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報告書

「ふげん」重水系・ヘリウム系等のトリチウム除去

瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志

JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05

JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB

日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。

論文

酸化剤含有NaOH水溶液中でFeに形成させたFe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜中へのD$$_{2}$$Oの拡散浸透挙動

春名 匠*; 宮瀧 裕貴*; 廣畑 洋平*; 柴田 俊夫*; 谷口 直樹; 立川 博一*

材料と環境, 67(9), p.375 - 380, 2018/09

本研究では、酸化剤含有沸騰45mass% NaOH水溶液(424K)中においてFeの浸漬試験を行い緻密な皮膜を形成させる浸漬時間の探索を行うこと、ならびに形成した皮膜に対する室温でのD$$_{2}$$Oの浸透挙動を明らかにすることを目的とした。その結果、以下の知見が得られた。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中に0.4ks以上浸漬したFe表面にはFe$$_{3}$$O$$_{4}$$が検出され、21.6ksまでは浸漬時間の増加とともに皮膜厚さが放物線則に従って増加した。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中にFeを1.2ksもしくは3.6ks浸漬して形成したFe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜にD$$_{2}$$O浸透試験を行った結果、いずれの皮膜に対しても、浸透時間が1000ksまでは、浸透時間の増加とともにD$$_{2}$$O浸透量が増加し、それ以上の浸透時間ではD$$_{2}$$O浸透量が定常値を示した。また3.6ks浸漬して形成した皮膜に対する定常D$$_{2}$$O浸透量の方が大きい値を示した。D$$_{2}$$Oの浸透時間と浸透量の関係をFickの拡散方程式に基づいて解析した結果、1.2ksおよび3.6ks浸漬して形成したFe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜に対するD$$_{2}$$Oの拡散係数がそれぞれ5.1$$times$$10$$^{-15}$$ cm$$^{2}$$・s$$^{-1}$$および9.9$$times$$10$$^{-15}$$ cm$$^{2}$$・s$$^{-1}$$と算出されたため、本Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜に対するD$$_{2}$$Oの拡散係数は5.1$$times$$10$$^{-15}$$ $$sim$$ 9.9$$times$$10$$^{-15}$$ cm$$^{2}$$・s$$^{-1}$$の範囲に存在すると推定された。

報告書

Deuterated Materials Enhancing Neutron Science for Structure Function Applications; 2017年10月19$$sim$$20日,いばらき量子ビーム研究センター

阿久津 和宏*; 安達 基泰*; 川北 至信

JAEA-Review 2018-002, 36 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-002.pdf:4.67MB

J-PARC MLFでは安定した大強度パルス中性子の供給が実施されており、現在までに数多くの中性子線を用いた先導的な研究、特に化学・生命の中性子研究においては中性子線が水素に敏感である性質を活用した研究が展開されている。特定の位置の水素又は有機分子の水素をその同位体である重水素でラベル化する手法は、部分選択的構造解析、水素の非干渉性散乱に由来するバックグラウンドの低減、従来では見えない構造を可視化するなど多くの利点があり、中性子研究を更に高度なものへと昇華する手法として重要な役割を担っている。そこで、わが国の中性子科学の発展に寄与することを目指して、2017年10月19日-20日に 国際ワークショップ「Deuterated Materials Enhancing Neutron Science for Structure Function Applications」がJ-PARC Workshopとして開催された。このワークショップでは、重水素ラベル化技術及びそれらを中性子科学研究に利用している国内外の研究者が一堂に会し、重水素化実験手法、最新の中性子科学研究成果及びその動向について多方面より議論した。本レポートは、オーガナイザーによるワークショップの報告である。

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

A Design study for tritium recovery system from cooling water of a fusion power plant

山西 敏彦; 岩井 保則; 河村 繕範; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.797 - 802, 2006/02

核融合炉の冷却水からのトリチウム回収システムに関し、既存技術によるシステムの設計検討を行い、その規模が許容できるものであるか、新技術の開発が必須となるか考察した。原研で概念設計を行った核融合炉(DEMO2001,第一壁領域でのトリチウム透過量:56g/day,ブランケット領域でのトリチウム透過量:74g/day)を対象とし、冷却水中の許容トリチウム濃度を30Ci/kg(カナダでの経験による)とした。既存技術として、水蒸留塔+化学交換塔+電解セルを採用した場合、水蒸留塔は内径6m$$times$$高さ40m,内径1.6 m$$times$$高さ40m規模になること、燃料系の規模をITERと同等とした場合、電解セルのトリチウム濃度がITERよりも遙かに大きく耐放射線性に懸念が生じることが判明した。また水蒸留塔の代わりに、重水濃縮等で用いられている2重温度化学交換塔を用いても改善が認められないことが判明した。このように、水蒸留塔に替わるフロントエンドプロセスが必要であり、水蒸気圧力スイング法の研究を進めている。

論文

Selective OD bond dissociation of HOD; Photodissociation of vibrationally excited HOD in the 5$$nu$$$$_{OD}$$ state

赤木 浩; 深澤 裕; 横山 啓一; 横山 淳

Journal of Chemical Physics, 123(18), p.184305_1 - 184305_7, 2005/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:41.21(Chemistry, Physical)

HOD分子のOD伸縮高振動状態(5$$nu$$$$_{OD}$$状態)を243.1nmの紫外光で光分解した。OH結合切断とOD結合切断の分岐比を、生成したH及びD原子を検出することにより決定した。OH切断によって生成したH原子は検出されず、OD結合切断が主な分解過程であることがわかった。量子波束計算により、今回観測された高い選択性の原因が、(1)5$$nu$$$$_{OD}$$状態がローカルモード的であること,(2)励起エネルギーが励起状態ポテンシャル曲面上の鞍点より低いこと、にあることを明らかにした。

論文

Comparison of tritium retention and carbon deposition in JET and JT-60U

田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; Coad, P.*; Bekris, N.*; Glugla, M.*; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 345(2-3), p.89 - 95, 2005/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:24.8(Materials Science, Multidisciplinary)

JETのDT放電で利用されたMARKII-Aダイバータタイル上のトリチウムの蓄積を調べた結果及び、JT-60UのDD放電で使用されたダイバータタイルに蓄積されているトリチウムの表面分布及びSIMSによるH,Dの深さ分析結果を比較し、ITERにおけるトリチウムのインベントリー評価をするうえで、何が問題であるかを議論した。特に2つの装置におけるダイバータ構造の違い,タイル配置の違いなどを考慮しつつ、水素(H, D, T)の蓄積状況を比較することにより、ダイバータ構造及びタイル配置の最適化をはかれば、炭素の損耗を減らし、ひいてはトリチウムインベントリーを減らせることができることを示唆した。またJT-60Uの結果に基づき、黒鉛タイル表面の温度を500$$^{circ}$$C以上にすることができれば、ITERのトリチウムインベントリーを大きく減らせることも明らかにした。

論文

Gas release of SiC implanted with deuterium or helium

相原 純; 沢 和弘; 古屋 吉男*; 北條 智博*; 古野 茂実*; 山本 博之; 北條 喜一; 石原 正博

Journal of the American Ceramic Society, 88(8), p.2319 - 2321, 2005/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Ceramics)

ヘリウムもしくは重水素を注入したSiCのTDSを調べた。ヘリウムの放出スペクトルは1270K付近に一つの鋭いピークを持ち、そのピークは1次の放出反応に基づく式に比較的よくフィッティングされ、その活性化エネルギーは約4.4eVであった。一方、重水素の放出ピークは明らかに重なりあう二つのピークから成り(600K付近と1000K付近)、その形は昇温速度によって著しく異なった。重水素放出の過程は独立した二つの2次反応では記述できないものと思われる。

論文

Local bonding states of ion-irradiated graphite characterized by photon-stimulated desorption (PSD) spectroscopy

関口 哲弘; 馬場 祐治; 下山 巖; Nath, K. G.

Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 144-147, p.437 - 441, 2005/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:81.33(Spectroscopy)

表面における配向を化学結合種ごとに分析する新しい実験手法を開発した。偏光NEXAFS法はX線吸収スペクトル測定により表面の結合状態や配向方向を決定する手法である。軟X線領域ではX線吸収測定のためには通常全電子収量を測定する。本研究においては放射光励起に起因する脱離イオンの質量分析を行い、X線励起エネルギー依存性及びその偏光依存性を測定することにより個々の化学結合について配向解析を行う実験を試みた。系としては核融合第一壁において重要とされる重水素イオン照射グラファイトを用い、脱離するH$$^{+}$$及びD$$^{+}$$イオンを観測した。また高配向グラファイト単結晶を出発物質として使い照射による配向の乱れを観測した。電子収量はC-HとC-Dの平均構造を与えるのに対し、D$$^{+}$$収量は照射により生じたC-D結合周辺のみの局所構造を与える。H$$^{+}$$は未照射領域のC-H結合の情報を与える。

報告書

JRR-2の解体,2

鈴木 武; 中野 正弘; 大川 浩; 照沼 章弘; 岸本 克己; 矢野 政昭

JAERI-Tech 2005-018, 84 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-018.pdf:27.52MB

JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止した。その後、平成9年5月に原子炉の解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体工事は、4段階に分けて実施することになっており、平成9年度から平成15年度までに、第1段階から第3段階までの工事をトラブルもなく終了した。第4段階においては、原子炉本体を一括撤去した後、残存する原子炉建屋等を有効利用する計画である。当初の計画では、第4段階は、平成16年度から開始し、平成19年度に終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、解体計画の見直しを行い、第4段階の工事に着手するまでの間、原子炉本体を安全に貯蔵することとした。本報告書は、第3段階後半について、解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等について報告するものであり、既刊の「JRR-2の解体,1」の続編である。

論文

核融合試験装置の排気ガス測定装置

神永 敦嗣; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 新井 貴

平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03

核融合試験装置では、重水素を使用した実験でd(d, n)$$^{3}$$Heの核融合反応のほかにd(d, p)tの反応によりプラズマ中にトリチウム(T)が発生する。また、実験により発生するTの量や第一壁との相互作用により発生するガスの種類及び濃度は異なる。これらのガスは、真空容器内の第一壁に残留するものと各設備の真空排気設備から真空容器の外部へ排出されるものに分けられる。このうち、JT-60本体の真空排気設備から排出されるT濃度とその化学種及び生成された各種ガス成分とその濃度の測定を行うことは、Tの除去方法及び将来の核融合装置の燃料循環系の設計にとって大変有益である。このため、JT-60では、真空排気設備から排出されるT排出量や化学種,生成されるガス種を測定する排気ガス測定装置を構築した。本装置は、トリチウム測定系(通気型電離箱とガストリチウム捕集装置によりTの濃度及びその化学種を分別測定する),ガス分析系(マイクロガスクロマトグラフにより水素,炭化水素及び二酸化炭素などのガス成分を測定する)並びに残留ガス分析系(2種類の残留ガス分析計と差動排気系を組合せて残留ガスを分析する)の3つの系から構成されている。本報告では、測定に使用している装置の概要,測定方法,測定例及び測定時に発生した不具合などについて述べる。

論文

Retention characteristics of hydrogen isotopes in JT-60U

正木 圭; 杉山 一慶*; 林 孝夫; 落合 謙太郎; 後藤 純孝*; 柴原 孝宏*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*; 宮 直之; 田辺 哲朗*

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.553 - 559, 2005/03

 被引用回数:26 パーセンタイル:13.22(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにおいて、DD反応で生成されたトリチウム及び重水素のプラズマ対向壁への蓄積分布を評価し、真空容器内での水素同位体挙動を調べた。(1)プラズマ対向壁に蓄積されたトリチウムのIP及び燃焼法による測定と、損耗及び再堆積測定から以下の結果を得た。ドーム頂部でトリチウム濃度が最も高く、厚い堆積層が存在する内側ダイバータ部では低かった。(2)この結果とOFMC解析結果から、JT-60Uで得られたトリチウム分布は、DD反応で生成された高エネルギー(1MeV)トリチウムがリップルロスによりプラズマから損失し、エネルギーをあまり失うことなく壁に深く入射されたものであることが明らかとなった。(3)NRAによる重水素蓄積量測定結果では、プラズマ対向壁における重水素分布は、トリチウム分布と異なり、最も高い重水素蓄積量を示したドーム外側ウイングでもD/C$$sim$$0.05と低い値を示した。厚い堆積層の存在する内側ダイバータではさらに低く、D/C$$sim$$0.01以下であった。いずれの結果も、共堆積により多くのトリチウムが残留するJETのトリチウム分布とは大きく異なり、JT-60Uプラズマ対向壁における水素同位体の挙動は、それぞれの粒子のプラズマ対向壁への入射分布及び壁(炉内構造物)温度の影響を受けていることを示すものである。

論文

Isotope hydrograph separation for modeling of runoff mechanisms of atmospherically derived chemical and radioactive pollutants

松永 武; 柳瀬 信之; 半澤 有希子; 都築 克紀; 長縄 弘親

Journal of Water and Environment Technology (Internet), 3(2), p.243 - 252, 2005/00

久慈川水系の支流において、雨水・河川水中の水素及び酸素の安定同位体($$^{2}$$H, $$^{18}$$O)をトレーサーとして、降水時の水流出成分の分離を研究した。降雨時の水流出を、降雨の前から河川を涵養している「古い水」(地下水流出成分)と、その降水から来る「新しい水」の2つに分離した。この観測では、「新しい水」の水流出としての寄与は極めて小さいことが見いだされた。次に、流出する微量元素の由来を、河川水中の濃度変動と地下水中濃度に基づいて、その2つの成分に分離した。この結果、幾つかの有害性微量元素(Sb, Cu, Cr)は、「新しい水」にかなりの比率(24-54%)が由来することが推定された。この結果は、「新しい水」が大気から降下した有害性微量元素の流出挙動に大きな役割を有することを示唆している。

論文

Energetic neutral particle measurement with natural diamond detector in JT-60U

草間 義紀; 石川 正男; 武智 学; 西谷 健夫; 森岡 篤彦; 笹尾 真実子*; 磯部 光孝*; Krasilnikov, A.*; Kaschuck, Y.*

Proceedings of Plasma Science Symposium 2005/22nd Symposium on Plasma Processing (PSS-2005/SPP-22), p.395 - 396, 2005/00

JT-60の重水素放電による中性子/$$gamma$$線発生環境下において、天然ダイアモンド検出器を用いた高エネルギー中性粒子の測定に成功した。中性子及び$$gamma$$線のノイズを低減するため、ダイアモンド検出器をポリエチレンと鉛で覆った。そのシールドは期待通りの性能を示した。負イオン源中性粒子ビーム入射(NNBI)で生成される高エネルギーイオンによってトロイダル・アルヴェン固有モード(TAE)が励起された際に、高エネルギーイオンの輸送を示唆する中性粒子束の急激な上昇を観測した。中性粒子の上昇が観測されたエネルギー範囲は、高エネルギーイオンとTAEとの共鳴的な相互作用で予測されるエネルギー範囲と一致した。

論文

研究炉「JRR-2」の廃止措置

中野 正弘; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭

デコミッショニング技報, (30), p.11 - 24, 2004/09

JRR-2は熱出力10MW,重水減速・冷却,タンクタイプの研究炉として約36年間運転され1996年12月に永久停止された。その後、1997年原子炉解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体は、4段階に分け行われ、第1段階,第2段階はトラブルもなくすでに終了しており、さらに第3段階の解体工事についても、計画どおり2004年2月に終了した。第1段階から第3段階までの解体工事における放射線業務従事者の被ばくは予測よりも充分少なく管理することができた。原子炉本体は第4段階において一括撤去工法により解体し、残存する原子炉建屋は、実験設備等他の施設に有効利用する計画である。当初の解体計画では、第4段階は2004年に開始し、2007年終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、計画の見直しを行い、解体届の変更届を提出して、第4段階開始までの間原子炉本体を安全に貯蔵することとした。

論文

Conformational changes of troponin C within the thin filaments detected by neutron scattering

松本 富美子*; 牧野 浩司*; 前田 佳代*; Patzelt, H.*; 前田 雄一郎*; 藤原 悟

Journal of Molecular Biology, 342(4), p.1209 - 1221, 2004/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:70.69(Biochemistry & Molecular Biology)

筋収縮は、筋肉の主要な成分である太いフィラメントと細いフィラメントが互いに滑ることにより起こるが、そのCa$$^{2+}$$濃度による制御には、骨格筋・心筋においては細いフィラメント中の蛋白質トロポニンC,トロポニンI,トロポニンT,トロポミオシンが関与している。筋収縮制御機構の解明にはこれらの蛋白質のフィラメント内での構造を知ることが重要である。われわれは、その第一段階として、細いフィラメント中でのトロポニンCの構造を選択的重水素化及びコントラスト変調法と組合せた中性子散乱法により調べた。重水素化トロポニンCを調製し、単離精製した細いフィラメントに挿入することにより重水素化トロポニンCを含むフィラメントを調製し、溶媒の散乱長密度を重水素化されていない成分と一致させることにより重水素化成分のみが見える条件下で中性子散乱実験を行った。得られた散乱曲線は重水素化トロポニンCのみからの散乱曲線となる。Ca$$^{2+}$$の有無において中性子散乱曲線を測定し、モンテカルロ法を用いたモデル計算による解析の結果、トロポニンCの慣性半径はCa$$^{2+}$$の結合により、23$AA $から24$AA $に増大すること、さらにトロポニンCの細いフィラメント軸中心からの距離が53$AA $から49$AA $に減少することが明らかとなった。

論文

Impurity release and deuterium retention properties of a ferritic steel wall in JFT-2M

小川 宏明; 山内 有二*; 都筑 和泰; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 河西 敏; 草間 義紀; 山口 薫*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.678 - 682, 2004/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.32(Materials Science, Multidisciplinary)

JFT-2Mでは原型炉の構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼(F82H)を段階的に真空容器内に設置して高性能プラズマとの適合性を試験する「先進材料プラズマ適合性試験」を実施している。フェライト鋼はその化学的特性(錆びやすい)から酸素不純物の増加が懸念されている。また、重水素保持特性に関してはこれまで十分なデータの蓄積がない。そこで、フェライト鋼を真空容器内壁の20%に設置した場合と全面に設置した場合の不純物挙動を分光診断で測定した。その結果、真空容器内壁全面に設置した場合であっても、プラズマが直接相互作用をしない位置に設置した場合では、不純物放出が大きな問題とならないことを示す結果を得た。また、フェライト鋼の重水素保持特性では、重水素はおもに酸化層に吸蔵され、機械研摩等により酸化層を除去した状態では、構造材として広く用いられているSUS-316Lと同様であることを示す結果を得た。

論文

Deuterium retention properties of Be$$_{12}$$Ti

岩切 宏友*; 吉田 直亮*; 内田 宗範*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.220 - 224, 2004/03

Be$$_{12}$$Tiは耐熱性にすぐれ、プラズマ対向材としてもその応用が期待されている。トリチウム保持特性を評価することを目的に8KeVの加速電圧で重水素イオンを打ち込んだBe$$_{12}$$Ti試料(5mm$$times$$10mm$$times$$$$^{t}$$0.1mm)を1K/secの昇温速度で1700Kまで加熱し、放出される重水素を測定した。2$$times$$10$$^{21}$$ions/m$$^{2}$$, 300Kでは10%保持したのに対し、温度を上げると放出し、673Kでは5%しか保持しなかった。また、900Kにおいてほとんどが放出した。一方、Beの場合は83%が300Kで保持し、673Kでも66%が残っていた。以上の結果、Be$$_{12}$$TiはBeに比べて重水素保持が少ないことを明らかにした。

論文

Bond-selective photodissociation of partially deuterated ammonia molecules; Photodissociations of vibrationally excited NHD$$_{2}$$ in the 5$$nu$$$$_{NH}$$ state and NH$$_{2}$$D in the 5$$nu$$$$_{ND}$$ state

赤木 浩; 横山 啓一; 横山 淳

Journal of Chemical Physics, 120(10), p.4696 - 4704, 2004/03

 被引用回数:19 パーセンタイル:44.13(Chemistry, Physical)

NH伸縮振動励起したNHD$$_{2}$$(5$$nu$$$$_{NH}$$)及びND伸縮振動励起したNH$$_{2}$$D(5$$nu$$$$_{ND}$$)の紫外光分解を行い、NH及びND結合解離の分岐比を、H及びD原子の共鳴(2+1)光子イオン化を用いて決定した。NHD$$_{2}$$(5$$nu$$$$_{NH}$$)の紫外光分解では、NH解離の断面積が、1本あたりのND解離の断面積の5.1$$pm$$1.4倍に相当する。一方、NH$$_{2}$$D(5$$nu$$$$_{ND}$$)では、1本あたりのNH解離とND解離の断面積の比は0.68$$pm$$0.16と小さくなった。過去に行われた、振動励起していないNH$$_{2}$$DとNHD$$_{2}$$の紫外光分解の実験結果と比較すると、今回の結果は、NH振動励起がNH解離を約2倍程度促進し、一方、ND振動励起がND解離を3$$sim$$4倍程度促進することを示している。

論文

Thermal desorption of deuterium from ion irradiated Be$$_{12}$$Ti

岩切 宏友*; 安永 和史*; 吉田 直亮*; 内田 宗範*; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part A), p.880 - 884, 2004/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:52.27(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合ブランケット用中性子増倍材として検討されているBe$$_{12}$$Tiについて、安全性に影響を与えるトリチウム保持特性について、重水素イオン打込みと昇温脱離実験により明らかにした。$$^{w}$$5mm$$times$$$$^{l}$$10mm$$times$$$$^{t}$$1mmのBe$$_{12}$$Ti試料に8keVで2$$times$$10$$^{21}$$ions/m$$^{2}$$の重水素を打込んだ後、1K/secの昇温速度で1700Kまで加熱した。室温打込の場合、10%の重水素が保持され400Kで全て放出した。Beの場合は、室温照射では83%の重水素が保持し、全て放出するのは960Kであった。これらの結果から、Be$$_{12}$$TiはBeに比べて良好なトリチウム保持特性を有することが明らかになった。

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