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逆井 章; 竹永 秀信; 細金 延幸; 櫻井 真治; 秋野 昇; 久保 博孝; 東島 智; 玉井 広史; 朝倉 伸幸; 伊丹 潔; et al.
Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.312 - 317, 1999/00
被引用回数：18 パーセンタイル：77.26(Materials Science, Multidisciplinary)ITER等の将来のトカマク型核融合炉では、D-T反応で生じるヘリウム灰の制御及び連続的な排出が重要な課題となる。JT-60Uでは、ポンプ付きのW型ダイバータに改造し、排気用クライオポンプをアルゴンフロスト化して、ヘリウム排気実験をできるようにした。ELMy Hモードプラズマ中に6秒間のヘリウムビーム入射を行い、ヘリウムの排気性能及び輸送について調べた。その結果、ヘリウムビーム入射開始後1.2sで粒子補給と排気がバランスして、ヘリウム濃度4%の状態を定常的に維持するのに成功した。排気性能の目安となるヘリウムの残留時間/エネルギー閉じ込め時間の比は4となり、ITERで要求されている比10を大きく下回る良好な排気性能が得られた。また、ヘリウム濃縮係数は1.1が得られ、ITERで要求されている0.2を大きく上回り、ITERの設計を大きく支持する結果が得られた。
中村 博雄; 平山 俊雄; 小出 芳彦; 飛田 健次; 谷 啓二; 福田 武司; 久保 博孝; 栗山 正明; 草間 義紀; 逆井 章; et al.
Physical Review Letters, 67(19), p.2658 - 2661, 1991/11
被引用回数：33 パーセンタイル：82.63(Physics, Multidisciplinary)核融炉におけるヘリウム灰を模擬しているヘリウムビーム入射を行い、JT-60のNB加熱がダイバータ実験でヘリウム灰排気実験を実施した。NB加熱パワー10MW、プラズマ電流1MAの条件で、ヘリウムおよび水素中性粒子圧力の電子密度依存性を調べ、両方の圧力ともに電子密度の3乗に比例して増大することを明らかにした。また、ダイバータ部のヘリウム濃度の指標となるヘリウム濃縮係数は、0.25~0.5であり、電子密度に比例して増大することを明らかにした。このことは、高密度放電を行えば効率の良いヘリウム灰排気が可能であることを意味している。Lモードプラズマの場合、JT-60の実験結果を用いて核融合出力が1GWの炉で必要とされるヘリウム灰排気速度は、数十m
/sと予想される。Hモード等の高閉じ込めモードの実験は、今後の重要課題である。
外川 織彦
保健物理, 26, p.225 - 232, 1991/00
国際共同研究BIOMOVSで提案されたテストシナリオに参加することによって、湖の生態系における水銀の移行・蓄積を推定する評価モデルの性能を検証した。淡水魚中の水銀濃度を予測するために2種類のモデルを開発した。1つは平衡状態の系に適用される濃縮係数を使用した方法であり、他は水中濃度の変化と魚における代謝を考慮したダイナミックモデルである。このシナリオに関しては系における水銀濃度が平衡状態に達していなかったので、第1のモデルによる予測は十分でなかったが第2のモデルはより正確な予測をした。ここで使用された2つのモデルについて適用限界が示唆された。
大道 英樹; 片貝 秋雄; 須郷 高信; 岡本 次郎
Sep.Sci.Technol., 20(2-3), p.163 - 178, 1985/00
被引用回数：80 パーセンタイル：96.1(Chemistry, Multidisciplinary)放射線グラフト重合法を用いて繊維にアクリロニトリルをグラフトし、次いでヒドロキシルアミンでアミドキシム化することにより、海水からのウラン補修用の新しいタイプのアミドキシム基を含有する吸着剤を合成した。繊維の表面にのみアミドキシム基を導入した場合には、繊維内に均一に導入した場合よりウラン吸着量が多かった。ポリアクリル酸の導入、吸着プロセスでの温度や流速の増大等によりウラン吸着量が増加した。アルカリ金属やアルカリ土類金属も吸着材中に存在するのが見出されたが、ウランに比べるとこれらの金属に対する濃縮係数は1/10以下であった。この吸着材はアルカリ処理や海水との接触などに対しても高い安定性を有していることを見出した。
館盛 勝一
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(8), p.442 - 448, 1976/08
被引用回数：1各種の高濃度放射性物質を含む再処理廃液中のトリチウム濃度を求める方法を確立する事を目的として、凍結減圧蒸留法を検討した。蒸留によるトリチウム以外の放射性核種の除染係数およびトリチウムの同位体効果等を求めたところ、長寿命核分裂生成物の除染係数10
以上、放射性ヨウ素についても溶液を中和することにより満足すべき結果を得た。トリチウムの濃縮挙動については理論的検討も行った。それらの結果をふまえて、原研再処理廃液中のトリチウム濃度を凍結減圧蒸留法と液体シンチレーション測定法により求め、0.13
Ci-mlという結果を得た。この値は、最初に燃料中に存在したであろうトリチウム量の約65%であった。
