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Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03
JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応によるLi(n,)Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。
Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出はBeの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。
Chikhray, Y.*; Askerbekov, S.*; Kenzhin, Y.*; Gordienko, Y.*; 石塚 悦男
Fusion Science and Technology, 76(4), p.494 - 502, 2020/05
被引用回数:1 パーセンタイル:10.11(Nuclear Science & Technology)The investigation of the mechanisms and dynamics of hydrogen isotopic interaction with solid surfaces (metals, ceramics, graphites, eutectics) in temperature and pressure ranges is important not only for the correct prediction of each isotope's evolution but also for substantiation of the safe operation of hydrogen-facing structural materials. The interaction of the hydrogen isotopes mix with the surface of solid metal or liquid eutectics is a complicated multistage H-D-T-O-solid interacting process depending on material property, environment, and the solid's surface parameters. To better understand the mechanisms of hydrogen isotopes interchange at a solid surface and to identify the limiting stages in the sorption-desorption processes, a reactor experiment of neutron irradiation was conducted with lithium-containing eutectics as tritium-generating media under the external flow of hydrogen. This work presents the model and results of its application to fitting the experimental results of tritium yield from the lithium-lead eutectics PbLiunder thermal neutrons irradiation at the IVG.1M reactor in Kazakhstan. The elaborated model and the approach used were also applied to the simulation of high temperature gas cooled reactor graphite corrosion in water vapors.
石塚 悦男; 坂本 直樹*
Physical Sciences and Technology, 6(2), p.60 - 63, 2019/12
試験研究炉運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、Beの二段反応で生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためのベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止膜の概念検討として、PHITSで多様な材料のトリチウム反跳を計算した。この結果、3桁低下させるために必要なトリチウム反跳防止厚みは、材料によって依存するが2040m必要であることが明らかとなった。
Ho, H. Q.; 石塚 悦男
Physical Sciences and Technology, 5(2), p.53 - 56, 2019/00
試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。JMTRとJRR-3Mの運転中に1次冷却材に放出されるトリチウム放出源を明らかにするために、ドラーバー燃料から放出されるトリチウム量をMCNP6とPHITSコードで計算した。計算の結果、JMTRとJRR-3Mのドラーバー燃料からの放出されるトリチウム量は、1サイクル運転あたり10及び10Bqであること、この値は測定データより約4桁低いことが明らかとなった。この結果は、両炉のドラーバー燃料から放出されるトリチウム量は無視できるレベルであることを示している。
石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11
試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。
石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*
Physical Sciences and Technology, 4(1), p.27 - 33, 2018/06
試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mについて1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した。トリチウム放出量は、新しいベリリウム要素に交換すると小さくなること、交換後は運転に伴って増加することが明らかとなった。この結果は、ベリリウム要素が1次冷却材中のトリチウム放出に大きな影響を与えていることを示している。1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した結果、Beの(n,)で生成するLiがトリチウム放出に影響すること、JMTR及びJRR-3Mの1次冷却材中のトリチウム放出源はベリリウム要素が主因であることが明らかとなった。更に、照射時間に伴うトリチウム放出率データがばらつくこと、バラツキはJRR-3MよりJMTRの方が早期に見られることも明らかになった。
Chikhray, Y.*; Kulsartov, T.*; Shestakov, V.*; Kenzhina, I.*; Askerbekov, S.*; 角田 淳弥; 植田 祥平; 柴田 大受; 坂場 成昭; Abdullin, Kh.*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.572 - 577, 2016/11
高温ガス炉(HTGR)に用いられる黒鉛について、耐腐食性を有するSiC被覆の適用は重要な課題である。本研究は、高密度のIG-110黒鉛にSiCを傾斜被覆した材料について、1673Kまでの温度で蒸気との化学反応の結果を示したものである。100Paの蒸気との反応に関する実験では、SiC酸化のパッシブ反応により表面にSiO膜が形成されることを確認した。また、1Paの蒸気とのアクティブ反応では、表面に様々なカーボン複合材が形成されることを確認した。
石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10
試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が210 (cm)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。
石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova, A.*; Kenzhina, I. E.*; Chikhray, Y.*
JAEA-Technology 2014-025, 77 Pages, 2014/08
JMTRやJRR-3では、原子炉の運転に伴って一次冷却水中のトリチウム濃度が高くなることが明らかになっている。本報告書では、これらのトリチウム放出源を明らかにするため、JMTR, JRR-3M及びJRR-4の各運転サイクルにおけるトリチウム放出率を実測値から評価した。この結果、炉心構成材にベリリウムを使用していないJRR-4のトリチウム放出率は8Bq/Wd以下であり、運転に伴うトリチウム濃度の上昇は認められなかった。これに対して、炉心構成材にベリリウムを使用しているJMTR及びJRR-3Mでは、トリチウム放出率がそれぞれ約60140及び約1095Bq/Wdで運転に伴ってトリチウム濃度が上昇すること、ベリリウム製炉心構成材を新規製作品と交換するとトリチウム放出率が一時的に低下し、その後、運転サイクルとともに増加する傾向が見られた。
石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
no journal, ,
JMTR及びJRR-3Mの一次冷却水中のトリチウム濃度増加は、ベリリウム反射体からのトリチウムの反跳放出が支配的であることを明らかにした。
Kenzhina, I. E.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Mukanova, A.*; Chikhray, Y.*
no journal, ,
試験研究炉の一次冷却水中トリチウム濃度の増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mの一次冷却水中のトリチウム放出率曲線を評価した。この結果、トリチウム放出はBeの(n,)反応によって生成されるLiに関係し、トリチウム放出曲線の評価結果から主にJMTR及びJRR-3Mのベリリウムから放出されていることが明らかとなった。また、照射時間が長くなるとトリチウム放出データのばらつきが認められ、JRR-3MよりJMTRの方が早期にばらつくことが明らかとなった。