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論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:111 パーセンタイル:0.77(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

Consideration on blanket structure for fusion DEMO plant at JAERI

西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.19(Nuclear Science & Technology)

2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。

論文

Tritium recovery from helium purge stream of solid breeder blanket by cryogenic molecular sieve bed

榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二; 田中 憲一*; 植竹 満*; 西川 正史*

Proceedings of 4th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interface (CBBI-4), p.356 - 372, 1995/10

低温吸着法は固体ブランケットからH$$_{2}$$とHTを回収するプロセスとして有望視されている。ITERの設計においては4.368$$times$$10$$^{4}$$l/minの大流量のヘリウムパージガスから1000ppmのH$$_{2}$$と10ppmのHTのみを回収することとなっており、このようなきびしい条件での低温吸着システムを設計するためには、実ガス受験に近いガスを用いての小流量からの基礎データのつみ上げとスケールアップ実験を行うことが必要不可欠である。本報告では、1l/minの基礎実験によるデータとそれを用いた60l/minのスケールアップ実験に関して実ガスと同組成のトリチウムを用いて得られた結果について発表する。また微量含まれると予想される不純物の回収効率に及ぼす影響についてもメタンを用いて実験データを得た。これらの実験データを基にして低温吸着プロセスのシミュレーションモデルを構築し実験データによってその検証を行った結果を報告する。

論文

A Preliminary in-pile test of tritium release from Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 野田 健治; 一色 正彦; 金田 義朗; 宮内 武次郎

Journal of Nuclear Materials, 101, p.220 - 223, 1981/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:11.82(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットからのトリチウム放出を原子炉(JRR-2、VH-11)照射下で調べ、以下に示す結果を得た。 (1)100$$^{circ}$$C以下では、原子炉出力の2乗、すなわち、熱中性子束の2乗に比例して、トリチウムは放出した。 (2)150~250$$^{circ}$$Cでは、温度変動がトリチウム放出を著しく加速した。

論文

Recoil range of 2.7 MeV tritons produced by the $$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)$$^{3}$$H reaction in Li$$_{2}$$O single crystals

内田 勝也*; 赤堀 光雄; 野田 健治; 谷藤 隆昭; 那須 昭一; 桐原 朝夫*

Journal of Nuclear Materials, 89(1), p.92 - 98, 1980/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:33.71(Materials Science, Multidisciplinary)

単結晶酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)からの反跳によるトリチウム放出量と中性子照射量の関係およびLi$$_{2}$$O中のトリチウムの飛程について調べた。その結果、反跳トリチウム放出量と中性子照射量の間には、正比例の関係があった。また、この関係から、Li$$_{2}$$O中の2.7MeVのトリチウムの飛程を38.4$$pm$$2.3$$mu$$mを求めた。一方、酸素とリチウムの各阻止断面積から求めた飛程は、36.7$$mu$$mであり、この値と実験値を比較し議論した。

論文

Temperature distribution in Li$$_{2}$$O pellets under neutron irradiation

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 内田 勝也*; 野田 健治; 倉沢 利昌; 高橋 正; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.121 - 126, 1980/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:65.45(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉照射下における酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットの温度分布をJRR-2,インコア6D内のカプセル照射により求めた。得られた結果と熱伝導度積分から、ペレット表面温度およびペレット/316SSクラディングとのギャップ熱伝達計数を求めた。

論文

Reaction of several iron and nickel based alloys with sin-tered Li$$_{2}$$O pellets

倉沢 利昌; 竹下 英文; 村岡 進; 那須 昭一; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

Journal of Nuclear Materials, 80(1), p.48 - 56, 1979/00

 被引用回数:13

耐熱金属材料としてSUS316、インコロイ800、インコネル600、ハステロイX-Rおよび純ニッケルを取り上げ酸化リチウム焼結ペレットとの両立性実験を行った。実験は10$$^{-}$$$$^{5}$$~10$$^{-}$$6Torrの真空中で、800~1100$$^{circ}$$Cの温度範囲にわたって行った。結果は次のとおりである。(1)純ニッケルについては反応生成物は認められなかった。合金材料では金属表面から内部に反応生成物(LiCrO$$_{2}$$)が縞状にほぼ一様な深さに成長した層状の浸食組織が形成され、合金マトリックスにクロムの欠乏が見られた。(2)粒界浸食はインコネル600にのみ観察されたが、それも1000$$^{circ}$$C以上では層状組織が優勢となった。(3)各合金の酸化リチウムとの反応性を比較すると、たとえば1000$$^{circ}$$Cでは、ハステロイX-R、インコネル600,SUS316、そしてインコロイ800の順に反応度は増加した。

論文

Reaction of molybdenum and molybdenum-base alloy with sintered Li$$_{2}$$O pellets

竹下 英文; 倉沢 利昌; 村岡 進; 那須 昭一; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

Journal of Nuclear Materials, 80(2), p.249 - 252, 1979/00

 被引用回数:4

酸化リチウムの焼結ペレットとモリブデンおよびモリブデン合金(TZM)の反応性を800~1100$$^{circ}$$Cの温度範囲にわたって調べた。反応は950$$^{circ}$$C付近から認められ、1000$$^{circ}$$Cを越えると顕著に進行した。反応によってモリブデンおよびTZMの表面には反応生成物層が形成され、生成物は主としてLi$$_{4}$$MoO$$_{5}$$であることがX線回折により同定された。またTZMはモリブデンに較べやや高い反応性を示した。

論文

Mass spectrometric study of the evaporation of LiCrO$$_{2}$$ as a corrosion product in the compatibility experiment of Li$$_{2}$$O pellets with Fe-Ni-Cr alloys

大道 敏彦; 竹下 英文; 那須 昭一; 笹山 竜雄; 前多 厚; 三宅 正宣*; 佐野 忠雄*

Journal of Nuclear Materials, 82(2), p.214 - 219, 1979/00

 被引用回数:8

酸化リチウム焼結ペレットとFe-Ni-Cr合金の両立性実験において同定された主要腐食生成物LiCrO$$_{2}$$の蒸発分子種および蒸気圧を質量分析計により1673-1873Kの温度範囲にわたって測定し以下の結果を得た。1.主な蒸発分子種はLi(g)およびCr(g)で、その他CrO(g),CrO$$_{2}$$(g)およびLiCrO$$_{2}$$(g)が測定された。2.蒸発過程は次の反応を含むことを見い出した、LiCrO$$_{2}$$(s)=1/2Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$(s)+1/2Li(g)+1/4O$$_{2}$$(g)およびLiCrO$$_{2}$$(s)=LiCrO$$_{2}$$(g)。3.第2法則および第3法則に基づく処理により298KにおけるLiCrO$$_{2}$$の標準生成熱としてそれぞれ-935および-967kJ/molの値を得た。

論文

Tritium release due to a recoil process from Li$$_{2}$$O pellets

赤堀 光雄; 内田 勝也*; 野田 健治; 谷藤 隆昭; 那須 昭一

Journal of Nuclear Materials, 83(2), p.330 - 332, 1979/00

 被引用回数:4

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットからの反跳によるトリチウム放出量と照射量との関係を調べた。Li$$_{2}$$Oペレットからの反跳トリチウムをアルミ箔で捕集し、酸に溶解後、捕集トリチウムを電離箱および液体シンチレーション・システムにより測定した。反跳によるトリチウム放出量と熱中性子照射量との関係から、COS模型により、Li$$_{2}$$O中の2.7MeVのトリチウムの飛程(87%TDのペレットに対して30$$pm$$5.5$$mu$$m,99.9%TDのペレットに対して39.9$$pm$$9.7$$mu$$m)を求め理論値(36.7$$mu$$m)と比較検討を行った。

論文

X-ray study of the coexistence of rhombohedral and cubic Li$$_{2}$$O

正木 典夫; 土井 健治; 那須 昭一; 谷藤 隆昭; 内田 勝也*

Journal of Nuclear Materials, 84(1&2), p.341 - 342, 1979/00

 被引用回数:6

一軸の圧粉後、焼結して調整した酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットをX線回折法で調べた結果、従来から報告されている逆蛍石型結晶構造を持つLi$$_{2}$$O以外に、共存して存在する$$alpha$$=90.10°に歪んだ菱面体晶の結晶構造を持つLi$$_{2}$$Oを見出した。一方、中性子解析法で調べたところ、分解能の関係から2相を明確に分離できなかった。

論文

Heatcapacity and thermal decomposition of lithium peroxide

谷藤 隆昭; 那須 昭一

Journal of Nuclear Materials, 87(1), p.189 - 195, 1979/00

 被引用回数:12

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)の原料である過酸化リチウム(Li$$_{2}$$O$$_{2}$$)の比熱を走査型断熱比熱測定装置を用いて301から560°Kの温度範囲にわたって測定した。比熱の測定値から最小2乗法によりこの温度範囲における比熱式を次のように求めた。Cp=59.665+52.123$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$T+5.084$$times$$10$$^{5}$$T$$^{-}$$$$^{2}$$,(kJ/mol deg K)この値を使って、この温度範囲の代表的な温度に対するエントロピー,エンタルピーおよびGibbsの自由エネルギー関数を求めた。また、Li$$_{2}$$O$$_{2}$$の熱分解反応を調べ、熱分解のエンタルピーを25.8kJ/molと求め、さらに、雰囲気および加熱速度が熱分解におよぼす効果を調べた。

論文

Microstructures of sintered Li$$_{2}$$O pellets

深井 勝麿; 那須 昭一; 谷藤 隆昭

Journal of Nuclear Materials, 74(2), p.351 - 353, 1978/02

 被引用回数:6

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットのビッカース極小硬さの熱中性子照射効果について調べた。極小硬さは照射量1$$times$$10$$^{1}$$$$^{5}$$nvtで190、5$$times$$10$$^{1}$$$$^{7}$$nvtで220に達したが、これ以上の照射量では飽和する傾向を示した。照射量10$$^{1}$$$$^{8}$$nvtおよび10$$^{1}$$$$^{9}$$nvtまで照射した試料に対して200から600$$^{circ}$$Cの温度範囲の照射後焼鈍法により、極小硬さの回復実験を行った結果、回復は一段階で急激に進行し、その温度は350$$^{circ}$$Cであった。また、照射量10$$^{1}$$$$^{9}$$nvtまで照射した試料を600$$^{circ}$$Cで熱処理しても、ペレットの光学顕微鏡組織変化は見られなかった。

論文

Mass spectrometric study of the evaporation of Li$$_{5}$$FeO$$_{4}$$ as a corrosion product in the compatibility experiment of Li$$_{2}$$O pellets with Fe-Ni-Cr alloys

竹下 英文; 大道 敏彦; 那須 昭一; 渡辺 斉; 笹山 龍雄; 前多 厚

Journal of Nuclear Materials, 78(2), p.281 - 288, 1978/00

 被引用回数:18

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットとFe-Ni-Cr合金との両立性実験において同定された腐食生成物のひとつLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$の蒸気圧および蒸発分子種を質量分析計により1200-1500Kの温度範囲にわたって測定した。融点以上におけるLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$の蒸発過程は、Li$$_{5}$$FeO$$_{4}$$(l)$$rightarrow$$LiFeO$$_{2}$$(S)+4Li(g)+O$$_{2}$$(g)で進行することを見出した。また熱力学第3法則によりLi$$_{5}$$FeO$$_{4}$$の298Kにおける標準エンタルピーを計算し、1950kJ/molの値を得た。一方、昇華過程は均一蒸発(Congruent)過程で進行することが示唆されたが詳細な同定はできなかった。

論文

Heat capacity of lithium oxide from 306 to 1073K

谷藤 隆昭; 塩沢 憲一; 那須 昭一

Journal of Nuclear Materials, 78(2), p.422 - 424, 1978/00

 被引用回数:22

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)の比熱を、走査型断熱比熱測定装置を用いて、306から1073°Kにわたって測定した。比熱の測定値から、最小2乗法により比熱式を次式のように求めた。Cp=75.24+9.95$$times$$10$$^{3}$$T-25.05$$times$$10$$^{5}$$T$$^{-}$$$$^{2}$$,Jmole$$^{-}$$$$^{1}$$ この値を使って、各温度におけるエントロピー、エンタルピーおよびGibbsの自由エネルギー関数を求めた。

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 工藤 博司; 塩沢 憲一; 高橋 正; 倉沢 利昌; 立木 雅章*; 田中 吉左右

Journal of Nuclear Materials, 68, p.261 - 264, 1977/00

 被引用回数:31

3$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$nvtまで熱中性子を照射した酸化リチウムペレラトからの真空中におけるトリチウム放出の密度依存性を調べた。72.7から91.5%理論密度までの5種類の密度を持ったペレットを使用し、次の結果を得た。 1.88.5%理論密度以下の試料では、630$$^{circ}$$Cまででトリチウム放出はほぼ完了したが、91.5%理論密度の試料では、630$$^{circ}$$Cまでで約20%のトリチウムが試料中に残っており、放出率もやや、高温側にシフトした。 2.大部分のトリチウムは-72$$^{circ}$$Cで凝縮する化合物として検出された。 3.気体状態で検出されたトリチウムの化学形は、トリチウム水素、トリチウムメタンなどであった。 4.放出されたトリチウムメタンに対するトリチウム水素の比は91.5%理論密度の試料では、極めて大きかった。

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