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石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11
JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB
試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。
ions with excited H atoms島倉 紀之*; 本間 真由美*; 久保 博孝
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.199 - 202, 2006/00
トカマク実験装置のダイバータプラズマでは、C IV n=6-7(722.6 nm)とn=5-6(466.0nm)のスペクトル線が、C IVの基底状態からの電子衝突励起のみを考えた場合に予想されるより、非常に強く現れる場合がある。これは、Cがn=2に励起した水素原子と衝突し、電子を捕獲することによって起きると考えられる。このスペクトル線は、可視領域にあるので、ダイバータプラズマにおける高電離炭素イオンの挙動診断に非常に便利に利用できる。この利用のためにはCイオンと励起水素原子(H*(n=2))の衝突による電子捕獲断面積が必要となるが、今まで多価イオンと励起水素原子の衝突による電子捕獲断面積に対する定量的な評価は行われていなかった。ここでは、Cイオンと励起水素原子(H*(n=2))の衝突による電子捕獲断面積を60-6000eV/amuの衝突エネルギー領域において分子基底展開緊密結合法を用いて計算した結果について報告する。
今井 誠*; 白井 稔三*; 斉藤 学*; 春山 洋一*; 伊藤 秋男*; 今西 信嗣*; 福澤 文雄*; 久保 博孝
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.323 - 326, 2006/00
われわれは核融合研究に必要なイオン-原子,イオン-分子衝突による荷電交換断面積データの生産と収集を行ってきた。核融合炉の対向面材料から不純物として発生する
の1価及び2価イオンと原子(
),分子(
)との衝突による1電子及び2電子交換断面積を5-15keVの衝突エネルギー領域で測定した。また、1983年以降に科学雑誌に発表された荷電交換断面積の測定データを収集した。ここでは、これらのデータ生産,収集活動について報告する。
Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; Klix, A.; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1337 - 1341, 2004/08
被引用回数：4 パーセンタイル：29.26(Materials Science, Multidisciplinary)これまで濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層ブランケット模擬体系に対して14MeV中性子源FNSを用いた核特性系積分実験を実施してきたが、実測されたトリチウムの生成率はモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと核データJENDL-3.2による計算値よりトリチウム増殖層平均で20%小さかった。その主要な原因として、ベリリウム中の微量不純物(B, Li, Gd等)が寄与していると考察し、FNSを用いて中性子透過実験を行い、実験的評価を行った。大きさの異なるベリリウム単体の体系にパルス状DT中性子を入射し、BF3中性子検出器により、熱中性子束の減衰時間を測定した。全ての試験体で、測定した熱中性子の減衰時間は計算値より早かった。これはベリリウム中の微量不純物により熱中性子束が吸収されるためと考えられる。熱中性子の減衰時間から実行的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きな値が得られた。不純物の主要成分を検討し、トリチウム増殖率への影響を評価している。
Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫
JAERI-Research 2004-005, 30 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-005.pdf:1.93MB
ほとんどの核融合炉の概念設計において、ブランケットにおける中性子増倍材としてベリリウムの利用が提案されている。その核融合炉のトリチウム増殖比やベリリウムの放射化と核変換の評価においてはベリリウムの詳細な化学組成が必要である。本報告ではトリチウム増殖比の評価に関連する詳細な不純物分析に特に注目した。ここでは2つの異なった方法で不純物を調べた。1つはICP質量分析法による一部の試料の分析であり、もう1つはパルス化中性子を用いたベリリウム体系の積分的分析である。特に後者は
Liによるトリチウム生成に対するベリリウム中の不純物の積分的効果の最も有効な分析法として提案した。D-T中性子のパルスをベリリウム体系に入射し、その後の熱中性子密度の時間変化を観測することにより積分的効果を評価した。本研究では構造材級ベリリウムを使用した。この不純物の影響は寄生的な中性子の吸収により実験で得られたLiによるトリチウム生成の反応率を減少させる。核データセットJENDL-3.2を用いたMCNPモンテカルロ計算と実験値を比較した結果、測定された吸収断面積は製作会社の特性値から評価した値より約30%大きくなった。ベリリウム中のLi, B, Cd等の不純物はたとえ10ppm以下でも吸収断面積に影響する。
出雲 三四六; 根本 正弘*
JAERI-Tech 2002-025, 12 Pages, 2002/03
癌治療に用いられるサマリウム-153の比放射能測定に関し、製品のサマリウムの簡便な定量技術を検討した。この方法は、アルセナゾIIIを利用した吸光光度法である。照射済の酸化サマリウム試料を1M塩酸に溶解したのち、その一部を採取してpH3.2でアルセナゾIIIと混合し、混合液の652nmにおける吸光度を測定した。その結果、サマリウムのモル吸光係数は6.6
10
M
mm
で、繰り返し分析精度は約2%であった。また、製品の製造中に混入しやすい鉄,亜鉛,銅等の不純物の分析に与える影響を明らかにした。
湊 和生; 小川 徹; 鹿志村 悟; 福田 幸朔; 清水 道雄; 田山 義伸; 高橋 五志生
Journal of Nuclear Materials, 175, p.14 - 19, 1990/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.34(Materials Science, Multidisciplinary)照射済高温ガス炉用被覆燃料粒子において、金属不純物と炭化ケイ素被覆層との反応を観察した。観察には、光学顕微鏡およびX線マイクロアナライザを用いた。炭化ケイ素被覆層は、粒子の外側から腐食されていた。この反応に関与していた主たる元素は、場合によって異なっていたが、鉄または鉄とニッケルであった。これらの元素は、被覆粒子を分散させている黒鉛マトリックスに不純物として混入していたと考えられる。これらの元素は、照射温度のもとでは炭化物よりもケイ化物を形成した方が熱力学的に安定であるので、炭化ケイ素被覆層と反応しケイ化物を形成したと考えられる。燃料の製造工程においては、炭化ケイ素と反応する元素が不純物として燃料に混入しないように、細心の注意が払われるべきである。
ガス中に含まれる不純物峰原 英介; 田島 訓; 荒川 和夫
JAERI-M 84-004, 18 Pages, 1984/02
原研タンデム加速器で4年間使用されたSFガスをガスクロマトグラフ法、生物学的毒性試験法、質量分析法を用いて分析した。又、ガス中の油分、酸分、水分を測定した。このガスはガスクロマトグラフ法の分析から約99.8%のSFと約0.2%の空気から成ることが判明した。この空気はガス回収時に貯蔵タンクに蓄積されたものと考えられる。このガスの質量分析からS
F
の濃度の上限値は8ppmであり、SF
が、この分子式で存在するとしてもイオン化効率曲線の分析から極めて微量であることがわかった。ニ十日ネズミを使った毒性試験の結果から毒性物質の上限値はSF換算で1.3ppmでしかない。従ってこのガス中にはSFはほとんど存在しないと考えられる。
楢本 洋; 小沢 国夫
Proc.8th Symp.on ISIAT 84, p.433 - 438, 1984/00
固体表面近傍に局在する照射損傷と軽元素不純物に関する構造解析手段として有用な核反応を利用したイオンビーム解析法に関する総合報告を行なう。弾性反跳粒子検出法、エネルギー分析型核反応法および共鳴型核反応法をラザフォード散乱と組合せた場合に得られる情報の典型として、軽元素の熱振動振幅、結晶学的占有位置、照射欠陥と軽元素不純物の結合エネルギー、水素同位体の置換反応等について議論する。
田中 茂; 秋場 真人; 水橋 清; 小原 祥裕; 奥村 義和
Review of Scientific Instruments, 55(7), p.1069 - 1073, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)加速部から流入するが逆流電子が到達不可能な位置にホローカソードを配置したイオン源を考案し、試作した。放電室はビーム軸と垂直な中心軸を有する半円筒の形状であり、内部は多極磁場配位となっている。円筒軸の延長線上にホローカソードを配置した。このイオン源に関し初期実験を行ったところ、最大で0.64A/kwのアーク効率、約70%のガス効率を得、また85%のプロトン比が得られた。更に、引出されたビーム中の金属不純物の割合が無視可能なほど低いことが測定により明らかとなった。本イオン源の諸性能は、中性粒子入射装置に従来用いられているタングステンフィラメント付多極磁場イオン源の性能に充分匹敵し得るものである。
池添 康正; 松岡 伸吾*; 佐藤 章一
質量分析, 32(5), p.449R - 453R, 1984/00
炭酸ガス中で進行するイオン反応を大気圧イオン化質量分析計を用いて調べた。調べた反応系は、1)純CO系,2)CO-CO-O系,3)CO-CO-
O系である。1)極微量(0.01ppmの水,炭化水素)によってイオン反応は変化する,2)(O(CO))
(CO)
で表わされるクラスターイオンが、CO-CO-O系中で安定な主イオンとして存在する,3)このクラスターイオンが炭酸ガスの放射線分解において生成物収率決定に果す役割等について解明,考察を行った。
吉田 浩; 小西 哲之; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.471 - 484, 1983/00
D-T核融合炉の燃料循環系を対象としたパラジウム拡散器およびこれを用いた燃料精製システムを設計した。パラジウム合金膜法の適用性は、筆者らの既往研究に基づいて検討した。パラジウム拡散器の操作条件は実験により決定し、その形状・大きさはコンピュータ計算に基づいて設定した。精製システムの設計は、Los Alamos National LaboratoryのTritium Systems Test Assembly(TSTA)における、供給ガス条件に従った。本システムの必要機器は、パラジウム拡散器、触媒酸化反応器、低温トラップ、亜鉛ベッド、真空ポンプなどであり、システム構成および操作条件においていくつかの利点が挙げられる。
田島 輝彦
JAERI-M 7717, 132 Pages, 1978/06
トカマク・プラズマの粒子、エネルギーバランスに関し、プラズマのモデル化、そのモデルに基づいた一次元シミュレーション、不純物密度計算を行なって現在の実験結果の解析及び大型トカマクでの特徴把握を行なった。軽不純物に対策に関する実験として、JFT-2での放電洗浄、種々の壁材料の放出ガスへのべーキング効果、高温モリブデンの酸水素ガスによる表面処理、同軸型マグネトロンスパッタ法によるモリブデンコーティングを行なった。最後にトカマクの将来について捕捉粒子不安定性、不純物、第2段加熱等の観点から予測される問題の厳しさについて論じた。
的場 徹; 熊谷 勝昭; 船橋 昭昌; 河上 知秀
JAERI-M 7196, 20 Pages, 1977/07
高温プラズマ中の金属不純物からの電子衝突によるK-X線放射断面積のエネルキー依存性を、原子番号が6から82の範囲で3種の方法により計算した。電子のエネルギーが500KeVまでは相対論的理論(A&M理論)による断面積の計算値が実験値と良い一致を示した。これらの結果からK-X線放出率の電子温度依存性を求めた。金属不純物毒が半導体検出器による軟X線スペクトルの絶対測定値からK-X線放出率を使用して導出できることを示した。
下村 安夫
JAERI-M 7111, 18 Pages, 1977/06
簡単なモデルによって、スクレイプ・オフ層の考察をおこなう。このモデルは現在のトカマクのスクレイプ・オフ層の湿度として約60evの値を与える。将来の大型トカマクにおいては、中性化板またはリミタからおよび壁からの不純物混入をふせぐために、スクレイプ・オフ層の制御が必要である。低温で厚いスクレイプ・オフ層が適していることが述べられる。またこのような、スクレイプ・オフ・プラズマを得る方法についての考察もおこなう。
黒沢 武; 今井 久; 野村 真三; 藤井 貴美夫; 佐々木 泰一
Carbon, 15(3), p.189 - 190, 1977/03
被引用回数：0微量の水分を含むヘリウムを加熱された黒鉛表面に流すと一酸化炭素が生成する。このヘリウムに水素を添加して水素反応を開始すると、一酸化炭素の生成は反応初期に黒鉛試料に特有な挙動を示した。ほぼ同じ物性値を有するが不純物濃度が著しく異なる2つの銘柄の試料では特に際立った対照を示した。精製した高純度黒鉛に鉄、ヴァナジウムを添加すると、生成の挙動は不純物の多い黒鉛の生成挙動に似てくる。この反応初期における一酸化炭素の生成挙動は、水素と黒鉛表面上の化学吸着酸素との相互作用による一酸化炭素の生成放出によるものと考えられる。この結果黒鉛表面における酸素の化学吸着は、黒鉛中の不純物と密接な関連を有することがわかった。
五明 由夫*; 田島 輝彦; 藤沢 登; 鈴木 紀男; 木島 滋
JAERI-M 6647, 16 Pages, 1976/07
JFT-2トカマクの放電洗浄過程で、放電特性、壁状態、放電により雰囲気に放出されるガス成分の変化を観察することにより、放電洗浄の効果が統一的に理解された。壁表面の組成は放電洗浄を続けるにしたがって一定の状態を保つようになり、その状態で、Zeff=4.5の安定で再現性のよいプラズマが得られた。放電洗浄中壁位置でプラズマにさらしたサンプルには、ベロー山位置で約300
、谷位置で40のリミター材(Mo)壁材(SUS系)、炭素、酸素で構成される堆積層が観測された。壁状態の沈定機構についても考察する。
五明 由夫*; 田島 輝彦
JAERI-M 6297, 14 Pages, 1975/11
次代の大型トカマクでは、プラズマ中の水素以外のイオン(不純物)の量の低減が要請される。本報告では、プラズマと壁表面との相互作用が、衝撃粒子による壁金属のスパッター、収着層の脱雛、表面における粒子の反射という現象で記述できるとするモデルにより、実験で得られいる不純物発生挙動が概略説明できることを示す。その解釈の延長として、ガス不純物は放電洗浄による脱離比の低下に、金属不純物は磁気リミター部におけるダイバータ効果に、不純物量低減の見通しがあることを述べる。
堀田 寛*; 鈴木 伸武*
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 37(2), p.244 - 248, 1964/00
被引用回数：11抄録なし
谷川 聖史; 加藤 良幸; 栗田 勉; 小松崎 舞*; 大高 昭博*; 中道 英男*
no journal, ,
簡素化ペレット法開発のうち、ペレット製造過程で発生するスクラップの再利用を図るため、MOX粉末中の難溶解性Puを溶解するための研究を行っている。MOX中のPu溶解方法として、MOX粉末を1600
C以上で焼結ペレットにし硝酸で溶解する方法があるが、沸騰硝酸でもMOX中のPu溶解性は約50%の難溶解性である。これに対し、Puの硝酸への溶解性向上を目的として、SiCとPu反応物である珪酸塩の硝酸溶解性に着目し、SiCとMOX粉末の混合粉を1300C, 1400Cで加熱した粉末試料の溶解性を調査した結果、1300Cで加熱した試料では約70%のPuが20C硝酸に溶解することが分かった。
西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデントなど従来の設計基準を超える事故が発生した場合に、炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられる技術的課題を整理、報告するものである。技術課題としては、沸騰挙動と二相水位の変化、露出部燃料の冷却特性、代替注水を目的とした減圧時の挙動や注水のサブクールの影響、代替注水として利用された海水などの成分の影響、燃料被覆管の酸化挙動、2次冷却系を用いた除熱の有効性実証、使用済み燃料プール(SFP)内燃料の冷却などが挙げられるが、ここでは、過渡的な沸騰挙動と二相水位の変化、代替注水された海水などの成分の影響、SFP燃料の冷却の研究計画の概略を説明する。
