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論文

新型転換炉原型炉ふげんの廃止措置状況

瀧谷 啓晃; 荒谷 健太; 粟谷 悠人; 石山 正弘; 手塚 将志; 水井 宏之

デコミッショニング技報, (59), p.2 - 12, 2019/03

新型転換炉原型炉ふげんは、2008年2月に廃止措置計画の認可を受け、廃止措置に取り組んでいる。2018年3月に廃止措置の第1段階(重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間)を終了し、現在第2段階(原子炉周辺設備解体撤去期間)に移行している。本報告では、新型転換炉原型炉ふげんの廃止措置の第1段階における成果について紹介する。

論文

In situ X-ray absorption fine structure studies of amorphous and crystalline polyoxovanadate cluster cathodes for lithium batteries

Wang, H.*; 磯部 仁*; 松村 大樹; 吉川 浩史*

Journal of Solid State Electrochemistry, 22(7), p.2067 - 2071, 2018/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:46.64(Electrochemistry)

Amorphous and crystalline MetfV10 electrodes for lithium ion batteries were prepared by mixing MetfV10 with different binders: polyvinylidenefluoride (PVDF) or polytetrafluoroethylene (PTFE). The reaction mechanism was studied using in situ X-ray absorption fine structure (XAFS) and impedance measurements. The X-ray absorption near-edge structure (XANES) results exhibited a 10-electron reduction per the formula of MetfV10 during discharge, resulting in a large capacity. Extended X-ray absorption fine structure (EXAFS) analyses suggested a slight expansion in the molecular size of MetfV10. The impedance measurements reveal that an increase of discharge capacities for the amorphous cathode is due to lower resistance than in the crystalline cathode. This study presents a rational selection of amorphous or crystalline cathode materials for high power and high energy density lithium batteries.

論文

Theoretical model analysis of $$(d,xn)$$ reactions on $$^7$$Li at 25, 40, and 102 MeV

定松 大樹*; 中山 梓介; 渡辺 幸信*; 岩本 修; 緒方 一介*

JAEA-Conf 2017-001, p.135 - 140, 2018/01

近年、高レベル放射性廃棄物の核変換や医療用放射性同位体の製造などの様々な応用において大強度中性子源への要望が高まっている。重陽子加速器を用いた中性子源はその有力な候補の一つとみなされている。それゆえ、我々はこれまでに重陽子入射反応用のコードシステムDEURACSを開発してきた。本研究では$$^7$$Li標的に対する重陽子入射による中性子放出に着目した。入射エネルギー25,40,100MeVにおける$$(d,xn)$$反応に対する二重微分断面積の計算値を実測値と比較し、DEURACSの適用性を議論する。

報告書

「もんじゅ」の原子炉格納容器全体漏えい率試験に対する代替露点検出器の実証試験

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: $$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

1F見学会; 福島第一原子力発電所見学報告、追録

須藤 俊幸

原子力・放射線部会報(インターネット), (19), P. 15, 2016/12

経済産業省の汚染水処理対策委員会トリチウム水タスクフォースの報告書では、薄めて海に放出する方法が最もコストが安く最短で処分できると評価されていることに関し、その放射能がどの程度のものなのか把握するための一助として、原子力発電所や再処理施設からの放出量と比較について述べた。

論文

福島第一原子力発電所現状視察

須藤 俊幸

技術士, 28(11), p.8 - 11, 2016/11

福島第一原子力発電所の事故から5年が経過し、原子力・放射線部会では発電所の現状を自ら確認し、技術士として情報発信すべく見学会を主催した。集合地点から発電所間の移動の際の風景、発電所での各原子炉、汚染水処理、構内、労働環境の改善等の状況について報告する。廃止措置に向けて現場は変化し続け、必ずしも順調とはいえないが粘り強く地道に進展している。関係者の真摯な努力と使命感に感銘を受けた。

論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

環境試料中有機結合型トリチウム(OBT)分析における迅速燃焼装置を用いた前処理法の検討

眞鍋 早知; 松原 菜摘; 三枝 純; 武石 稔

KEK Proceedings 2016-8, p.281 - 285, 2016/10

環境試料中の有機結合型トリチウム(以下、OBT)を分析するために必要な前処理法として石英管燃焼法と迅速燃焼装置を用いた手法がある。東京電力福島第一原子力発電所の事故以降、海産物中のOBTを迅速に評価することが求められており、このためには前処理に要する時間の短縮や操作性の向上等が必要である。そこで、迅速燃焼装置を用いた前処理のうち、燃焼過程について試料の形状や供試量を変化させ、燃焼水の収量、回収率を整理・検討した。

論文

R-matrix analysis for the $$^8$$Be system and features in the p+$$^7$$Li reaction over resonance region

国枝 賢

EPJ Web of Conferences (Internet), 122, p.08003_1 - 08003_13, 2016/06

共鳴領域におけるp+$$^7$$Li反応は加速器中性子源として利用されると共に、宇宙物理学等の基礎科学と密接に関連している為、核反応断面積および微分断面積を定量的に把握する必要がある。しかし、これまで多くの測定データが報告されているにも関わらず、詳細な理論解析や評価は報告されていない。本研究では、複合核である$$^8$$Beに対して多チャンネルR行列解析を実施し、p+$$^7$$Li反応断面積に対する個々の$$J^{pi}$$の寄与や直接過程の効果等を明らかにした。得られた知見に基づいて、共鳴領域における微分断面積等の予測計算が可能となる。

論文

Tritium decontamination of contaminated system with tritiated heavy water by drying treatment

門脇 春彦; 松嶌 聡; 中嶌 良昭

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06

新型転換炉「ふげん」は重水減速軽水沸騰冷却圧力管型の原子炉である。原子炉の運転によって重水中にトリチウムが発生したため、重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染された。「ふげん」において生じたトリチウムの化学形態は水分子である。トリチウム汚染された重水系の乾燥処理のために、通気乾燥と真空乾燥が系統の乾燥に適用され、それぞれ系統内の重水の乾燥処理に効果があることを実証した。ヘリウム系は汚染レベルが低くまた内包物を含まない系統であるが、本系統は真空乾燥により速やかに処理を完了することができた。しかし、重水浄化系は乾燥処理に長期間を要した。試験の結果から、除染対象にアルミナペレット、樹脂、シリカゲルのような水の吸着材を含む場合、乾燥処理に長期間を要することが判明した。これに対し、ローター式除湿機の乾燥処理の試験結果より、吸着重水を軽水に置換することでトリチウム化重水の除去を加速できることが示された。

論文

Chemical reaction of lithium with room temperature atmosphere of various humidities

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2138 - 2141, 2015/10

BB2014-0426.pdf:0.49MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)では、ターゲットアッセンブリのバックプレートは、供用期間中に交換される予定である。この交換作業において、バックプレート等のリチウム機器は、周辺の大気成分と化学反応を生じることが想定される。そこで本研究では、当該交換作業期間中における化学反応挙動を評価するために、リチウムと大気、および大気中の主要元素である酸素および窒素の室温における化学反応挙動について、気中の湿度の影響も加味しながら実験的に調べた。

論文

Hydrophobic platinum honeycomb catalyst to be used for tritium oxidation reactors

岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*; 野口 宏史*; 枝尾 祐希; 谷内 淳一*

Fusion Science and Technology, 68(3), p.596 - 600, 2015/10

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

トリチウム酸化反応器に適用可能な疎水性白金ハニカム触媒を開発した。ハニカム形状の触媒は圧力損失を減少させることができる。試作した疎水性触媒はメタルハニカム担体と炭化ケイ素ハニカム担体の二種類である。白金微粒子を数ナノメートルに微細化することで微量トリチウムの触媒酸化活性を大幅に向上させることができた。水素濃度は総括反応速度にほとんど影響を与えない。白金表面上への水蒸気と水素の競合吸着の影響から反応速度定数は底値を持つ。底値を示す水素濃度は、乾燥ガス下では100ppmであった。これらのハニカム触媒の活性はペレット状の疎水性触媒と同等であり、疎水性ハニカム触媒のトリチウム酸化反応器への適用可能性を示すことができた。

論文

田中貴金属工業の触媒技術

久保 仁志*; 大嶋 優輔*; 岩井 保則

JETI, 63(10), p.33 - 36, 2015/09

田中貴金属工業は純金積み立てのイメージが強いが、主に工業用の材料製造を行っている貴金属メーカーである。化学製品も例外ではなく、貴金属薬液から触媒も手がけており、中でも燃料電池用触媒は世界トップシェアを誇る。本稿では田中貴金属工業の最近の成果である日本原子力研究開発機構と共同開発した核融合施設向けのトリチウム処理に関する疎水性貴金属触媒について概説する。

論文

核融合炉におけるトリチウムの効率回収に向けた疎水性白金触媒の開発

岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*

Isotope News, (736), p.12 - 17, 2015/08

原子力機構は田中貴金属工業と共同で核融合炉の実現に向けてトリチウムを回収するための新たな疎水性白金触媒の開発に成功した。核融合向けに必要であった触媒の耐放射線性、耐熱性について、無機物質を基材に疎水化処理を施す新たな触媒製法の開発により耐放射線性の目安となる530kGyの放射線照射に対して性能劣化がないこと、また通常使用される温度の70$$^{circ}$$Cを大きく上回る600$$^{circ}$$C超の耐熱性確保にも成功し、これまでの技術的課題を解決した。さらに、この方法で作製した触媒は、従来の約1.3倍に相当する高い交換効率を達成することも確認した。本報告は疎水性触媒による核融合炉安全性の向上につき概説する。

論文

トリチウムを安全に扱うための触媒開発; 核融合の実用化に近づく大きな一歩

岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*

化学, 70(5), p.35 - 40, 2015/05

核融合の実現に向けた研究開発として、トリチウム水と軽水素ガスを接触させ、水蒸気-水素間の水素同位体の交換を可能にする疎水性触媒作成技術の開発に成功した。本触媒は、核融合炉で発生しうるトリチウム水の減容・濃縮に適用できる。一般の触媒は水蒸気雰囲気では触媒性能を失うため、本触媒は高濃度の水蒸気雰囲気でも触媒の活性を維持するために本触媒は特殊な疎水性処理を施している。水素の同位体であり放射性のトリチウムを燃料として大量に使用する核融合プラントでは、環境中へのトリチウム放出を抑制するために、トリチウムを酸化処理し、水形にしたのちに吸着剤等で除去を行う。貴重な資源であるトリチウムを燃料として再循環させるために、核融合プラントではトリチウム水を濃縮し、ガス形に変換するトリチウム水処理システムを設ける。トリチウム水処理システムはその技術的難易度ゆえに核融合トリチウム関連技術で唯一国内にてシステム実証されておらず、本触媒の開発によりその大きな技術的ハードルを越える見通しを得た。本成果の研究過程と期待される波及効果を含め解説する。

論文

幅広いアプローチ活動だより,53

石井 康友; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 91(2), p.161 - 162, 2015/02

幅広いアプローチ活動だより(53)では、IFMIF原型加速器入射器における初ビームの成功、IFMIF/EVEDA事業液体リチウムターゲット実証試験の完遂、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。BA協定の下、六ヶ所サイトの国際核融合エネルギー研究センターで進められているIFMIF(国際核融合材料照射施設)の工学設計・工学実証活動(IFMIF/EVEDA事業)では、IFMIF原型加速器の入射器の据付調整が完了し、2014年11月よりビーム調整試験が開始された。さらに、中性子源となるリチウムターゲットの成立性に関わる工学実証試験については、大洗研究開発センターに実機規模のリチウム試験ループを製作して、約2年間にわたりその実証試験を実施してきた。2014年10月末でこの試験が目標を上回る成果を達成し、成功裏に完了した。また、那珂研究所で進められているJT-60SAの建設では、三次元CADソフトCATIAを用いて各部品の設計が行われている。これまでの建設状況とあわせて、最新状況をJT-60SAのホームページで順次公開している。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250$$^{circ}$$C、約10$$^{-3}$$Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

論文

Evaluation of residual tritium in stainless steel irradiated at SINQ target 3

菊地 賢司; 中村 博文; 辻本 和文; 小林 和容; 横山 須美; 斎藤 滋; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 356(1-3), p.157 - 161, 2006/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.94(Materials Science, Multidisciplinary)

SINQターゲットで高エネルギー陽子を鉄鋼材に照射すると、種々の放射性核種とともに、1dpaあたり水素が数百appm、ヘリウムが数十appm生成される。しかしこれまでトリチウムガスの生成量については報告されていない。そこで、ターゲットモデレータ体系の計算と、$$gamma$$線測定による計算手法のベンチマーク試験、及び加熱法による試料から放出されるトリチウムを液体シンチレーションカウンターで測定し、照射終了時に試料に残存していた量を評価した結果、計算推定量の約20%以下(照射温度が250$$^{circ}$$C以下の試料に対して)であることがわかった。加熱時のガス放出開始は250$$^{circ}$$C以上であった。

論文

Operation scenarios and requirements for fuel processing in future fusion reactor facilities; Hydrogen isotope separation as a key process for fuel recycle and safety

大平 茂; 山西 敏彦; 林 巧

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(4), p.354 - 360, 2006/04

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

この論文では、将来のD-T核融合炉における総合的な燃料処理プロセスの見地からのITER及び次期核融合炉の運転シナリオが、運転や安全の要求事項などに起因したシステム設計の要件の比較とともに示す。D-T核融合炉施設における燃料プロセスでは、ITERにおいても実証炉等においてもほとんどの基礎的な要求は同じと考えられる。しかし、ITERと実証炉等のそれぞれの運転シナリオの違いからシステムの設計要件もおのずと異なると考えられる。ITER及び実証炉のさまざまな運転をカバーすべきトリチウム・プラントのシステム設計要件を比較・検討した。実証炉では、真空容器内機器がITERより高い温度で運転されるため、構造材料中のトリチウム透過によるトリチウム濃度の上昇がある。このため、冷却材からのトリチウム除去はより重要になると考えられる。将来の核融合炉中の水素同位体処理と関連する幾つかの重要な制御因子についても議論する。

論文

Tritium release from bulk of carbon-based tiles used in JT-60U

竹石 敏治*; 片山 一成*; 西川 正史*; 正木 圭; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 349(3), p.327 - 338, 2006/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:52.76(Materials Science, Multidisciplinary)

本報告ではJT-60Uの重水素放電時に使用された等方性グラファイトバルク並びにCFCタイルバルクに蓄積されているトリチウムの放出実験を行い、タイルバルクからのトリチウム放出挙動や回収方法についての検討を行ったものである。今回トリチウム放出に使用したいずれのタイル試料も、放出前のSEM観察により明確なタイル表面での再堆積層の形成が認められなかった部分のものであり、タイルバルクからのトリチウムの放出挙動として扱うことができると考えられる。どのタイル試料においても乾燥ガスパージによって拡散によりタイルから放出されるトリチウムの一部はいったんバルク内の水酸基等にトラップされるためタイルに残留する。このトラップされたトリチウムの短時間での放出には同位体交換反応が有効であった。しかしながら、昇温操作(1200$$^{circ}$$C)による高温状態での交換反応による回収操作を行ってもまだタイルに捕捉されているトリチウムの約1%は残留し、すべてのトリチウムの短時間での回収には酸素燃焼を行う必要があることがわかった。燃焼法については等方性グラファイト,CFCタイルともに約600$$^{circ}$$C以上で燃焼が確認されたが、800$$^{circ}$$C付近が有効な燃焼温度であることが判明した。

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