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中平 昌隆; 武田 信和
保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01
ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。
中村 博文; 西 正孝; 杉崎 昌和*
JAERI-Research 2003-018, 32 Pages, 2003/09
JAERI-Research-2003-018.pdf:1.32MB
核融合炉の安全評価上必要な材料中のトリチウム輸送挙動の評価は、トリチウム輸送物性値、もしくは、軽水素,重水素輸送特性の同位体効果理論によるトリチウムへの外挿値により評価される。しかしながら、トリチウム輸送物性値の測定例は稀少であり、また、同位体効果理論の外挿性についてもトリチウムデータの稀少さゆえに完全に確証されておらず、材料中トリチウム挙動予測に不確実性が存在する。そこで本研究では、この材料中におけるトリチウムの輸送特性を評価するために、イオン駆動透過法を用いて、水素透過挙動がよく知られたニッケルに対するトリチウムの拡散係数及び表面再結合係数を測定し、全く同じ条件で実施した重水素の結果との比較により拡散と表面再結合のトリチウム-重水素間の同位体効果を評価した。その結果、拡散係数の同位体間効果に関しては、古典拡散理論から予測される同位体効果を示さず、トリチウムが重水素よりも大きな拡散係数を持つこと及び拡散の活性化エネルギーがトリチウムの方が小さいという傾向を得た。これらの結果は、振動温度を従来報告値より若干高く仮定することにより、既存の修正拡散モデルで説明可能であることを明らかにした。さらに、表面再結合に関する同位体効果に関しても、修正溶解モデルにより同様に説明可能なことを示した。
中村 博文; 西 正孝; 森田 健治*
JAERI-Research 2003-016, 32 Pages, 2003/08
JAERI-Research-2003-016.pdf:5.5MB
核融合炉材料からのトリチウム除去回収に関する研究の一環として、核融合炉のトリチウム回収システムへの応用研究が進められているストロンチウム-セリウム(Sr-Ce)系酸化物セラミックスプロトン導電体にトリチウムを注入し、酸化物試料中のトリチウムの存在状態を等速昇温脱離法により調査した。その結果、Sr-Ce系酸化物中でのトリチウムは、主として水酸基の状態で存在しているため、その除去には1300K以上での加熱放出が必要なことを明らかにした。また、トリチウムを注入した試料を水蒸気濃度が異なる空気中に曝露し、その際のトリチウム放出量及び放出化学形の水蒸気濃度依存性を測定することにより、トリチウム除去機構について検討した。その結果、空気曝露によるトリチウム除去率は小さく、そのほとんどが、試料表層のOT基と水蒸気との同位体交換反応により水状として放出されるトリチウムであることを明らかにした。また、酸化物中の溶解トリチウムと酸素欠損への酸素の引き抜き現象に起因する水蒸気曝露による水素状でのトリチウム放出もわずかではあるが確認できた。以上の結果、酸化物中におけるトリチウムの存在状態の違いによる空気曝露時のトリチウム除去機構の違いを明らかにし、トリチウム除去法の最適化のための基礎データを得た。
鈴木 哲; 上田 良夫*; 徳永 和俊*; 佐藤 和義; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 44(1), p.41 - 48, 2003/07
被引用回数：30 パーセンタイル：85.79(Nuclear Science & Technology)本論文は日本における核融合発電プラントのダイバータ、プラズマ対向機器に関する研究のレビューである。発電プラントの実現に向けて、トリチウム増殖比や熱・粒子相互作用を考慮したプラズマ対向材料の選定,発電に向けた伝熱流動の研究,プラズマ対向材料として最も有望なタングステンに関する接合技術などの製作技術開発、そして発電プラントの設計などの我が国の研究の現状について報告する。
森田 健治*; 鈴木 宏規*; 曽田 一雄*; 岩原 弘育*; 中村 博文; 林 巧; 西 正孝
Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1461 - 1465, 2002/12
被引用回数：2 パーセンタイル：16.47(Materials Science, Multidisciplinary)原研と名古屋大学との協力研究に基づいて実施された酸化物セラミックス中に注入したトリチウムと大気中水蒸気の軽水素との同位体交換反応について報告する。実験は、まず、原研のイオン源により1試料あたり約7.4GBqの純トリチウムを注入した。トリチウム注入した試料を3グループに分け、それぞれ、大気(水分濃度約9000ppm),窒素ガス(水分濃度約100ppm),乾燥窒素(水分濃度0.01ppm以下)の環境に24時間曝露した後、0.5K/sec,1273Kまでの等速昇温脱離試験を実施した。試験の結果、水蒸気中の軽水素と材料表面に存在するトリチウムとの同位体交換反応が観察されるとともに、酸化物セラミックス中に打ち込まれたトリチウムは酸化物中の酸素原子と結合していることが明らかとなった。これらの結果をもとに、名古屋大学で考案された固体内水-水素同位体交換反応モデルに基づく解析を実施し、観察されたトリチウムの放出挙動との良い一致を得た。
安藤 麻里子; 天野 光; 一政 満子*; 一政 祐輔*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.427 - 431, 2002/05
環境中に放出されたトリチウムは、植物体中で有機化することにより食物連鎖に組み込まれることになるため、トリチウム水(HTO)から有機結合型トリチウム(OBT)への転換速度を求めることが、被ばく線量評価のために必要である。1994年にカナダで行われたHTガス放出実験の結果より、食用植物に関して、植物体中でのHTOからOBTへの転換速度を求めた。HTガスは、小松菜,二十日大根,ミニトマトが栽培されている11m
11mの実験場に、濃度ができるだけ均一になるように調整しながら12日間放出された。植物の葉に関するHTOからOBTへの転換速度は約0.2 (% h
)であったが、若い葉においてはより速くなる傾向が見られた。二十日大根の根、及びミニトマトの実については葉よりも遅く、それぞれ、0.07,0.05 (% h)の値が得られた。
中村 博文; 林 巧; 西 正孝; 有田 誠; 奥野 健二*
Fusion Engineering and Design, 55(4), p.513 - 520, 2001/09
被引用回数：10 パーセンタイル：58.56(Nuclear Science & Technology)核融合炉プラズマ対向材料からのトリチウム透過に関する知見を得るために、純タングステン中に打ち込まれた重水素の透過挙動を測定した。実験は25
m厚のタングステン膜を使用し、重水素過程の定常状態及び過渡状態での挙動を測定した。実験の結果、定常状態の透過挙動のパラメータ依存性は、透過が入射側拡散-透過側拡散律速(DD律速)過程により律速されていることを示した。また、タングステン中の重水素の透過はほかの材料に比較して極めて小さいことも明らかとなった。過渡状態における透過挙動の解析の結果、重水素透過は、試料内部に存在すると考えられるトラップサイトによるトラップの影響を強くうけていることが観察される。
野口 宏
日本原子力学会誌, 39(11), p.915 - 916, 1997/00
特集「トリチウムの影響と安全管理」の第2章である。本特集の基礎情報として、環境中トリチウムの発生源である天然、核実験、医療・産業・研究、原子力等を起源とするトリチウムのインベントリと発生量をまとめた。大気中核実験起源のトリチウムは環境中トリチウムの最大の発生源であったが、年々そのインベントリは減少している。医療や産業起源のトリチウム発生量は少ないと考えられる。将来的には原子力利用に伴うトリチウムの割合が増加する可能性があるが、ITERは大量のトリチウムインベントリを有するものの、平常時の環境への放出量は他の原子力施設に比べて大きくなることはないと考えられる。
加藤 清; 内藤 和夫
Radioisotopes, 29(10), p.484 - 489, 1980/00
日本原子力研究所東海研究所における放射性廃棄物の焼却処理装置は、1966年に設置され、所内外から発生する可燃性固体廃棄物を焼却処理してきた。この焼却炉の排ガス系は、スプレースクラバ、電気集じん器、布フィルタおよびHEPAフィルタの除じん装置からなる。 この装置を用いてトリチウム水で汚染させた可燃性廃棄物の焼却試験を行い、除じん系におけるトリチウム水の挙動を調べた。 この試験結果によると、焼却した廃棄物中のトリチウム水は、主にスプレースクラバで85%が捕集され、その他の除じん装置では凝縮水として6%が捕集された。さらに残りの9%のトリチウム水はスタックから放出されることがわかった。
