットシステムに用いられる構造材料の第一候補材として知られている。日本で開発が進められている低放射化フェライト鋼F82Hは、高温強度と溶接性を重視して成分調整が計られた鋼である。そのデータベースは、存在する低放射化フェライト鋼のうちで最も充実している。本論文は、F82Hの開発状況をレビューし、近年の日本における研究開発から示されたITER-TBM製作に向けた技術的課題を整理し示すことを目的とする。

論文

Critical heat flux experiments using a screw tube under DEMO divertor-relevant cooling conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1097 - 1101, 2008/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.42(Nuclear Science & Technology)

核融合炉用プラズマ対向機器(PFC)開発の一環として、原子力機構では加圧水冷却による高性能冷却管の開発を進めている。その中で冷却管内面にネジ状フィンにより除熱性能を高めた冷却管を核融合原型炉DEMOへの適用を提案している。この冷却管のフィンは単純なネジ切り加工により形成するため、スクリュウ管と呼んでいる。原子力機構におけるDEMO設計ではダイバータ冷却条件は、プラントの発電効率向上に寄与するため、圧力4MPaで出口温度200$$^{circ}$$Cを想定している。本研究ではスクリュウ管の限界熱流束(CHF)に対するサブクール度の影響をDEMO冷却条件に相当する実験条件において実験的に調べた結果を報告する。冷却管はDEMOダイバータでの構造材候補のF82Hの代わりに純銅製を使用した。入口温度を室温(出口サブクール度200K)から180$$^{circ}$$C(出口サブクール度60K)まで上昇させることによりスクリュウ管のCHFは半減するものの、入口温度180$$^{circ}$$C(出口サブクール度60K)でも以前として、平滑円管の2倍以上の限界熱流束を有していることを明らかにした。

論文

Safe handling experience of a tritium storage bed

林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 洲 亘; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1429 - 1432, 2008/12

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.93(Nuclear Science & Technology)

ITER施設では、その標準設計にて約3kgのトリチウムを30以上のZrCo水素化物ベッドに保管する。トリチウム貯蔵ベッドの安全設計・安全運転は施設の総合的な安全性の向上のための最も重要なポイントの1つである。原子力機構・トリチウム工学研究Grでは多くのZrCoトリチウムベッドを使用してきており、約20年に渡りトリチウム安全取扱経験を蓄積しつつある。これらの経験から、安全設計上考慮すべき事項は、通常の過温,過圧及びトリチウムリークの防止とともに、崩壊熱の伝達や$$^{3}$$Heの挙動などトリチウムの崩壊の効果である。安全運転に関しては、水素化-脱水素化サイクルと、急速回収や冷却能力の低下などの非常事態での性能である。本報告は、これらにかかわる経験をまとめ、将来の核融合炉の安全の向上に資する。

論文

Verification of KERMA factor for beryllium at neutron energy of 14.2 MeV based on charged-particle measurement

近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 村田 勲*; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1674 - 1677, 2008/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.24(Nuclear Science & Technology)

過去に行われたDT中性子入射によるベリリウムの核発熱の直接測定実験で、JENDL-3.2を用いた計算値が測定値を25%も過小評価することが指摘されていたが、この大きな不一致の原因は明らかにされていなかった。この原因を明らかにするために、本研究では核発熱を計算する基本データであるKERMAファクターを調べた。中性子エネルギー14.2MeVでの値を比較した結果、部分KERMAファクターが最も大きい$$^{9}$$Be(n,2n+2$$alpha$$)反応で、JENDL-3.3から導出した部分KERMAファクターがENDF/B-VII.0, JEFF-3.1から導出したものと比べ大きく異なることがわかった。さらに、$$^{9}$$Be(n,2n+2$$alpha$$)反応チャンネルについて、われわれの$$alpha$$粒子放出二重微分断面積の測定データから構築した実験モデルを用いて部分KERMAファクターを計算し、これらのライブラリから導出した部分KERMAファクターと比較した。その結果、JENDL-3.3から導出した部分KERMAファクターは、われわれの実験モデルによるものを20%程度過小評価することが明らかになった。過去の核発熱測定実験におけるJENDL-3.2を用いた計算値の過小評価は、この$$^{9}$$Be(n,2n+2$$alpha$$)反応チャンネルの部分KERMAファクターの過小評価に由来するもので、$$alpha$$粒子放出二重微分断面積の高エネルギー成分が前方の放出角で過小評価されているためであると結論した。

論文

Hydrogen isotope separation capability of low temperature mordenite column for gas chromatograph

河村 繕範; 大西 祥広*; 奥野 健二*; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1384 - 1387, 2008/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.56(Nuclear Science & Technology)

低温分離カラムを擁するガスクロマトグラフは水素同位体分析手段の一つである。しかし、液体窒素でカラムを冷却するため分析時間が長く取り回しにも難がある。比較的高い温度で十分な水素同位体分離性能を示すカラムの開発は、この弱点を解決する方法の一つである。モルデナイトは合成ゼオライトの一種で、比較的高い温度で水素同位体を分離できることが報告されているが、水素同位体吸脱着特性は明らかではない。そこで、水素同位体吸脱着特性把握の一環として、本研究ではモルデナイトの分離カラムを作成して水素同位体の分離性能を調べ、クロマトグラフから物質移動係数を求めた。本研究で作成したカラムは144KではH$$_{2}$$とD$$_{2}$$をほぼ完全に分離できたが195Kでは分離できなかった。本実験結果は水素同位体を比較的高い温度で分離できる合成ゼオライトの存在の可能性を示すものである。また、カラム材の開発においては水素同位体分離に影響をする要因の特定が重要である。

38 件中 1件目~20件目を表示