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論文

FT-IR study on interaction of irradiated deuteron with defects in Li$$_{2}$$O

谷川 尚; 田中 知*; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1291 - 1294, 2004/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.31(Materials Science, Multidisciplinary)

水素同位体と照射欠陥との相互作用を明らかにするために、酸化リチウム単結晶に対して赤外吸収分析を行った。重水素イオン照射下において、FT-IRを用いて酸化リチウム固体内のO-D伸縮振動を観察した。照射中と照射後には、O-D伸縮振動領域に複数のピークが観察され、これらのピークは照射条件に対して異なる挙動を示した。観察されたピーク挙動の解析からは、照射によって酸化リチウム中に導入された重水素のほとんどがO-D結合をしないで固体内に存在していることが示され、これは照射欠陥との相互作用によるものだと示唆された。

報告書

粒子-物質相互作用研究会1993報告書; 1994年3月8日$$sim$$9日、東海村

原子分子データ研究委員会

JAERI-Conf 94-004, 187 Pages, 1994/11

JAERI-Conf-94-004.pdf:7.1MB

原子分子データ研究委員会の平成5年度の粒子-物質相互作用研究会が、1994年3月8、9日の2日間原研東海研究所で開催された。この研究会は、核融合のための原子・分子データの収集と評価の立場から、種々のエネルギー粒子と物質との相互作用に関する研究の現状を把握し、問題点を明確にすることにより、今後のワーキンググループの活動に資することを目的として開催されたものである。研究会では17の講演が行われ、本報告書は、講演後に提出して頂いた16編のレポートをまとめたものである。主な内容は、ITERプラズマ対向材料、炭素材の照射損傷、金属中の水素の捕捉と再放出、重イオンと固体表面との相互作用に関するものである。

論文

Development of in-situ gas analyzer for hydrogen isotopes in fusion fuel gas processing

奥野 健二; 宇田 達彦*; 大平 茂; 成瀬 雄二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.509 - 516, 1991/06

核融合の燃料プロセスにおいてプロセスガスを「その場」で分析測定する技術を開発するため、水素同位体ガスの測定によってレーザーラマン散乱分光法の適用性を調べた。波長488nm、出力700mWのAr$$^{+}$$レーザーをシングルパス法で照射し、水素同位体ガスのストークス回転線とQブランチのラマン散乱強度を求めた。このうち、分析に適したラマン散乱としてストークス回転線を選定し、H$$_{2}$$:HD:D$$_{2}$$の強度比として、100:58:47を得た。水素ガスの検出限界はシングルパス法で測定したときは分圧0.05kPa、1気圧のガス中濃度にして500ppmであった。また、マルチパス法を使うと検出限界レベルは更に100ppm程度まで下げられることが判明した。この結果から、レーザーラマン散乱法がトリチウムプロセスにおける「その場」分析計として有効である見通しを得た。

論文

The trapping and release of injected hydrogen isotopes in vitreous silica

東 直人*; 宮崎 哲郎*; 苗木 賢二*; 古川 勝敏; 荒殿 保幸; 大野 新一; 佐伯 正克; 立川 圓造

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 60, p.3835 - 3842, 1987/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:44.1(Chemistry, Multidisciplinary)

抄録なし

論文

Design concept of cryogenic falling liquid film helium separator

木下 正弘; 山西 敏彦; J.R.Bartlit*; R.H.Sherman*

Fusion Technology, 10, p.137 - 148, 1986/00

H$$_{2}$$ガスの流れを充填部の最上端付近に加えるという発想により、流下液膜式ヘリウム分離塔の特性が大幅に改良されている。充分に短い充填部(TSTAの入力条件下では1.4m)で、塔頂を出るトリチウムの流量は極端に小さく抑えることができ(0.2Ci/y)、しかも圧力は1atmまで下げることができる。冷凍部の仕様の決定用として、ColburnとHougenの方法を用いた1つの設計モデルを提案し、ヘリウムの存在が設計手順をいかに複雑化するかを示す。制御方式の提案も行い、深冷蒸留塔の制御方式との違いを明らかにする。冷媒ガスの入力条件を変化させても解消できない圧力上昇は、塔頂ガスの流量を増加させることによって取り除く。塔頂ガス中のトリチウム濃度は、上記のH$$_{2}$$ガスの流量によって制御する。

論文

A simulation study for hydrogen isotope distillation columns in the tritium breeding blanket system of a fusion reactor

木下 正弘; 吉田 浩; 竹下 英文

Fusion Technology, 10, p.462 - 473, 1986/00

トリチウム増殖ブランケットシステムにおいて必要とされている、ヘリウムパージガスへのH$$_{2}$$またはD$$_{2}$$添加が、水素同位体分離システム(ISS)にいかなる影響を及ぼすかについて、FERの設計条件下において解析した。上記の添加によって、燃料給排気系におけるISS(塔数2,T-インベントリー約70g、所要冷凍能力110W)以外に、ブランケットシステム用に別のISSが必要となる。必要なISSの規模は、H$$_{2}$$添加を用いる場合の方が、D$$_{2}$$添加を用いる場合よりもはるかに小さくて済む。H$$_{2}$$添加によってトリチウム濃度が100倍に希釈されるとき、塔数、T-インベントリー、所要冷凍能力は各々2、8g、65Wとなり、1000倍に希釈されるときは、各々3、12g、630Wとなる。この結果から考えると、上記1000倍希釈までのH$$_{2}$$添加なら、ISSにおいて特に深刻な問題は生じない。、

論文

Drastic reduction of computing time in dynamic simulation for hydrogen isotope distillation columns

木下 正弘

Fusion Technology, 9, p.492 - 498, 1986/00

水素精留塔の動的シミュレーションにおいては、基本となる常微分方程式が非常に大きな次元及び「堅さ」を有するため、長大な計算時間が大きな問題となることが多い。著者は、現有の積分アルゴリズムをレビューし、そのうちのいくつかをテストすることにより、安定性及び簡便さの点からBallard-Brosilowのアルゴリズムを選定した。このアルゴリズムを用いると、各ステップにおいて、線形の三項方程式を解くこととスカラー沸点計算が必要であるに過ぎない。いくつかの数値実験をもとに、時間きざみの大きさをシミュレーションの過程で修正してゆく手順を提案した。1つの定常状態から他の定常状態に移る過程を対象とする典型的な例においては、例えば改良オイラー法に比べると約百分の一の計算時間において十分な精度で数値解が得られた。

報告書

Critical Review on Vapor-Liquid Equilibrium of Hydrogen Isotope Mixture for Fusion Application

木下 正弘; 奥野 健二

JAERI-M 85-157, 19 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-157.pdf:0.41MB

D$$_{2}$$-DT-T$$_{2}$$系の相対揮発度は1に近い(D$$_{2}$$-DT,DT-T$$_{2}$$のそれは1.1から1.3の範囲にある)ため、相対揮発度の小さな誤差も、深冷蒸留塔で規定された出力条件を満たすのに必要な段数の計算値の大きな誤差に結びつく。このように、非理想性(あるいは、ラウールの法則からのずれの大小)は、塔の解析研究にきわめて重要である。SherwoodとSouersは、水素同位体溶液のラウールの法則からのずれの推定法を提出しているが、トリチウムを含む溶液に対しては、推定値は実測値よりもかなり小さい。彼らは、トリチウムのX線によって温度センサーが影響を受け、その理由のみから、ずれが実際よりも過大に観測されてしまうのだと結論している。著者らは、この結論に疑問を投げかけ、トリチウムの放射化学的効果によっても、ずれがより大きくなるのではないかという新しい考え方を提示すると共に、若干の考察を行った。

報告書

Data on Trapping and Re-Emission of Energetic Hydrogen Isotopes and Helium in Materials Supplement 1

山口 貞衛*; 小沢 国夫; 中井 洋太; 杉崎 康昭

JAERI-M 84-093, 59 Pages, 1984/05

JAERI-M-84-093.pdf:0.88MB

固体材料中に注入された水素同位体及びヘリウムの保持放出に関するデータ集JAERI-M82-118の増補版である。本報告は1982年迄の関連文献を調査収集し、AMSTORシステムによる計算機作図化を行って、32図のデータを増補し収録した。構成は次の6章に分類した。 1)イオン照射量依存性 2)廃棄物質依存性 3)標的温度依存性 4)入射イオンエネルギー依存性 5)照射損傷の影響 6)イオン誘起脱離

論文

Computer-aided simulation procedure for water distillation columns

木下 正弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(4), p.299 - 307, 1984/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.95(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

論文

Preliminary design of a fusion reactor fuel cleanup system by the palladium alloy membrane method

吉田 浩; 小西 哲之; 成瀬 雄二

Nucl.Technol./Fusion, 3, p.471 - 484, 1983/00

D-T核融合炉の燃料循環系を対象としたパラジウム拡散器およびこれを用いた燃料精製システムを設計した。パラジウム合金膜法の適用性は、筆者らの既往研究に基づいて検討した。パラジウム拡散器の操作条件は実験により決定し、その形状・大きさはコンピュータ計算に基づいて設定した。精製システムの設計は、Los Alamos National LaboratoryのTritium Systems Test Assembly(TSTA)における、供給ガス条件に従った。本システムの必要機器は、パラジウム拡散器、触媒酸化反応器、低温トラップ、亜鉛ベッド、真空ポンプなどであり、システム構成および操作条件においていくつかの利点が挙げられる。

報告書

トカマク炉用ヘリウム排気装置に関する調査

五明 由夫*; 中村 和幸; 村上 義夫

JAERI-M 82-037, 48 Pages, 1982/04

JAERI-M-82-037.pdf:1.17MB

準定常トカマク炉に不可欠な大容量ヘリウム排気装置開発の背景と現状を調査した。必要ヘリウム排気速度は排気口でヘリウム圧力により決る。近年プラズマ粒子バランスの評価が進み、INTOR規模の炉に必要な排気速度は10$$^{-}$$$$^{3}$$Torrで10$$^{5}$$l/s程度とする考え方が支配的である。米国TSTAプロジェクトでクライオポンプの評価が進み、活性炭を吸着剤とするクライオソープション法とアルゴンガス凝縮層によるクライオトラッピング法が有望であることが示された。ターボ分子ポンプを適用するには、数千l/sの排気速度を有し、大容量トリチウム取扱設備として認められるポンプを開発する必要があると考えられる。

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