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論文

Behavior of environmental tritium at NIFS Toki Site of Japan

杉原 真司*; 田中 将裕*; 玉利 俊哉*; 嶋田 純*; 高橋 知之*; 百島 則幸*; 福谷 哲*; 安藤 麻里子; 佐久間 洋一*; 横山 須美*; et al.

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1300 - 1303, 2011/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.72(Nuclear Science & Technology)

原子力施設に起因する環境中トリチウムの挙動を評価する技術の開発を目的として、核融合科学研究所周辺の河川,降水及び地下水中トリチウム濃度の変動を測定した。近年の環境中トリチウム濃度は核実験前のレベルまで低下しているため、固体高分子電解質を用いた電気分解で試料中トリチウムを濃縮し、低バックグラウンド液体シンチレーション測定を行った。降水中のトリチウム濃度は0.09$$sim$$0.78Bq/Lであり、夏と秋に低く冬と春に高い季節変動を示した。河川水と地下水はほぼ一定の値を示し、それぞれ0.34と0.24Bq/Lであった。トリチウム濃度と同時に河川水の電気伝導度と流量、水素及び酸素同位体比の測定を行った。これらのデータをもとにダイナミックモデルを開発し、トリチウムの挙動を解析した。

論文

Detritiation behavior of HTO in a epoxy paint

小林 和容; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1335 - 1338, 2011/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.72(Nuclear Science & Technology)

ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出,作業従事者被ばくの低減及びトリチウムに曝された廃棄物の低減に対し、安全を確保する観点から、核融合炉施設を構成する各種材料表面及び内部におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特にホットセルでのメンテナンス時や異常時において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される可能性がある。この中で、エポキシ塗料は、建屋の構造材料であるコンクリートへのトリチウムの取り込みを防ぐために用いられる。しかしながら、ステンレス鋼のような金属材料に比べ、エポキシ塗料は、トリチウムを多く取り込むことが知られている。本報告では、トリチウム水蒸気に曝したエポキシ塗料からのトリチウムの脱離挙動に関するデータを取得し議論する。なお、本研究は、平成22年度科学研究費補助金「材料中へのトリチウム移行挙動及び効率的な除染方法に関する研究」の成果として報告する。

論文

Measurements of carbon dust property in experiment and post-campaign sampling on JT-60U Tokamak

朝倉 伸幸; 林 孝夫; 芦川 直子*; 波多江 仰紀; 仲野 友英

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1572 - 1575, 2011/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:42.62(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uにおける実験中及び実験終了後に容器内で収集されたダスト粒子の測定結果を発表する。レーザー散乱によりダスト粒子からの散乱光の分布測定し、プラズマ放電中は周辺部で多くのダストが昇華されることを明らかにした。散乱光強度からダスト粒子の大きさを評価した。さらに、実験期間後に収集されたダストの分析結果から、特にダイバータ下の排気経路部分に多くのダストが蓄積され、粒子の大きさや形状の特性も定量的に評価を行い水素同位体の蓄積量の評価を行った。堆積したダストに蓄積される水素同位体量を、ダスト内部及び表面に蓄積される場合について推定評価を行った。

論文

Measurement of dust quantity and distribution collected from JT-60U

林 孝夫; 朝倉 伸幸; 芦川 直子*; 仲野 友英

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1548 - 1551, 2011/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.43(Nuclear Science & Technology)

JT-60U(臨界プラズマ試験装置)の真空容器内に堆積したダストをエリアごとに収集し、電子天秤を用いた重量測定を実施することにより真空容器内のダストの重量分布を評価した。ダストはJT-60U真空容器内でフィルターと真空ポンプを用いて収集した。JT-60Uにおけるトロイダル方向の全18セクションのうち、ポートセクション16のダイバータ及びバッフル領域のダスト収集及び分析を実施した。プラズマ対向面に加えてタイルの下やダイバータの下からもダストを収集した。ダスト収集には、0.1$$mu$$mの小孔の空いたポリマーフィルムを用いた。ダストの量を定量化するため、ダスト収集前後にフィルターの重量を電子天秤(最小読み取り値:0.01mg)により測定した。収集されたダストの面密度が最も大きかったのは、プラズマ対向面では内側ダイバータ(610mg/m$$^{2}$$)で、非プラズマ対向面ではドーム下部(5,100g/m$$^{2}$$)であった。またトロイダル方向に均等に分布すると仮定すると、真空容器内全体ではプラズマ対向面で1.3g、非プラズマ対向面で22.2gのダストが堆積していることがわかった。

論文

Effects of tritiated water on corrosion behavior of SUS304

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1515 - 1518, 2011/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.8(Nuclear Science & Technology)

SUS304ステンレス鋼の腐食挙動に及ぼすトリチウム水の影響に関し、電気化学手法の一つであるターフェル外挿法を用いて算出される腐食電位と腐食速度を用いて解明を試みた。トリチウム濃度,溶存酸素濃度、そしてpHをパラメータとして実験を行った結果、ある一定の条件下においてはトリチウムによる腐食速度増加が観測された。また、トリチウム水による腐食への影響には2種類以上の機構が存在した。一つは自己不動態化阻害による腐食速度の増加であり、高腐食条件下では1 N H$$_{2}$$SO$$_{4}$$電解質中にて観測された。それ以外の影響は溶存酸素とトリチウム濃度に依存しており、1 N H$$_{2}$$SO$$_{4}$$だけでなく、1 N Na$$_{2}$$SO$$_{4}$$中においても観測された。

論文

Development of high efficiency electrode for highly tritiated water processing

磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1387 - 1390, 2011/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.72(Nuclear Science & Technology)

高濃度トリチウム水の高効率処理を目指した電極開発として、セリウム酸化物(セリア)を使用した電極を開発した。セリアを使用した電極には、2つの施工方法があり、一つは従来のPt-YSZ電極にセリアを添加した電極、もう一つはセリアを中間層として使用した電極である。このセリアを使用した電極の水分解特性を調べたところ、セリア電極はいずれの施工方法でも従来のPt-YSZ電極よりも高い分解効率を示した。また、セリアを添加した電極では、セリアの添加濃度の増加に伴い、処理効率も向上することが明らかになり、30%セリア添加した電極では、従来の電極より一桁高い処理効率を示した。

論文

Radiochemical reactions between tritium and carbon dioxide at elevated temperatures

磯部 兼嗣; 中村 博文; 中道 勝; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1584 - 1587, 2011/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

373K, 473K, 573Kに昇温させた状態でのトリチウムと二酸化炭素の自己放射化学反応を、高純度のトリチウムガスを用いて調べた。実験は、ステンレス製の容器中にトリチウムと二酸化炭素を1:1の割合で混合させ、任意の時間経過した後のガスを四重極質量分析計で測定した。主な生成物として、一酸化炭素,水,メタンが測定され、これらの生成率に温度による違いはなかった。このことから373Kから573Kの温度範囲においては、自己放射化学反応に温度に対する依存性がないことが明らかとなった。

論文

HTO contamination on polymeric materials

岩井 保則; 小林 和容; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1025 - 1028, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.43(Nuclear Science & Technology)

固体高分子型トリチウム水電解システムで使用されるガスケット,電気絶縁材,グローブ,ケーシングパネル等の高分子材料のトリチウム水収着挙動を精査した。トリチウム水収着については740-1110Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水蒸気に最大70週間曝した場合と、トリチウム水に接液する高分子は70000Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水に最大52週間浸漬させた場合を検証した。水蒸気雰囲気に曝した場合、トリチウム水収着量は4-5か月で平衡に達し、それ以降はバクロ時間による収着量の変化はほとんど見られなかった。高濃度トリチウム水への浸漬では高分子内部へのトリチウム水の浸透により、浸漬時間とともにトリチウム水収着量の増加が見られた。放射線劣化した非弗素形のブチルゴム及び全弗素形のカルレッツゴムは未照射と比較してトリチウム水収着量の大幅な増加が見られたのに対し、ゴム内の水素フッ素比を調整したバイトンゴムは放射線劣化によるトリチウム水収着量の増加を抑制できることを見いだした。

論文

Study of tritium and helium release from irradiated lithium ceramics Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$

Kulsartov, T.*; Tazhibayeva, I.*; Gordienko, Y.*; Chikhray, E.*; 土谷 邦彦; 河村 弘; Kulsartova, A.*

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1139 - 1142, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:65.84(Nuclear Science & Technology)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は化学的安定性及び低い温度での良好なトリチウム放出特性の観点から核融合炉の固体増殖材料の候補材である。本論文は、高燃焼まで照射したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$試料からのトリチウム及びヘリウム放出に関するものである。96%$$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球(直径1mm)を$$^{6}$$Li燃焼度約20%まで、650$$sim$$660$$^{circ}$$Cの温度で220日間WWR-K炉で照射した。トリチウム及びヘリウムの放出は熱解離方法で行った。本材料からのトリチウム及びヘリウム放出を体積拡散律速とし、拡散係数及び活性化エネルギーを算出した結果、仮定したモデルと良い一致を示した。得られた拡散係数及び活性化エネルギーは、将来の核融合炉用増殖材料におけるガス放出機構の解明と運転温度評価に役立つ。

論文

Behavior of tritiated water on concrete materials

小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1041 - 1044, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.43(Nuclear Science & Technology)

ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出,作業従事者被ばくの低減及びトリチウムに曝され廃棄物の低減対し、安全を確保する観点から、核融合炉施設を構成する各種材料表面及び内部におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特にホットセルでのメンテナンス時や異常時において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される可能性がある。建屋の構造材料として用いられるコンクリート中のトリチウムの挙動を把握することは、作業従事者の被ばく低減、廃棄物の低減の観点からも非常に重要である。そこで、トリチウム水蒸気に曝露したコンクリート試料に対し、温度変化させた水に浸し、コンクリート中に取り込まれたトリチウムを溶出させ、その脱離挙動について検討する。なお、本研究は、平成22年度科学研究費補助金「材料中へのトリチウム移行挙動及び効率的な除染方法に関する研究」の成果として報告する。

論文

Past 25 years results for large amount of tritium handling technology in JAEA

山西 敏彦; 山田 正行; 鈴木 卓美; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 井ノ宮 大; 林 巧

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1083 - 1087, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.43(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構におけるトリチウムプロセス研究棟(TPL)は、日本における唯一のグラムレベルトリチウム取り扱い施設として、1985年に設立された。1988年3月より、トリチウムを用いた運転が開始され、今日まで、トリチウム放出事故なしの運転を継続している。TPLから環境に放出されるスタックでの平均トリチウム濃度は、71Bq/m$$^{3}$$とHTOでの規制値の1/70である。施設の故障事象データも、ポンプ,バルブ,モニター等主たる機器について、積算運転時間,積算運転開始コマンド数に対して蓄積している。液体及び固体廃棄物データ及びトリチウム計量管理に関するデータも蓄積している。科学研究費補助金特定領域研究として、これらデータの解析も行ったため、ここに報告する。

論文

Stability of Nal(Tl) detector for tritium monitor of BIXS use to hot environment

河村 繕範; 洲 亘*; 松山 政夫*; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.986 - 989, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.36(Nuclear Science & Technology)

ブランケットのスイープガス出口近傍等、比較的温度の高いガス中のトリチウムの測定を想定し、120$$^{circ}$$Cの雰囲気で動作する$$beta$$線誘起制動X線計測型トリチウムモニタを作成し、トリチウム測定を実施した。120$$^{circ}$$Cでは加熱しない状態の1/2程度の計数率となった。本実験系は密閉系であるため、同一圧力では温度が高い方がトリチウム分子数が少なくなることも一因であろう。加熱前後の計数率に変化はなく、加熱によるシンチレータの劣化は見られなかった。

論文

Improvement of ultimate pressure of oil-free reciprocating pump for tritium service

林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1101 - 1104, 2011/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Oil-free reciprocating pump has been developed for tritium services at Tritium Process Laboratory in Japan Atomic Energy Agency. A large pump, which the pumping capacity was 54 m$$^{3}$$/h of H$$_{2}$$ at 5 Torr suction and 875 Torr discharge pressures, had been demonstrated with tritium gas and used for a part of ITER roughing pump system design. Smaller pump, which is 10 m$$^{3}$$/h at the same pressure conditions, has been used as a house vacuum pump at TPL for almost 20 years without any big trouble. One disadvantage of the above type of reciprocating pump is rather high ultimate pressure about 1 Torr with drastically decreasing of the pumping performance. The main reason why is the lack of opening of check valves at lower suction pressure, which are installed in the piston of the pump. In order to improve this disadvantage, solenoid valves option was tested instead of the check valves. Intentional opening and closing of the solenoid valves, linked with reciprocating motion cycle of the pump, improved more than one order of the ultimate pressure drastically.

口頭

Experimental study on helium gas flow through pebble bed of ceramic tritium breeder in a test blanket module

吉河 朗; 関 洋治; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 深田 智*

no journal, , 

ITERへの導入を予定している日本のテストブランケットモジュールにおいて、トリチウム増殖を目的として固体リチウムセラミクスであるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルをトリチウム増殖領域に充填する。炉運転時において、増殖領域で生成したトリチウムは、ヘリウムガスを増殖領域に流すことで回収するが、その際、効果的なトリチウム回収の観点から、ペブル充填層中におけるヘリウムガスの流れを評価することは重要である。そこで本研究では、増殖材充填層内に直径1mmのLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$又はガラスペブルを充填し、ヘリウムガスを流量0-50L/minで流通して、充填層の圧力損失を測定し、推算値との比較を行った。その結果、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$及びガラスペブルともにヘリウムガス流量の増加に伴い、圧力損失は増加した。また、ガラスペブルの測定値は推算値と同程度の値を示したが、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルを充填した場合では、推算値よりも高い圧力損失値を示した。本結果より、充填したペブルの表面状態により圧力損失は変化することが示された。

口頭

Recent activities on tritium technologies of BA DEMO-R&D program

山西 敏彦; 林 巧; 山田 正行; 小林 和容; 野澤 貴史; 大平 茂; 岩井 保則

no journal, , 

日本六ヶ所サイトにおいて、RI取り扱い設備の設計・建設を行った。日本において、トリチウム,ベータ及び$$gamma$$核種,ベリリウムを同時に取り扱うことができる、初めての特徴的な設備である。許認可のために、設備の安全解析を行い、外部被曝,内部被曝、ともに規制値よりも十分に小さいことを確認した。トリチウムの分析,計量管理,トリチウム安全にかかわる基礎データ(材料との相互作用)に関する予備的研究を、大学等との共同研究により、大学及び原子力科学研究所のトリチウムプロセス研究棟において、科学研究費補助金による特定領域研究と連携して開始した。

口頭

Tritium distribution of tungsten exposed with low energy, high flux D plasma

磯部 兼嗣; Alimov, V.; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*

no journal, , 

プラズマと材料表面との相互作用を調べるため、低エネルギーで高いフラックスの重水素プラズマで照射したタングステンのトリチウム分布をBIXS法にて測定した。重水素プラズマ照射は495Kと550Kで行った。その後重水素で希釈したトリチウムガスに473Kで5時間曝露することで同位体交換反応によるトリチウムの導入を行った。BIXS法で表面からの詳細な深さ方向のトリチウム分布を測定したところ、495Kで照射した試料が最も高い表面水素濃度を示した。この結果は、以前実施した昇温脱離法による重水素保持量の結果と非常に一致していた。

口頭

Tritium removal test for decommissioning of FUGEN

松嶌 聡; 石山 正弘; 松尾 秀彦; 佐藤 有司

no journal, , 

「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却型の原子炉であり、原子炉の運転に伴い減速材である重水が中性子を吸収し重水中にトリチウムを生成する。したがって、重水系・ヘリウム系の廃止措置を進めるにあたっては、解体作業での作業者の内部被ばくが問題となる。また、重水(トリチウム)が残留したまま解体作業を行った場合、内部被ばく防護のための装備が必要となり作業効率が悪くなることが予想される。さらに、環境へのトリチウム放出抑制,解体廃棄物中トリチウム含有量の低減等を考慮すると、解体作業の前に重水系・ヘリウム系内に残留する重水(トリチウム)を除去することが必要である。以上のことから、最適なトリチウム除去手法の確立が必要であり、そのための試験として重水精製装置の機器・配管及び重水系・ヘリウム系の機器である重水循環ポンプ熱交換器を対象としたトリチウム除去試験を実施した。試験の結果、当所想定していた手法である通気又は真空引きによるトリチウム除去は、いずれの方法も有効であることが確認された。さらに、真空引きと対象機器・配管の加熱を併用することにより効率的にトリチウムが除去できることを見いだした。

口頭

Present status of the Broader Approach activities in Japan

奥村 義和

no journal, , 

幅広いアプローチ(BA)活動は、日欧が協力して、ITER(国際熱核融合実験炉)計画の支援や、ITERの次のステップである原型炉での発電を目指した技術基盤を構築し、核融合エネルギーの早期実現を目指すものである。BA活動は、国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)事業,国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)事業,サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の3つの事業を行う。BA活動の新たな研究拠点である青森県六ヶ所村に国際核融合エネルギー研究センターでは研究建屋の建設が2010年3月に完了し、原型炉に向けた研究開発のための研究機器の据え付けが開始されている。IFMIF/EVEDA事業のための加速器機器の製作も進められている。2012年1月からは、1ペタフロップスの演算能力を持つ高性能計算機の運用開始が予定されている。

口頭

Hydrogen isotope retention on dust particles in fusion devices

芦川 直子*; 朝倉 伸幸; 林 孝夫; 福本 正勝; 倉田 理江*; 小林 真*; 室賀 健夫*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

no journal, , 

LHD及びJT-60Uで採取されたダスト中の水素同位体保持量について発表する。これまで他の装置で測定されたダストのガス保持量の多くはフレーク状の粒子で径が数十$$sim$$百ミクロンのものが用いられている。しかし、LHDで採取したダストのサイズ分布は1ミクロン以下の粒子も無視できない。そこで、メンブレンフィルタ法により採取したダストを直接昇温脱離法(TDS)により分析するため2つの方法を用いた。JT-60U内側ダイバータ上で採取されたmg程度のダストは、タンタル皿上にダストを載せ分析を行った。LHDでは採取量が0.01-0.05mgと少ないためフィルタ上へSS基板を一緒に載せ、付着したダストを基板ごと分析し、未使用板との比により評価した。ダストの水素同位体保持量の評価はITER等将来装置におけるトリチウム蓄積量の評価や除去方法の最適化に繋がる重要な研究である。

口頭

Application of HTO as radioactive tracer to investigate water transport properties of fluoropolymer-based fuel-cell electrolyte membranes

関根 敏彦; 澤田 真一; 八巻 徹也; 浅野 雅春; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 前川 康成

no journal, , 

直接メタノール型燃料電池用の高分子電解質膜(ナフィオン膜と放射線グラフト電解質膜)における水輸送特性を追跡するための唯一の方法として、トレーサー透過法の利用を発想している。本研究では、トリチウム水(HTO)トレーサーによる膜透過試験の応用可能性について、重酸素水(H$$_{2}$$$$^{18}$$O)の結果と比較しながら検討した。簡単な同位体交換理論に従い、HTO透過係数の測定値P(HTO)は実験で使用した試験水溶液中のH$$_{2}$$OとCH$$_{3}$$OHの存在比に依存すると仮定することによって、実質的なHTO透過係数P(HTO)$$_{eff}$$を計算した。ここで重要なのは、P(HTO)$$_{eff}$$とP(H$$_{2}$$$$^{18}$$O)との間に非常に小さいが有意な差が確認されたことである。この結果は、膜内スルホン酸基との水素結合の強弱でT/H同位体交換速度が異なり、それが結果としてHTO輸送を決定づけていることを示唆している。

口頭

Performance of new tritium calorimeter in TPL/JAEA

林 巧; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 鈴木 卓美; 山田 正行; 中村 博文; 山西 敏彦

no journal, , 

Calorimetric method is one of the important methods for tritium accountancy. It is very useful measurement for rather smaller size sample with larger decay heat. Recently, a tritium calorimeter has been used in TPL/JAEA, which improved Isotope Nano Calorimeter: INC-7200 made by Tokyo Riko Co. Ltd. with Toyama University. The main improvement points are larger size of heat detective cell (52mm:diameter $$times$$ 30mm:hight) and digital voltmeter of KEITHLEY 2128A. Design sensitivity and minimum detective heat are 0.4 micro-V/micro-W and 20 nano-W, respectively, which are same of the original model. These performances have been demonstrated with standardized liquid tritium sources, which are calibrated by liquid scintillation counter. As one of the important tritium accounting tools, this calorimeter will be used at a new tritium handling facility in Rokkasho site of JAEA under Broader Approach activity, where can handle 7.4 TBq of tritium per day.

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