著者

落合 謙太郎 佐藤 聡 近藤 恵太郎

出版者

独立行政法人日本原子力研究開発機構

雑誌

特定領域研究

巻号頁・発行日

2010

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ブランケットによる燃料トリチウム自己供給技術の確立は核融合炉達成の必須条件であり、技術開発には生成から回収までのトリチウム循環に関する特性の解明が必要である。本研究ではDT中性子源による核融合炉ブランケット増殖材照射実験を実施し、増殖材から回収されたトリチウム量を測定することで、増殖材料からのトリチウム回収性能を明らかにし、核融合炉トリチウム増殖回収技術に必要な工学データの取得と設計課題の解決について貢献することを目的としている。原子力機構FNSでのDT中性子照射によるトリチウム回収実験の測定システムを用いて回収性能の試験を実施した。実験の具体的な手法は、固体増殖ブランケットの最有力中性子増倍材であるベリリウム体系(直径63cm、厚さ45cm)のほぼ中心にステンレス角柱で囲まれたヒーター付のアッセンプリ中にペブル状の増殖材(Li2TiO3)を挿入し、DT中性子源にて照射しながらトリチウム回収量を評価するものである。さらに照射時オンライン回収実験の準備を開始し、リボルバー式のバプラー切換装置を導入し、スイープガスの水分計測定、コールドトラップや酸化銅ベットの調整を行うことで、水形(HTO)ならびにカス形(HTやT2)成分分離で時間分解が可能な回収トリチウム測定システムを構築した。平成23年度は、震災により、原子力機構核融合中性子源(FNS)による照射ができなかったため、次年度の平成24年度に上記のトリチウム回収実験を改めて実施した。増殖材温度300℃と600℃のHTOとHTの分離回収測定から、トリチウム生成量の95%以上を回収できることが解った。また温度によるHTO回収量とHT回収量の違いがあることが明らかとなった。さらに時間分解測定の結果からガス系の回収は照射開始から遅れて回収されることがわかり、生成から回収までの時間が数時間必要であることが明らかとなった。

著者

村田 勲 近藤 恵太郎 宮丸 広幸 落合 謙太郎

出版者

社団法人プラズマ・核融合学会

雑誌

プラズマ・核融合学会誌 (ISSN:09187928)

巻号頁・発行日

vol.85, no.11, pp.762-773, 2009-11-25

参考文献数

24

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核融合炉の核設計に不可欠な,14MeV中性子と核融合炉構成材料核種との核反応断面積の高精度測定をめざし,過去約10年間に亘って,大阪大学が日本原子力研究開発機構との共同研究を通じて,2つの新しい二重微分断面積測定手法の開発を進めてきた.日本原子力研究開発機構FNS施設において利用可能な世界で唯一のDT中性子ペンシルビームを用いる本測定手法により,放出中性子スペクトル測定に基づく(n,2n)反応断面積の直接測定,およびきわめて高精度な荷電粒子放出二重微分断面積測定が可能となった.本解説では測定手法の概要と,これまでに得られた世界初となるベリリウム,ジルコニウム,フッ素の最新の詳細断面積測定結果についてわかりやすく解説した.

著者

佐藤 聡 中尾 誠 べりじろふ ゆーり 落合 謙太郎 西谷 健夫

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2004, pp.734, 2004

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原型炉ブランケットのトリチウム生成率(TPR)等の核特性へのWアーマの影響を、原研FNSの14MeV中性子源を用いて、実験的に評価した。F82H(厚さ16mm)、Li2TiO3(厚さ12mm)、Be(厚さ200mm)から成る原型炉ブランケット模擬試験体(高さ約660mm、幅約660mm)を組立、線源から約450mmの位置に試験体を設置し、FNSの80度ビームラインを用いて、DT核融合中性子照射実験を行った。Nb、Al、Auの金属箔、及び炭酸リチウムペレットを予め試験体中に設置し、照射後、高純度Ge検出器及び液体シンチレーションカウンターを用いて、崩壊ガンマ線及びベータ線を測定することにより、中性子束及びトリチウム生成率(TPR)を評価した。その結果、Wアーマを設置することにより、高速及び熱中性子束とも減少し、12.6及び25.2mmのWアーマを設置することにより、積算のTPRは各々、3及び8%減少した。

著者

西谷 健夫 落合 謙太郎 吉田 茂生 田中 良平 高橋 亮人 金子 純一 澤村 晃子

出版者

社団法人プラズマ・核融合学会

雑誌

プラズマ・核融合学会年会予稿集

巻号頁・発行日

no.19, 2002-11-20

著者

落合 謙太郎 近藤 恵太郎 北村 晃

出版者

独立行政法人日本原子力研究開発機構

雑誌

特定領域研究

巻号頁・発行日

2008

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核融合炉のプラズマ対向壁内のトリチウムは、その多くが表面付近に存在する。この様な表面のトリチウム密度分布を知ることは核融合トリチウムの安全評価の観点から重要である。それゆえ、固体表面のトリチウム保持量の絶対測定法が必要である。核融合炉のプラズマ対向壁表面のトリチウム保持密度深さ分布の高精度な測定法の開発として、DT核反応を利用した核反応分析法(DT-NRA)高精度化を実施した。昨年度課題であった実験室壁等から発生する散乱中性子成分の測定除去としてベリリウム体系による散乱中性子抑制法を検討し、抑制効果の検証実験を原子力機構核融合中性子源施設FNSで実施した。その結果、上記ベリリウム体系を用いることで、核反応分析法をDT核反応の放出粒子である3.5MeVアルファ粒子と14MeV中性子のコインシデンス測定に高精度に行うことが可能となり、NRAの中性子散乱抑制法としてベリリウム等の減速材抑制体系が必要であることが分かった。