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中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08
被引用回数：14 パーセンタイル：66.01(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。
中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出雄*; Loginov, N.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.2), p.1675 - 1679, 2002/12
被引用回数：4 パーセンタイル：29.2(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末までの予定で実施中である。本報告では、KEPの結果を反映させた液体Liターゲットの最近の結果と今後の展望について述べる。連続運転に対応したLiループ構造を定めるため、Liループ配管の熱応力解析を行い、過大な熱応力が発生しない配置を定めた。また、ビーム緊急停止時の過渡解析を実施し、Li固化防止に必要な有機冷媒1次冷却系及び水の2次冷却系温度制御条件を定めた。Li純化系では、KEPの結果をもとに、材料の腐食に影響するLi中の窒素不純物制御用として、新たにCrホットトラップの検討を行うとともに、トリチウム制御用のイットリウムホットトラップの仕様を定めた。さらに、放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計を行い、基本構造を定めた。KEPに続いて、Liターゲットの長時間運転を実証するため、2003年の移行期間を経て2004年からLi試験ループを中心とした技術実証を開始する予定である。
岩井 保則; 山西 敏彦; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 西 正孝; Willms, R. S.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.661 - 669, 2002/06
被引用回数：14 パーセンタイル：65.5(Nuclear Science & Technology)ITERの燃料循環システムでは、水素同位体分離システム(ISS)を構成する深冷蒸留塔内にトリチウムの大部分が滞留することが予想されている。そのため、高い精度を有するISS内水素同位体滞留量解析評価手法が安全確保の観点から強く求められている。ISS内のインベントリー評価手法の確立のために日米協力のもと、ロスアラモス研究所トリチウムシステム試験施設の有するITER規模の深冷蒸留塔を用いた実験を計画し実施した。この結果を評価し、今回提案した数値解析評価手法により深冷蒸留塔内の水素同位体滞留量を精度よく評価できることを確認し、本手法がITER規模の深冷蒸留塔に有効であることを明らかとした。本手法の精度は塔内の濃度分布に依存せず、特に重水素の液ホールドアップ率は塔の形状の違いにほとんど影響されないことを見いだした。またITER規模の深冷蒸留塔では液の滞留量に対してガスの滞留量も無視できないことを見いだした。
松崎 禎市郎*; 永嶺 謙忠*; 棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 石田 勝彦*; 中村 哲*; 渡邊 功雄*; G.H.Eaton*
Hyperfine Interactions, 119(1-4), p.361 - 363, 1999/00
英国Rutherford Appleton Laboratory,ISIS内のRIKEN-RALミュオン施設において、現在D-T反応によるミュオン触媒核融合(
CF)実験中である。この実験に使用しているトリチウム取り扱いシステムについて報告する。特に重水素とトリチウム混合ガス中のHe-3(トリチウムの崩壊によって生成する)の除去システム、そのほかの性能及び実際に1500Ciのトリチウムを充填し、安全取り扱い上問題なく実施できた結果について報告する。
金森 直和*; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 田口 浩*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 柴沼 清; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-012, 17 Pages, 1994/08
核融合実験炉においては、D-T運転に伴いブランケットなどの炉内構造物が放射化され、これらの構造物は真空容器のポートを利用して遠隔操作により分解組立や保守を行わなければならない。炉内構造物の保守時にトリチウムや放射化ダストの漏洩を防ぐめに、メンテナンスキャスクと真空容器のポートとの間に二重シール扉が不可欠である。二重シール扉の概念として、放物線軌道を有する新しい開閉機構を考案し、扉の開閉時におけるデッドスペースを従来のスライド式やヒンジ式に比べて飛躍的に縮小する設計を提案した。この設計概念に基づき、台形断面形状で面積約0.2m
の縮小モデルを作成し、開閉動作及び放物線軌道の動作確認を行い、機構が正常に作動することを実証した。シール性については、ポリイミド製Oリングの照射効果を把握するために、10MGyまで照射したOリングのシール特性試験を実施した。
成瀬 雄二; 松田 祐二; 田中 吉左右*
Fusion Engineering and Design, 12, p.293 - 317, 1990/00
被引用回数：78 パーセンタイル：98.31(Nuclear Science & Technology)トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉燃料サイクルの確立に必要なトリチウムプロセス技術及び大量トリチウムの安全取扱技術の研究開発を行うため、原研・東海研究所に設置された。本報告では、トリチウムプロセス研究棟の設計、建設、及び運転開始について総括的な説明を行うとともに、設備と装置について個々に具体的な説明を行っている。また、グラムレベルのトリチウムを取扱う施設として、安全面の留意点、トリチウム使用運転のための準備、トリチウム使用開始から1年余りの成果等について記述している。
仙石 盛夫
JAERI-M 86-034, 7 Pages, 1986/03
粒子制御の最適化によるエネルギ-閉じ込め時間の改善の方法が提案される。ペレット入射と断続中性粒子入射加熱の組み合わせにより、プラズマ周辺部での粒子補給量を低減でき、エネルギ-閉じ込め時間が改善された。ペレット入射およびダイバ-タ(あるいはポンプリミタ-)による粒子排気を併用することにより エネルギ-閉じ込め時間の改善が期待される。ペレット入射により、より高い中性子発生率とより低いトリチウムインベントリ-が期待できることも示している。
山口 康市; 槇本 梁雄*; 工藤 博司
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(11), p.948 - 952, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.87(Nuclear Science & Technology)10Ciレベルのトリチウムを取り扱うグローブボックスの空気雰囲気中に漏洩したトリチウムを除去する目的で、運搬可能な小型トリチウム除去装置(TRE)を開発した。この装置はT
、HT、CH
Tのような気体状トリチウムを貴金属/アルミナ触媒で酸化し、ゼオライトペレットに吸着させるものである。 TREの性能試験をトリチウムガス(HT)を用いて実施した結果、ガス循環流速200lh
触媒温度200
Cの条件で、トリチウム濃度が0.64Ci・m
-から7
10
Ci・mまで3時間以内に減少した。さらに、種々の運転条件でHT-HTOの酸化転換率を求めた。これについても報告する。
