Etsuo Ishitsuka

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Etsuo Ishitsuka
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Japan Atomic Energy Agency

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Published Papers

 
Ho, H. Q.;Honda, Yuki*;Hamamoto, Shimpei;Ishii, Toshiaki;Fujimoto, Nozomu*;Ishitsuka, Etsuo
Applied Radiation and Isotopes   140 209-214   Oct 2018   [Refereed]
The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in...
Ho, H. Q.;Honda, Yuki;Motoyama, Mizuki*;Hamamoto, Shimpei;Ishii, Toshiaki;Ishitsuka, Etsuo
Applied Radiation and Isotopes   135 12-18   May 2018   [Refereed]
The p-type spherical silicon solar cell is a candidate for future solar energy with low fabrication cost, however, its conversion efficiency is only about 10\%. The conversion efficiency of a silicon solar cell can be increased by using n-type sil...
Sawahata, Hiroaki;Shimazaki, Yosuke;Ishitsuka, Etsuo;Yamazaki, Kazunori;Yanagida, Yoshinori;Fujiwara, Yusuke;Takada, Shoji;Shinozaki, Masayuki;Hamamoto, Shimpei;Tochio, Daisuke
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM)   8   Jun 2016   [Refereed]
In the HTTR, TexCf is loaded in the reactor core as a neutron startup source and changed at frequency. In this exchange work, there were two technical issues; slightly higher radiation exposure of workers by neutron leakage and reliability of...
Takemoto, Noriyuki;Izumo, Hironobu;Hori, Naohiko;Ishitsuka, Etsuo;Suzuki, Masahide
JAEA-Conf 2011-003   265-269   Mar 2012
The JMTR is expected to be a key infrastructure to contribute the nuclear Human Resource Development (HRD) by a research and On-Job-Training (OJT) in order to support global expansion of nuclear power industry. The training program for Asian young...
Kawamura, Hiroshi;Ishitsuka, Etsuo;Abdul Farid, M.*;Abdul Karim, J.*;Izumo, Hironobu;Abu, M. P.*;Muhd Yunus, M.*;Hj Khalid, M.*
JAEA-Conf 2011-003   277-279   Mar 2012
This paper will discuss about the outcomes of organizing of 1st Asian Symposium on Materials Testing Reactor (ASMTR 2011). The ASMTR2011 was held from February 16 to 18, 2011 at the Kuala Lumpur, Malaysia. The objective of this symposium is exchan...
Inaba, Yoshitomo;Iimura, Koichi;Hosokawa, Jinsaku;Izumo, Hironobu;Hori, Naohiko;Ishitsuka, Etsuo
IEEE Transactions on Nuclear Science   58(3) 1151-1158   Jun 2011   [Refereed]
The Japan Materials Testing Reactor (JMTR) is now under refurbishment, and the operation of the new JMTR will start in FY 2011. The new JMTR has a plan to produce TexMo, which is the parent nuclide of TexTc, and two TexMo production t...
Phuong, H. T.*;Nhon, M. V.*;Trang, V. T. T.*;Ishitsuka, Etsuo
Applied Radiation and Isotopes   68(6) 1177-1179   Jun 2010   [Refereed]
The pade approximation method has been applied to calculate the epithermal neutron self-shielding factors for some materials which used as a comparator in TexTex-standardization method. It includes a Doppler broadening effect correctly. With an...
Inaba, Yoshitomo;Iimura, Koichi;Hosokawa, Jinsaku;Izumo, Hironobu;Hori, Naohiko;Ishitsuka, Etsuo
Proceedings of 1st International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2009) (USB Flash Drive)   8   Jun 2009   [Refereed]
The Japan Materials Testing Reactor (JMTR) is now under refurbishment, and the operation of the new JMTR will be started in FY 2011. The new JMTR has a plan to produce TexMo, which is the parent nuclide of TexTc, and two TexMo product...
Inaba, Yoshitomo;Ishikawa, Koji*;Tatenuma, Katsuyoshi*;Ishitsuka, Etsuo
Nippon Genshiryoku Gakkai Wabun Rombunshi   8(2) 142-153   Jun 2009   [Refereed]
A solution irradiation method is proposed as a new production technique of TexMo, which is the parent nuclide of TexTc used as a radiopharmaceutical. In this new method, an aqueous molybdenum solution is irradiated with neutron in a nucle...
Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo;Shimakawa, Satoshi;Kan, Satoshi*
Fusion Engineering and Design   84(7-11) 1399-1403   Jun 2009   [Refereed]
材料試験炉(JMTR)を用いた核融合炉ブランケット炉内機能試験に使用するために耐放射線性の小型モータを開発し、JMTRで照射試験を行った。本開発研究の結果、Tex線量,高速及び熱中性子照射量が市販品の約700倍まで耐える小型モータの開発に成功した。本研究では開発した耐放射線性小型モータの主要構成部品を中性子照射し、それぞれの部品に対する中性子照射の影響を調べた。この結果、Nd-Fe-B磁石をSm-Co系磁石に変更することによって、さらに1桁程度の耐放射線性の向上が期待できることを...
Inaba, Yoshitomo;Ishikawa, Koji*;Ishida, Takuya;Tatenuma, Katsuyoshi*;Ishitsuka, Etsuo
JAEA-Conf 2008-010   259-267   Dec 2008
TexTc for the medical diagnosis is the most widely used radioisotope in the world and it's demand is growing up year by year. In case of Japan, all TexMo which is parent nuclide of TexTc, is imported. However, the importance of the d...
Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo;Shimakawa, Satoshi;Kan, Satoshi*
Fusion Engineering and Design   83(7-9) 1321-1325   Dec 2008   [Refereed]
国際熱核融合実験炉(ITER)では、原型炉用ブランケット開発のため、テストブランケットモジュール(TBM)を取付けトリチウム生成・回収特性などを評価する。このTBM開発のため、材料試験炉(JMTR)を用いて、ITERパルス運転を模擬した照射試験(ブランケット照射試験)が計画されており、その照射試験体開発のため、耐放射線性を有する小型モータの開発を実施した。本モータ開発においては、構成部材を耐放射線性の高い材料に変更することに加えて、有機系潤滑剤を使用しない構造にすることによって、耐放射線性...
Functional materials for diagnostics and plasma control
Nishitani, Takeo;Ishitsuka, Etsuo;To, Kentaro;Shikama, Tatsuo*;Takahashi, Koji
Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   84(10) 635-645   Oct 2008
国際熱核融合実験炉ITERは、フランスのカダラッシュに建設が決まり、建屋や主要機器の調達が始まる段階にきている。ITERでは、核融合出力500MW, Q=0の本格的なD-T燃焼を300Tex500秒持続することを目標にしており、そのときに第1壁における中性子負荷は約0.3MW/mTex、10年間の中性子フルエンスは約3dpaになると見積もられている。ここでは、プラズマ計測・制御用に機能材料として電気絶縁材料と光伝送要素及びプラズマ加熱(ECH)用の真空窓材(人工ダイヤモンド窓)...
Intelligible seminar on fusion reactors, 7; Optimum materials for the realization of fusion reactor
Hasegawa, Akira*;Tsuchiya, Kunihiko;Ishitsuka, Etsuo
Nippon Genshiryoku Gakkai-Shi   47(8) 536-544   Aug 2005
本講座は、核融合以外の分野の方々に核融合開発の現状と今後の展望について理解を深めてもらうために、原子力学会誌に連載されるものである。本原稿では、「第7章 核融合炉を成立させる最適な材料」のうち、トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料について記載する。
Tsuchiya, Kunihiko;Kikukawa, Akihiro*;Hoshino, Tsuyoshi;Nakamichi, Masaru;Yamada, Hirokazu*;Yamaki, Daiju;Enoeda, Mikio;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Ito, Haruhiko;Hayashi, Kimio
Journal of Nuclear Materials   329-333(Part2) 1248-1251   Aug 2004   [Refereed]
チタン酸リチウム(LiTexTiOTex)は、核融合炉ブランケットで用いるトリチウム増殖材料の有望な候補材の1つである。大小2種類(直径2mm及び0.3mm)のLiTexTiOTex微小球を混合充填した充填体を中性子パルス運転が模擬できる照射試験体に装荷し、中性子吸収体を回転させた後一定出力とした時と、中性子吸収体を一定間隔でパルス運転した時のトリチウム生成回収特性を調べるための照射試験をJMTRを用いて行った。その結果、R/G(トリチウム回収率との生成率の比)はパ...
Nishitani, Takeo;Vayakis, G.*;Yamauchi, Michinori*;Sugie, Tatsuo;Kondoh, Takashi;Shikama, Tatsuo*;Ishitsuka, Etsuo;Kawashima, Hisato
Journal of Nuclear Materials   329-333(Part2) 1461-1465   Aug 2004   [Refereed]
ITERではプラズマ位置制御用磁気センサーとして無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気コイルを用いるが、これまでの照射試験においてMIケーブルの中心導体と外皮導体間に数Vの起電力(RIEMF)が発生することが観測されており、磁気計測に与える影響が懸念されていた。そこで磁気コイルをJMTRで照射し、照射中に磁気コイルの中心導体両端に発生する起電力を高感度電圧計で測定した。これまで懸念されていたRIEMFによる中心導体両端間の起電力は十分小さいことを確認したが、中性子フルエンスの増加とおもに熱起...
Akiba, Masato;Ishitsuka, Etsuo;Enoeda, Mikio;Nishitani, Takeo;Konishi, Satoshi
Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   79(9) 929-934   Sep 2003   [Refereed]
原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40\%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果...
Kawamura, Hiroshi;Kikukawa, Akihiro*;Tsuchiya, Kunihiko;Yamada, Hirokazu*;Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo;Enoeda, Mikio;Ito, Haruhiko
Fusion Engineering and Design   69(1-4) 263-267   Sep 2003
JMTRにて中性子パルス運転模擬照射試験体の照射試験を行い、ITERブランケットテストモジュールを設計するうえで必要不可欠な中性子照射下のチタン酸リチウム(LiTexTiOTex)微小球充填層中の見かけの熱拡散率を調べた。定速昇温法により測定した結果、LiTexTiOTex微小球充填層の見かけの熱拡散率は、照射温度と中性子照射量の増加とともに減少することがわかった。一方、スイープガス流量の影響は、0Tex600cmTex/minの間では見られなかった。
Uchida, Munenori*;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi
Fusion Engineering and Design   69(1-4) 499-503   Sep 2003   [Refereed]
原型炉用中性子増倍材として期待されているBeTexTiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBeTexTiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBeTexTiサンプル(Tex8 mmTex2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(ETex1MeV) 4Tex10Tex n/cmTexの条件で330,400 and 500TexCにお...
Takahashi, Koji;Ishitsuka, Etsuo;Moeller, C. P.*;Hayashida, Kazunori*;Kasugai, Atsushi;Sakamoto, Keishi;Hayashi, Kenichi*;Imai, Tsuyoshi
Fusion Engineering and Design   66-68 473-479   Sep 2003   [Refereed]
For the purpose to confirm the reliability of the front steering concept, tests of the front steering launcher mock-up and neutron irradiation tests of bearings for a movable mirror were carried out under the ITER conditions. The max. stress of t...
Kawamura, Hiroshi;Ishitsuka, Etsuo;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru;Uchida, Munenori*;Yamada, Hirokazu*;Nakamura, Kazuyuki;Ito, Haruhiko;Nakazawa, Tetsuya;Takahashi, Heishichiro*;Tanaka, Satoru*;Yoshida, Naoaki*;Kato, Shigeru*;Ito, Yoshio*
Nuclear Fusion   43(8) 675-680   Aug 2003   [Refereed]
核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500Tex以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を...
Uchida, Munenori*;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi
Journal of Nuclear Materials   307-311(Part1) 653-656   Dec 2002   [Refereed]
BeTexTi has high melting point and good chemical stability and is expected as the advanced material for the neutron multiplier of DEMO-Reactor that requires higher temperature than 600TexC in a blanket. To evaluate the tritium inventory...
Uchida, Munenori*;Ishitsuka, Etsuo;Hatano, Toshihisa;Barabash, V.*;Kawamura, Hiroshi
Journal of Nuclear Materials   307-311(Part2) 1533-1536   Dec 2002   [Refereed]
ITER第1壁の開発を目的として、Al,Ti,Cuから成る中間層及びCu中間層を用いて製作したベリリウム/銅合金接合体の熱負荷試験を実施し、試験体の健全性を調べた。除熱性能を確認した後に、接合部温度が約200TexCとなる熱負荷条件(5MW/mTex)で15秒加熱,15秒冷却で1000回の熱サイクル試験を実施した。Al/Ti/Cu中間層の試験体は、1000回まで良好な除熱性能を維持したが、Cu中間層を用いた試験体は除熱性能の低下が見られた。試験後、接合部の断面を調べた結...
Nishitani, Takeo;Shikama, Tatsuo*;Reichle, R.*;Hodgson, E. R.*;Ishitsuka, Etsuo;Kasai, Satoshi;Yamamoto, Shin
Fusion Engineering and Design   63-64 437-441   Dec 2002   [Refereed]
ITER-EDAの工学R\&Dの一環として行ったボロメーターの照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外Tex軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメーターの実時間照射試験をJMTRを用いて行った。原子炉出力50MWで25日間を1照射サイクルとして3サイクル照射し、全高速中性子フルエンスは0.1dpa(ITER用ボロメータの目標値)であった。照射中、マイカ薄膜に蒸着した金の抵...
Kawamura, Hiroshi;Takahashi, Heishichiro*;Yoshida, Naoaki*;Shestakov, V.*;Ito, Yoshio*;Uchida, Munenori*;Yamada, Hirokazu*;Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo
Fusion Engineering and Design   61-62 391-397   Nov 2002   [Refereed]
高温ブランケット用の中性子増倍材として期待されているベリリウム金属間化合物に関し、日本国内での開発現状について報告する。ベリリウム金属間化合物の開発は、原研,大学,企業が協力して実施している。ベリリウム金属間化合物の一つであるBeTexTiに関し、従来のベリリウム金属より、構造材との両立性が良いこと,スエリングが小さいこと,機械強度が高いこと,トリチウムインベントリが小さいことなどの優れた特性を有することが明らかとなった。また、ベリリウム金属間化合物は機械的に脆く、熱応力が生じる回...
Development of fusion nuclear technologies at Japan Atomic Energy Research Institute
Seki, Masahiro;Yamanishi, Toshihiko;Shu, Wataru;Nishi, Masataka;Hatano, Toshihisa;Akiba, Masato;Takeuchi, Hiroshi;Nakamura, Kazuyuki;Sugimoto, Masayoshi;Shiba, Kiyoyuki;Jitsukawa, Shiro;Ishitsuka, Etsuo;Tsuji, Hiroshi
Fusion Science and Technology   42(1) 50-61   Jul 2002   [Refereed]
Latest status on development of long-term fusion nuclear technologies at JAERI is overviewed. A tritium processing system for the ITER and DEMO reactors was designed and basic technologies for each component of this system was demonstrated success...
Nishitani, Takeo;Shikama, Tatsuo*;Reichle, R.*;Sugie, Tatsuo;Kakuta, Tsunemi;Kasai, Satoshi;Ishitsuka, Etsuo;Yamamoto, Shin
Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   78(5) 462-467   May 2002   [Refereed]
ITER-EDAの工学R\&Dの一環として行った、ボロメータ,光ファイバー及び磁気プローブ線照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメータの実時間照射試験をJMTRを用いて行ったところ、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、金から水銀への核変換が原因であることを示した。また0.03dpa(目標0.1dpa)のフルエンス...
Ishitsuka, Etsuo;Kan, S.*;Kawamura, Hiroshi;Onozawa, H.*
Fusion Engineering and Design   58-59 517-521   Nov 2001   [Refereed]
ポリイミド巻線を使用した耐放射線小型モータを開発し、JMTRを用いて照射試験を実施した。耐放射線小型モータには、フィールドコイルとしてポリイミド巻線、マグネットとしてNd-Fe、ベアリング等の潤滑剤としてポリフェニルエーテルを用い、フィールドコイルはMgO,AlTexOTexを充填したシリコン樹脂で固定した。耐放射線小型モータは約50Texで照射し、Tex線量率と高速中性子束はそれぞれ7.4Tex10TexGy/sと6.6$\times...
Ishitsuka, Etsuo;Uchida, Munenori*;Sato, Kazuyoshi;Akiba, Masato;Kawamura, Hiroshi
Fusion Engineering and Design   56-57 421-425   Oct 2001   [Refereed]
炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300Tex、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/mTex、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800Texとなり、未照射試料により約400$^...
Fusion reactor technology; Challenge to future energy
Seki, Masahiro;Hishinuma, Akimichi;Kurihara, Kenichi;Akiba, Masato;Abe, Tetsuya;Ishitsuka, Etsuo;Imai, Tsuyoshi;Enoeda, Mikio;Ohira, Shigeru;Okumura, Yoshikazu;Ohara, Yoshihiro;Kasai, Satoshi;Kato, Takashi;Kawamura, Hiroshi;Koizumi, Koichi;Konishi, Satoshi;Sato, Satoshi;Shibanuma, Kiyoshi;Suzuki, Satoshi*;Seki, Yasushi;Tada, Eisuke;Tsuji, Hiroshi;Tsuchiya, Kunihiko;Nakahira, Masataka;Nishi, Masataka;Hayashi, Takumi;Hiroki, Seiji;Yamanishi, Toshihiko
Kaku Yugoro Kogaku Gairon; Mirai Enerugi Eno Chosen   246   Sep 2001
本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。
Sato, Kazuyoshi;Ishitsuka, Etsuo;Uchida, Munenori*;Kawamura, Hiroshi;Ezato, Koichiro;Taniguchi, Masaki;Akiba, Masato
Physica Scripta   T91 113-116   Jul 2001   [Refereed]
2種類のアーマ材からなるダイバータ模擬試験体を中性子照射して高熱負荷試験を実施し、アーマ材の影響を調べた。試験体は、1次元及び2次元の炭素繊維強化炭素複合(CFC)アーマ材とアルミナ分散強化銅製冷却構造体からなり、無酸素銅の中間層を介して銀ろうで接合した構造である。試験体の照射温度は280~320Tex、照射損傷量0.3~0.5dpaである。本試験体をITER定常熱負荷条件を模擬した5MW/mTexで10s間の加熱を実施した結果、照射量0.43dpaの1次元材及び2次...
Sato, Kazuyoshi;Ishitsuka, Etsuo;Uda, Minoru*;Kawamura, Hiroshi;Suzuki, Satoshi;Taniguchi, Masaki;Ezato, Koichiro;Akiba, Masato
Journal of Nuclear Materials   283-287(2) 1157-1160   Dec 2000   [Refereed]
中性子照射後炭素系材料の熱衝撃による損耗特性を調べるため、JMTRホットセル内に設置した電子ビーム加熱装置(OHBIS)を使用し、熱衝撃試験を実施した。その結果、試料の損耗量は中性子照射量が増えるに従って増加し、特に、中性子照射量0.46dpaの損耗量は、未照射材の約2倍に達することが明らかとなった。さらに未照射材と照射材の損耗形状を比較した結果、最大損耗深さの変化は認められず、損耗重量の差は、損耗形状がブロードになったため生じることがわかった。しかしながら、中性子照射後材料の熱衝撃試験で...
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
Journal of Nuclear Materials   283-287(Part.2) 1401-1404   Dec 2000   [Refereed]
ベリリウムからのトリチウム放出挙動に関しては、これまでに表面酸化膜及び結晶粒径の効果について報告されているが、ヘリウム生成量及び照射損傷量の効果については報告されていない。このため、ヘリウム生成量及び照射損傷量が異なる条件で照射したベリリウム微小球からのトリチウム放出特性を調べた。照射条件は3種類で照射温度が445,383,616(Tex)、各照射温度に対応するヘリウム生成量及びdpaが7,5.1,10(Tex10TexappmHe)及び4,8.6,6である...
Nagao, Yoshiharu;Nakamichi, Masaru;Tsuchiya, Kunihiko;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi
Fusion Engineering and Design   51-52(Part.B) 829-835   Nov 2000   [Refereed]
核融合炉ブランケット炉内試験において、照射試験体内に装荷したトリチウム増殖材領域のトリチウム生成量評価のため、モンテカルロ(MCNP)コードを用いた評価手法の検証を行った。本検証のため、予備照射試験として、リチウム-アルミニウム合金を用いたトリチウムモニタ及び中性子フルエンスモニタを3次元的に複数個装荷した照射試験体を製作し、JMTRにおいて照射し、各々のモニタの測定結果とMCNPによる計算結果との比較評価を行った。中性子フルエンスモニタによる高速中性子束の測定値とMCNP計算値を比較した...
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
Fusion Engineering and Design   51-52 123-126   Nov 2000   [Refereed]
ベリリウム微小球は、核融合炉ブランケットの中性子増倍材として検討されているが、これまでに中性子照射データがほとんど取得されていない。このため、回転電極法及びMg還元法で製造した2種類のベリリウム微小球を中性子照射し、機械的特性を調べた。照射条件は、ヘリウム生成量が約500appm、dpaが約8、照射温度が400,500,600TexCである。この結果、2種類のベリリウム微小球の強度はほとんど変わらないことが明らかになった。また、回転電極法で製造したベリリウム微小球に関して、こ...
Neutron irradiation test of optical components for fusion reactor
Ishitsuka, Etsuo;Sagawa, Hisashi;Nagashima, Akira;Sugie, Tatsuo;Nishitani, Takeo;Yamamoto, Shin;Kawamura, Hiroshi
Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366)   1176-1185   2000
核融合炉用光計測材料として、窓材(サファイア)及び鏡材(モリブデン)をJMTRで中性子照射し、照射後試験として窓材の光透過率及び鏡材の表面観察を行った。この結果、サファイアは800nm以下の波長領域で光透過率が減少し、その割合は照射量とともに大きくなり、照射温度が高いと小さくなることが明らかになった。また、照射したモリブデン製の鏡材について、干渉計による表面観察及びSEM観察を行ったところ、表面平滑性が中性子照射に影響されないことが明らかとなった。更に、本シンポジウムでは、in-situで...
Uda, Minoru*;Ishitsuka, Etsuo;Sato, Kazuyoshi;Akiba, Masato;*;Kawamura, Hiroshi
Phys. Scr.   T81 98-100   1999
核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mTexである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6Tex10Texn/cmTex...
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
Journal of Nuclear Materials   258-263 566-570   1998
中性子照射したベリリウムの微細構造と機械的特性を調べた。試料は、ホットプレス法、真空鋳造法、HIP法及び回転電極法で製作し、粒径及び不純物の異なる試料である。これらの試料を材料試験炉で中性子照射し、スエリング及び破壊強度を測定した。この結果、照射量及び照射温度が高いほど、また、粒径が小さく不純物が多いほどスエリングが大きくなることが明らかとなった。破壊強度は照射温度が高くなるにつれて、また、粒径が小さい試料ほど急激に低下することが明らかとなった。この原因は、粒界に集まったヘリウムバブルが影...
Grain size effect on tritium release from neutron irradiated beryllium
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*;Uda, Minoru*
Fusion Technology 1998   2 1281-1284   1998
結晶粒径の異なるベリリウムをヘリウム生成量が約1000appmとなるまでJMTRで中性子照射し、トリチウム放出率測定実験を実施して、トリチウム放出特性に及ぼす結晶粒界の影響を調べた。この結果、結晶粒径の大きい試料の見掛けの拡張係数は、結晶粒径の小さい試料より大きく、粒界にヘリウムバブルが生成しても変わらないことが明らかとなった。結晶粒径の小さい試料は、粒界のヘリウムバブル影響を大きく受け、低温ではトラップサイトとして働き、高温では連結等によりトリチウム放出速度を増加させることが明らかとなっ...
Disruption and erosion on plasma facing materials with Oarai hot-cell electron beam irradiating system (OHBIS)
Uda, Minoru*;Ishitsuka, Etsuo;Sato, Kazuyoshi;Akiba, Masato;*;*;Kawamura, Hiroshi
Fusion Technology 1998   1 161-164   1998
核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mTexである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6Tex10Texn/cmTex...
Nishitani, Takeo;;Kakuta, Tsunemi;Sagawa, Hisashi;Oyama, Yukio;*;Sugie, Tatsuo;Noda, Kenji;Kawamura, Hiroshi;Kasai, Satoshi
Fusion Engineering and Design   42 443-448   1998
日本のホームチームが現在実施しているITER計測機器要素の照射試験において、今までに得られた結果を報告する。セラミックス絶縁材については、14MeVの中性子による放射線誘起伝導(RIC)の変化をFNSで測定した。また窓材の放射線誘起発光の絶対測定をFNSで行うと共に、JMTRにおいて窓材の透過率変化の測定を行った。更にモリブデン製の反射鏡の照射試験をJMTRにおいて実施した。その結果反射率の変化はみられなかった。JT-60タイプのボロメータの照射試験をTexCo照射の下で行ったが、...
;Kawamura, Hiroshi
Fusion Engineering and Design   41 195-200   1998
ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されており、ブランケットの設計データを取得するためのベリリウム照射研究がJMTRにおいて行われている。ベリリウムの中性子照射研究は、当初JMTRの一次冷却水のトリチウム濃度上昇の原因を調べる目的で行われてきたが、その経験は核融合炉材料としての研究として引き継がれ、現在では球状ベリリウムの製造、照射挙動評価及び再処理技術等の研究を行っている。球状ベリリウムの製造技術としては、回転電極法を開発し球状ベリリウムの製造が可能となった。照射挙動...
Thermal properties of neutron irradiated beryllium
;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
Fusion Technology   2 1503-1506   1996
ブランケットの熱設計は、トリチウムリサイクリング及びインベントリ等のブランケット性能を左右する。近年、これらの観点からブランケットの定常熱分布及びパルス運転時の温度応答の計算が行われたが、使用した熱的なデータは未照射材料のものである。特にベリリウムは、中性子増倍材としてブランケットの体積の7~8割を占めるため、ベリリウムの中性子照射による照射損傷及びヘリウム生成によるスエリングが熱的特性を変化させ、ブランケットの熱設計に大きな影響を与える可能性が考えられる。このため、中性子照射したベリリウ...
Effect of surface oxide layer on tritium release from beryllium pebbles
;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*
Fusion Technology 1994   0 1345-1348   1995
核融合炉ブランケットにおいて、中性子増倍材として直径1mmの球状ベリリウムの使用が検討されている。ベリリウムのトリチウム放出は、ブランケット内のトリチウムインベントリー評価上重要である。このため、ベリリウムからのトリチウム放出実験を行った。実験からトリチウムの有効拡散係数を求めたところ、活性化エネルギは酸化ベリリウムの値と等しくなり、表面酸化膜の効果が認められた。また表面酸化膜の測定から酸化膜の増加が観測されたため、これらの表面酸化膜の挙動を考慮したモデルを提案し、実験との比較を行った。
;Kawamura, Hiroshi
Fusion Engineering and Design   27 263-268   1995
球状ベリリウムの製造技術、熱及び機械特性を調べた。製造技術では、回転電極法が最も優れており、電極材料を変えることで製造コスト及び不純物が改善された。熱特性に関しては、熱膨張係数及び比熱を測定した結果、バルク材と同等の値であることが明らかとなった。また、機械的特性に関しては、圧潰強度を測定した結果、中性子照射による脆化が認められた。
;Nakamichi, Masaru;Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;*;*;Saito, Minoru
Journal of Nuclear Materials   212-215 881-884   1994
ペブル充填型ブランケットの充填層内の圧力損失を正確に予測するため、ペブル試料を用いてスイープガスによって生じる圧力損失を測定した。測定データは、粉粒体工学の分野で使用されているKozeny-Carmanの式と+25~-60\%の誤差で一致した。また、100ppmまでの水分を添加して圧力損失を測定したところ、水分の影響はほとんどなかった。
;Kawamura, Hiroshi;*;*;*;Ando, Hiroei;
Journal of Nuclear Materials   191-194 183-185   1992
ベリリウムはプラズマ対向材料として研究されており、JETにおいては、ベリリウムを第一壁に用いた不純物/粒子制御によりプラズマパラメータの大幅な改善が報告されている。このメカニズムを理解するには、プラズマの研究と同様に、材料特性を把握することは重要となる。これらの材料特性を把握するための第一段階として、真空加熱及び重水素打込みによるホットプレスベリリウムの表面の変化をX線光電子分光法によって調べた。この結果真空加熱では表面の洗浄化が観測され、重水素打込みでは表面の酸化が観測された。
Kawamura, Hiroshi;;Sagara, Akio*;*;;Saito, Minoru;
Journal of Nuclear Materials   176-177 661-665   1990
核融合炉において、ベリリウムは中性子増倍材や低Z被覆材として用いられようとしている。このような環境下においてベリリウムが使用される場合、ベリリウム中のトリチウムインベントリーが大きいか否か、すなわちトリチウムを保持しやすいか否かは、燃料のリサイクリング(トリチウム回収等)の観点から重要な事項になる。今回は、最も一般的な製作方法であるホットプレス法によって製作されたベリリウムに重水素を打ち込み、反跳粒子検出法によって求めたベリリウム中の重水素深さ分布及び加熱時の重水素保持特性について報告する。
;Kawamura, Hiroshi;*;*;*;;Saito, Minoru
Toyama Daigaku Torichiumu Kagaku Senta Kenkyu Hokoku   8 61-73   1988
ホットプレスベリリウムは、最近になって核融合実験装置の中性子増倍材やリミッター材、第一壁材としての利用が検討されている。ホットプレスベリリウムを炉内材料として使用する際には、燃料のリサイクリングやイベントリーに影響を与える因子を知る必要がある。つまり、拡散、溶解、透過、及び表面結合の水素同位体の動力学的挙動を明らかにしなければならない。そこで本研究では、これらの因子に大きな影響を与える表面状態について、真空加熱及び重水素イオン打込みの影響をX線光電子分光法により検討し、重水素保持量について...
Development of tritium release apparatus using pulse mode heating
;Kawamura, Hiroshi;Hishinuma, Yukio
Fusion Technology      [Refereed]
ブランケットのトリチウム増殖材や中性子増倍材は、パルスモードのプラズマ加熱によって加熱されるが、今までのトリチウム放出率測定実験では、定常あるいはゆっくりとした加熱による研究が中心であった。このため、パルスモード加熱を模擬するために赤外線加熱炉を用いたトリチウム放出率測定装置を開発した。試料は、サファイア窓を通して赤外線によって加熱され、最高加熱速度は約1000TexC/分である。加熱によって放出したトリチウムは、小型電解セルによってガス化され、電離箔で測定される。測定後のト...
Irradiation study for fusion blanket development with JMTR
Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru
Journal of Nuclear Materials      [Refereed]
核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギ取出し、中性子遮へいという機能を有することから、中性子照射によるこれらの機能(炉内機能)を明らかにすることが必要不可欠となっている。このため、材料試験炉(JMTR)を用いたブランケット炉内要素試験を平成9年3月から開始する。本発表では、ブランケット構造模擬照射試験体の設計結果、試験体に装荷するトリチウム増殖材(LiTexO)及び中性子増倍材(Be)微小球の開発結果等について述べる。

Misc

 
Proposal of world network on material testing reactors
Takemoto, Noriyuki;Izumo, Hironobu;Hori, Naohiko;Ishitsuka, Etsuo;Ishihara, Masahiro
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM)   4   Dec 2011
Establishment of a world network is proposed to achieve efficient facility utilization and provide high quality irradiation data by role sharing of irradiation tests with materials testing reactors in the world. As for the first step, mutual under...
Human resource development program using JMTR
Ishitsuka, Etsuo;Kitagishi, Shigeru;Aoyama, Masashi;Kawamata, Kazuo;Nagao, Yoshiharu;Ishihara, Masahiro;Kawamura, Hiroshi
Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011)   111-115   Feb 2011
Because of the lack of engineers for construction of global nuclear power plant, the nuclear Human Resource Development (HRD) is addressed one of urgent issues. In this situation, the JMTR is expected the role of HRD by a research and On-Job-Train...
Inaba, Yoshitomo;Inoue, Shuichi;Izumo, Hironobu;Kitagishi, Shigeru;Tsuchiya, Kunihiko;Saito, Takashi;Ishitsuka, Etsuo
JAEA-Conf 2008-010   30-41   Dec 2008
Irradiation Engineering Section of the Neutron Irradiation and Testing Reactor Center was organized to development the new irradiation technology for the application at JMTR re-operation. The new irradiation engineering building was remodeled from...
6th IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion(BeWS-6)
Kawamura, Hiroshi;Tanaka, Satoru*;Ishitsuka, Etsuo
Nippon Genshiryoku Gakkai-Shi   46(8) 578-579   Aug 2004
IEA 6th International Workshop on Beryllium Technology for Fusion(BeWS-6) was held at World Convention Center SUMMIT, Miyazaki city from Dec.2 2004 to Dec.5 2004. This is an outline of meeting report of BeWS-6.
Ishitsuka, Etsuo;Nakamichi, Masaru*;Uchida, Munenori*;Kawamura, Hiroshi;Kaminaga, Katsuo;Tsuboi, Kazuaki;Kusunoki, Hidehiko
JAERI-Conf 2004-006   262-264   Mar 2004
照射済ベリリウムの保管及び処理は、世界の試験研究炉において問題となっている。ベリリウムは貴重な資源であるため、その照射済ベリリウムのリサイクル手法を確立する必要がある。今回は、JMTRにおける照射済ベリリウムの反射体枠のリサイクルに関する予備的調査の結果について報告する。JMTRは、熱出力50MWd,1サイクル30日間で、年間6サイクル運転される。高速中性子束(ETex1MeV)及び熱中性子束(ETex0.6826eV)の最大値は約4Tex10Texn/mTex/s...
Status of fusion blanket irradiation study in JAERI
Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru
Proc. of Int. Tritium Workshop on Present Status and Prospect of Tritium-Material Interaction Studies   0(0) 47-52   Jul 1996
核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギー取出し、中性子遮へいという機能を有することから、中性子照射によるこれらの機能(炉内機能)を明らかにすることが必要不可欠となっている。このため、材料試験炉部では、ブランケット模擬試験体を用いて炉内機能を試験する照射試験を計画している。本報告では、これらの試験計画及び材料開発の現状について述べる。
Status of beryllium study for the fusion reactor development
;Kawamura, Hiroshi
Kaku Yugoro, No.4 (Nihon Genshiryoku Gakkai Kaku Yugo Kogakubu Kai Kaiho)   0 1-11   Feb 1996
ベリリウムは、トリチウム増殖ブランケットの中性子増倍材や第一壁及びダイバータ材料等として期待されている。しかし、これらに要求される照射特性データの取得はまだ十分とは言えず、機械的特性に関してもベリリウムの製造法、粒径及び不純物等の影響が明らかになっていない。本稿では、スエリング、破壊強度、トリチウム放出率特性及び両立性等について、近年の主な研究動向について解説する。
Status of fusion blanket irradiation in JAERI
Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru;Saito, Shigeru
Proc. of 5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interaction   0 87-96   1996
核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギー取出し、中性子遮へい機能を有することから、中性子による照射試験が必要不可欠である。このため、原研では材料試験炉を用いて、ブランケット模擬照射試験体を照射する準備を進めており、来年3月には照射試験を開始する予定である。本報告では、これまでのブランケット照射試験研究についてレビューすると共に、今後の計画及び材料開発の現状についても報告する。
Safety analysis of the JMTR with LEU fuel
;;;Sato, Takeshi;Saito, Minoru;
ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266   0 251-258   1993
JMTRの低濃縮化に伴い、安全解析を実施した。安全解析では、設計基準事象についてシナリオを含めて再検討し、選定した事象を運転時の異常な過渡変化と事故とに分類した。また、安全性の判断基準についても見直しを行った。設計基準事象の熱水力解析を行った結果、一次冷却水流出事故に対応するために、事故発生後より早期に原子炉を停止し、また崩壊熱除去のための冷却水流量を増加する必要のあることが明らかとなった。このため、「主循環ポンプ商用電源異常」によるスクラム信号を安全保護系統に新たに追加し、また主循環ポン...
JMTR modification to ensure reactor safety concerning with core conversion to low enriched uranium fuel
Sato, Takeshi;;Nagaoka, Yoshiharu;;Saito, Junichi;;Ando, Hiroei;Saito, Minoru;
UTNL-R-0274   1-1-1-11   1992
JMTRは、燃料の低濃縮化のために1991年4月から1992年2月の間に国の安全審査を受けた。一方、この審査期間中の1991年7月には原子力安全委員会により水冷却型試験研究用原子炉施設の安全設計及び安全評価に関する審査指針が定められた。JMTRの低濃縮燃料への変更においてはこれらの指針に基づき燃料の機械設計、炉心設計、安全評価等の全面的な見直しを実施した。これらの見直しの一環として「一次冷却水流出事故」について解析した結果、非常用冷却系統、非常用電源及び安全保護回路に係る一部施設整備も必要...
Refurbishment of JMTR for aging management study of LWRs
Ishitsuka, Etsuo;Ishihara, Masahiro;Kawamura, Hiroshi
Proceedings of International Nuclear Conference 2009 (INC '09)   
The Japan Materials Testing Reactor (JMTR), a light water cooling tank type, has been applied to fuel/material irradiation tests for LWRs, HTGR, fusion reactor and RI production. Owing to the connection between the JMTR and hot laboratory by a can...
Application of kTex-standardization method for determination of impurity concentration in Mo-solution
Phuong, H. T.;Inaba, Yoshitomo;Ishida, Takuya;Ishikawa, Koji;Tatenuma, Katsuyoshi;Ishitsuka, Etsuo
Proceedings of 8th National Conference on Nuclear Science and Technology      [Refereed]
The impurity concentration in both (NHTex)TexMoTexOTex and KTexMoOTexsolutions, which are selected as advanced targets of Mo-solution irradiation method for TexMo production, was determined by the Instrumental Neutron Activa...
Evaluation of tritium release curve in primary coolant of research reactors
Kenzhina, I.;Ishitsuka, Etsuo
Physical Sciences and Technology   
Increase of tritium concentration in the primary coolant for the research and testing reactors during reactor operation had been reported. To clarify the tritium sources, a curve of the tritium release rate into the primary coolant for the JMTR an...
New facility for post irradiation examination of neutron irradiated beryllium
;Kawamura, Hiroshi
Proceedings      [Refereed]
中性子照射したベリリウムの新しい照射後試験設備を材料試験炉のホットラボ内に設置した。この設備は、グローブボックス、乾燥空気給気設備、トリチウムプロセスモニタ及び除去装置、貯蔵箱から成っている。1日あたりのトリチウム取扱量は7.4GBq(200mCi)であり、Tex線量はTexCo換算で7.4MBqである。この新しい設備では、トリチウム放出率測定実験、熱定数の測定、圧潰及び引張等の機械的特性評価を行う予定である。
Tritium release rate into primary coolant; Data of JMTR, JRR-3M and JRR-4
Ishitsuka, Etsuo;Motohashi, Jun;Hanawa, Yoshio;Komeda, Masao;Watahiki, Shunsuke;Okumura, Keisuke;Takemoto, Noriyuki;Mukanova, A.;Kenzhina, I.;Chikhray, Y.
Proceedings of 7th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-7) (Internet)   
It has been shown that tritium concentration in the primary coolant of the JMTR and JRR-3M increases during its operation. In this paper, to clarify the tritium sources, the tritium release rate into the primary coolant in each operation cycle for...
Current status of JMTR
Ishitsuka, Etsuo;Takemoto, Noriyuki;Tanimoto, Masataka;Kaminaga, Masanori;Kusunoki, Tsuyoshi;Araki, Masanori
Proceedings of 7th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-7) (Internet)   
The JMTR is a light water cooled tank type reactor with 50MW thermal power. From its first criticality in March 1968, the JMTR has been utilized for fuel and material irradiation examinations of LWRs, HTGR and nuclear fusion research as well as fo...

Conference Activities & Talks

 
Study on the structure of Li rod using Zr particles for T-production in HTGR; Non-equilibrium Hydrogen absorption properties of Zr
Okamoto, Ryo*;Matsuura, Hideaki*;Koga, Yuki*;Suganuma, Takuro*;Katayama, Kazunari*;Otsuka, Teppei*;Goto, Minoru;Nakagawa, Shigeaki;Ishitsuka, Etsuo;Tobita, Kenji*
日本原子力学会2018年秋の大会   Sep 2018   
Currently, the method to reduce the spilled tritium by using the lithium rod with zirconium layer under the high temperature condition was proposed in the study of the tritium production by using high temperature gas-cooled reactor (HTGR). In this...
Proposal of a neutron transmutation doping facility for n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor
Ishii, Toshiaki;Ho, H. Q.;Honda, Yuki;Hamamoto, Shimpei;Ishitsuka, Etsuo
平成29年度弥生研究会「研究炉等の運転・管理及び改良に関する研究会」   Mar 2018   
現在利用されている太陽光発電パネルは、単結晶または多結晶のシリコンウェーハが90\%を占めている。シリコンウェーハは、インゴッドを切断して研磨することで製造するため、大量のシリコン廃棄物が発生するとともに製造コストが高くなる要因となっている。これに対して、球状シリコンはシリコンを溶融して滴下させて製造するため安価であるがP型のみ製造されている。しかし、P型はキャリアライフタイム及び少数キャリア拡散長が短いためN型より発電効率が悪い。このため、安価でN型の球状シリコンの製造方法を検討した。N...
The Influence of hydrogen absorption performance of Zr on tritium confinement properties of Li rod in HTGR
Okamoto, Ryo*;Matsuura, Hideaki*;Ida, Yuma*;Koga, Yuki*;Katayama, Kazunari*;Otsuka, Teppei*;Goto, Minoru;Nakagawa, Shigeaki;Ishitsuka, Etsuo;Nagasumi, Satoru
日本原子力学会2018年春の年会   Mar 2018   
A study on tritium production using a high-temperature gas-cooled reactor has been carried out and it was proposed that zirconium is loaded into the lithium irradiation capsule to confine tritium within the irradiation capsule under high temperatu...
Neutron transmutation doping of n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor
Ho, H. Q.;Honda, Yuki;Hamamoto, Shimpei;Ishii, Toshiaki;Ishitsuka, Etsuo
日本原子力学会2018年春の年会   Mar 2018   
This study proposed a new method of neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) for producing the n-type spherical solar cell at the high temperature engineering test reactor (HTTR), in which the Si-particles are irradiated directly instead of t...
Study on lithium rod module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor
Koga, Yuki*;Matsuura, Hideaki*;Okamoto, Ryo*;Ida, Yuma*;Katayama, Kazunari*;Otsuka, Teppei*;Goto, Minoru;Nakagawa, Shigeaki;Ishitsuka, Etsuo;Nagasumi, Satoru;Shimazaki, Yosuke
日本原子力学会九州支部第36回研究発表講演会   Dec 2017   
Large quantity of tritium is demanded for starting up of fusion reactor and engineering test using tritium for fusion blanket system. Tritium production, by TexLi(n, Tex)T reaction using the high temperature gas-cooled reactor (HTGR), has ...
Study on tritium confinement method using Li rod with Zr in HTGR; Hydrogen absorption properties of Zr in high temperature (700-900TexC) conditions
Okamoto, Ryo*;Matsuura, Hideaki*;Ida, Yuma*;Koga, Yuki*;Suganuma, Takuro*;Katayama, Kazunari*;Otsuka, Teppei*;Goto, Minoru;Nakagawa, Shigeaki;Ishitsuka, Etsuo;Nagasumi, Satoru;Shimazaki, Yosuke
日本原子力学会九州支部第36回研究発表講演会   Dec 2017   
It has been proposed that lithium rods, which are cylindrical lithium compounds, are loaded into a HTGR and tritium for initial fusion reactors is produced by TexLi(n,Tex)T reaction. In this study, it was discussed that the lithium rods ar...
Study on tritium confinement method using Li rod with Zr in very high temperature gas-cooled reactor; Hydrogen storage properties of Zr in high temperature (700Tex850TexC) conditions
Okamoto, Ryo*;Matsuura, Hideaki*;Ida, Yuma*;Koga, Yuki*;Katayama, Kazunari*;Otsuka, Teppei*;Goto, Minoru;Nakagawa, Shigeaki;Ishitsuka, Etsuo;Nagasumi, Satoru;Shimazaki, Yosuke
日本原子力学会2017年秋の大会   Sep 2017   
Currently, many researches to achieve DT nuclear-fusion power generation are under proceeding but the method to provide initial tritium loaded to fusion prototype reactor is not clear. The method of tritium production by using high temperature gas...
Impact of truncated coated fuel particles on neutronic characteristic of statistical geometry model in MVP code
Ho, H. Q.;Honda, Yuki;Fujimoto, Nozomu*;Goto, Minoru;Ishitsuka, Etsuo
日本原子力学会2017年秋の大会   Sep 2017   
This study investigated the impact of truncated coated fuel particles (CFPs) on neutronic characteristic of the fuel in a statistical geometry (STG) model. Calculation results showed that the effect of truncated CFPs makes the multiplication facto...
Development of realized random model for coated fuel particle of prismatic HTGR
Ho, H. Q.;Honda, Yuki;Goto, Minoru;Takada, Shoji;Ishitsuka, Etsuo
平成29年度日本原子力学会北関東支部若手研究者発表会   Apr 2017   
The Monte-Carlo MCNP code does not provide an appropriate model to simulate random arrangement of coated fuel particles (CFPs) in the fuel compact of high temperature engineering test reactor (HTTR). This study developed a MCNP model for the HTTR ...
Development of MCNP6 model for HTTR using the explicit random method
Ho, H. Q.;Honda, Yuki;Goto, Minoru;Takada, Shoji;Ishitsuka, Etsuo
平成28年度弥生研究会「研究炉等の運転・管理及び改良に関する研究会」   Mar 2017   
Coated fuel particles (CFPs) play an important role to the passive safety feature of the high temperature engineering test reactor (HTTR). However, random distribution of the CFPs also makes the simulation become more difficult and therefore affec...
Study on lithium rod test module and irradiation method of tritium production using high temperature gas-cooled reactor; Evaluation of test module with Zr layer
Ida, Yuma*;Matsuura, Hideaki*;Nagasumi, Satoru*;Koga, Yuki*;Okamoto, Ryo*;Katayama, Kazunari*;Otsuka, Teppei*;Goto, Minoru;Nakagawa, Shigeaki;Ishitsuka, Etsuo
日本原子力学会2017年春の年会   Mar 2017   
Tritium production method using HTGRs (High Temperature Gas-cooled reactors) is studied as the tritium supplying method for initial D-T fusion reactors. In this method, tritium is produced by TexLi (n,Tex)T reaction. The amount of tritium ...
Irradiation facility of high temperature engineering test reactor
Shimazaki, Yosuke;Ishitsuka, Etsuo;Goto, Minoru;Nakagawa, Shigeaki;Takada, Shoji
日本原子力学会2016年秋の大会   Sep 2016   
初期核融合炉の起動用のトリチウム調達手法として、高温ガス炉を用いる方法が提案されている。高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)では、キャプセルに封入したリチウム化合物を照射して行うトリチウム生成回収試験に係る検討を実施してきた。そこで、HTTRを使用した国産のトリチウム生成の実証試験に向けて、現状提案されている照射試験に係る事項を整理するとともに照射試験に対する課題を検討した。その結果、詳細な炉内マップの整備、高...
Improvement of exchanging method of neutron startup source of high temperature engineering test reactor
Sawahata, Hiroaki;Shimazaki, Yosuke;Ishitsuka, Etsuo;Yamazaki, Kazunori;Yanagida, Yoshinori;Fujiwara, Yusuke;Takada, Shoji;Shinozaki, Masayuki;Hamamoto, Shimpei;Tochio, Daisuke
24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24)   Jun 2016   
In the HTTR, TexCf is loaded in the reactor core as a neutron startup source and changed at frequency. In this exchange work, there were two technical issues; slightly higher radiation exposure of workers by neutron leakage and reliability of...
Evaluation of curve for tritium release rate into primary coolant for research and testing reactors
Kenzhina, I.*;Ishitsuka, Etsuo;Okumura, Keisuke;Takemoto, Noriyuki;Mukanova, A.*;Chikhray, Y.*
4th Asian Symposium on Materials Testing Reactors (ASMTR 2016)   Mar 2016   
Increase of tritium concentration in the primary coolant for research and testing reactors during reactor operation had been reported. To clarify the tritium sources, a curve of tritium release rate into the primary coolant for the JMTR and JRR-3M...
Isotope fractionation in AgI super-ionic conductor by centrifugation
Ono, Masao;Okayasu, Satoru;Iguchi, Yusuke*;Esaka, Fumitaka;Ishitsuka, Etsuo;Osawa, Takahito;Ogata, Yudai;Mashimo, Tsutomu*
2015 International Chemical Congress of Pacific Basin Societies (PACIFICHEM 2015)   Dec 2015   
We are investigating the isotope fractionation in solid or liquid under strong centrifugal acceleration field. In this study, we have performed the ultracentrifuge experiments on Tex -AgI super ionic conductor samples. All centrifuged samples...
Advanced and Practical On-site training by utilizing JMTR and related facilities
Eguchi, Shohei;Takemoto, Noriyuki;Tanimoto, Masataka;Ishitsuka, Etsuo;Ito, Haruhiko;Araki, Masanori
日本原子力学会2015年春の年会   Mar 2015   
原子力機構・大洗研究開発センター・照射試験炉センターでは、原子力人材の確保の裾野拡大とその育成及び将来のJMTRの照射利用拡大に資することを目的として、大洗研究開発センターの有するJMTRとその関連施設を中核とする原子力施設を活用した実践的な研修を平成22年度から行っている。本研修は、「基礎講義」、「施設見学」及び「体験型実習」により構成している。また、核計算実習, 照射後試験実習, 原子炉シミュレータ運転実習等により、原子炉の運転管理や中性子照射試験に係る一連の実務を体験できるようにして...
Tritium release rate into primary coolant; Data of JMTR, JRR-3M and JRR-4
Ishitsuka, Etsuo;Motohashi, Jun;Hanawa, Yoshio;Komeda, Masao;Watahiki, Shunsuke;Okumura, Keisuke;Takemoto, Noriyuki;Mukanova, A.;Kenzhina, I.;Chikhray, Y.
7th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-7)   Oct 2014   
It has been shown that tritium concentration in the primary coolant of the JMTR and JRR-3M increases during its operation. In this paper, to clarify the tritium sources, the tritium release rate into the primary coolant in each operation cycle for...
Current status of JMTR
Ishitsuka, Etsuo;Takemoto, Noriyuki;Tanimoto, Masataka;Kaminaga, Masanori;Kusunoki, Tsuyoshi;Araki, Masanori
7th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-7)   Oct 2014   
The JMTR is a light water cooled tank type reactor with 50MW thermal power. From its first criticality in March 1968, the JMTR has been utilized for fuel and material irradiation examinations of LWRs, HTGR and nuclear fusion research as well as fo...
Training for nuclear human resource development at JMTR
Takemoto, Noriyuki;Kimura, Nobuaki;Ooka, Makoto;Ishitsuka, Etsuo;Kaminaga, Masanori;Ishihara, Masahiro;Suzuki, Masahide
2nd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2012)   Oct 2012   
In order to support global expansion of nuclear power industry, the nuclear Human Resource Development (HRD) is addressed one of urgent issues because of the lack of nuclear engineers. In this situation, the training course for foreign young resea...
Training program for students and young engineers in JMTR
Takemoto, Noriyuki;Izumo, Hironobu;Hori, Naohiko;Ishitsuka, Etsuo;Suzuki, Masahide
4th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-4)   Dec 2011   
The JMTR is expected to be a key infrastructure to contribute the nuclear Human Resource Development (HRD) by a research and On-Job-Training (OJT) in order to support global expansion of nuclear power industry. The training program for Asian young...
Report of the 1st Asian Symposium on Materials Testing Reactor
Kawamura, Hiroshi;Ishitsuka, Etsuo;Abdul Farid, M.*;Abdul Karim, J.*;Izumo, Hironobu;Abu, M. P.*;Muhd Yunus, M.*;Hj Khalid, M.*
4th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-4)   Dec 2011   
This paper will discuss about the outcomes of organizing of 1st Asian Symposium on Materials Testing Reactor (ASMTR 2011). The ASMTR2011 was held from February 16 to 18, 2011 at the Kuala Lumpur, Malaysia. The objective of this symposium is exchan...
Proposal of world network on material testing reactors
Takemoto, Noriyuki;Izumo, Hironobu;Hori, Naohiko;Ishitsuka, Etsuo;Ishihara, Masahiro
International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011)   Dec 2011   
Establishment of a world network is proposed to achieve efficient facility utilization and provide high quality irradiation data by role sharing of irradiation tests with materials testing reactors in the world. As for the first step, mutual under...
Human resource development program using JMTR
Ishitsuka, Etsuo;Kitagishi, Shigeru;Aoyama, Masashi;Kawamata, Kazuo;Nagao, Yoshiharu;Ishihara, Masahiro;Kawamura, Hiroshi
1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011)   Feb 2011   
Because of the lack of engineers for construction of global nuclear power plant, the nuclear Human Resource Development (HRD) is addressed one of urgent issues. In this situation, the JMTR is expected the role of HRD by a research and On-Job-Train...
Application of kTex-standardization method for determination of impurity concentration in Mo-solution
Phuong, H. T.;Inaba, Yoshitomo;Ishida, Takuya;Ishikawa, Koji;Tatenuma, Katsuyoshi;Ishitsuka, Etsuo
8th National Conference on Nuclear Science and Technology   Aug 2009   
The impurity concentration in both (NHTex)TexMoTexOTex and KTexMoOTexsolutions, which are selected as advanced targets of Mo-solution irradiation method for TexMo production, was determined by the Instrumental Neutron Activa...
Refurbishment of JMTR for aging management study of LWRs
Ishitsuka, Etsuo;Ishihara, Masahiro;Kawamura, Hiroshi
International Nuclear Conference 2009 (INC '09)   Jun 2009   
The Japan Materials Testing Reactor (JMTR), a light water cooling tank type, has been applied to fuel/material irradiation tests for LWRs, HTGR, fusion reactor and RI production. Owing to the connection between the JMTR and hot laboratory by a can...
Status of development on TexMo production technologies in JMTR
Inaba, Yoshitomo;Iimura, Koichi;Hosokawa, Jinsaku;Izumo, Hironobu;Hori, Naohiko;Ishitsuka, Etsuo
1st International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2009)   Jun 2009   
The Japan Materials Testing Reactor (JMTR) is now under refurbishment, and the operation of the new JMTR will be started in FY 2011. The new JMTR has a plan to produce TexMo, which is the parent nuclide of TexTc, and two TexMo product...
Refurbishment and restart of JMTR, 7; Technology development on the advanced TexMo production by solution irradiation method
Inaba, Yoshitomo;Ishikawa, Koji*;Ishida, Takuya;Ishitsuka, Etsuo;Huynh, T. P.*;Tatenuma, Katsuyoshi*
日本原子力学会2009年春の年会   Mar 2009   
The solution irradiation method is proposed as a new production technique of TexMo, which is the parent nuclide of TexTc used as a radiopharmaceutical. Aiming at the practical application of the new method, the compatibility between irrad...
Development on TexMo production technology by molybdenum solution irradiation method
Inaba, Yoshitomo;Ishikawa, Koji*;Ishida, Takuya;Tatenuma, Katsuyoshi*;Ishitsuka, Etsuo
2008 KAERI-JAEA Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies   Nov 2008   
TexTc for the medical diagnosis is the most widely used radioisotope in the world and it's demand is growing up year by year. In case of Japan, all TexMo which is parent nuclide of TexTc, is imported. However, the importance of the d...
Status of iirradiation technology development in JMTR
Inaba, Yoshitomo;Inoue, Shuichi;Izumo, Hironobu;Kitagishi, Shigeru;Tsuchiya, Kunihiko;Saito, Takashi;Ishitsuka, Etsuo
2008 KAERI-JAEA Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies   Nov 2008   
Irradiation Engineering Section of the Neutron Irradiation and Testing Reactor Center was organized to development the new irradiation technology for the application at JMTR re-operation. The new irradiation engineering building was remodeled from...
Study on transmutation technology for large quantities of LLFP using thermal reactor
Shimakawa, Satoshi;Goto, Minoru;Ishitsuka, Etsuo;Tachibana, Yukio
日本原子力学会2008年秋の大会   Sep 2008   
原子力エネルギーシステムの大きな課題の一つが、生成する放射性廃棄物、特に長半減期核種の処理・処分である。長寿命核分裂生成物(LLFP)の処理処分に関しては地層処分が国の基本方針となっているものの、地層処分では数万年以上にもなる保管期間の確実性や経済性に関する問題が残っており、必ずしも満足できる状態ではない。そして、国の原子力白書での開発要求として中性子源による核変換処理が提言されている。LLFPの核変換処理性能は、おもに核変換効率と炉心積載量に比例する。しかしながら、従来検討された高速炉,...
Fuels and materials irradiation test plan at JMTR, 3; Irradiation test plan of materials
Nishiyama, Yutaka;Chimi, Yasuhiro;Ise, Hideo;Nakamura, Takehiko;Ishitsuka, Etsuo;Tsukada, Takashi
日本原子力学会2008年秋の大会   Sep 2008   
原子力機構では、材料試験炉(JMTR)に材料照射試験装置を整備し、高経年化に対応する原子炉圧力容器鋼及び炉心シュラウド材料等の中性子照射試験を実施する計画である。照射試験で解決すべき課題の根拠,具体的な試験内容,必要な照射試験装置と検討状況、及びスケジュールについて報告する。
Irradiation test of component for radiation-resistant small-sized motor
Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo;Shimakawa, Satoshi;Kan, Satoshi*
25th Symposium on Fusion Technology (SOFT-25)   Sep 2008   
材料試験炉(JMTR)を用いた核融合炉ブランケット炉内機能試験に使用するために耐放射線性の小型モータを開発し、JMTRで照射試験を行った。本開発研究の結果、Tex線量,高速及び熱中性子照射量が市販品の約700倍まで耐える小型モータの開発に成功した。本研究では開発した耐放射線性小型モータの主要構成部品を中性子照射し、それぞれの部品に対する中性子照射の影響を調べた。この結果、Nd-Fe-B磁石をSm-Co系磁石に変更することによって、さらに1桁程度の耐放射線性の向上が期待できることを...
Irradiation test plan of fuels and materials for light water reactors in JMTR
Chimi, Yasuhiro;Nishiyama, Yutaka;Ise, Hideo;Nakamura, Takehiko;Ishitsuka, Etsuo;Tsukada, Takashi
日本原子力学会水化学部会2008年度サマーセミナー   Jul 2008   
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has a plan of refurbishment of Japan Materials Testing Reactor (JMTR) and reoperation from FY 2011 in order to contribute to development and safe operation of light water reactors (LWRs). Installation of fuels and...
Study on TexMo production method with irradiation of circulating Mo solution, 1; Results of cold tests (preliminary tests)
Inaba, Yoshitomo;Ishikawa, Koji*;Ishida, Takuya;Ishitsuka, Etsuo;Kurosawa, Kiyoko*;Hishinuma, Yukio*;Tatenuma, Katsuyoshi*
日本原子力学会2008年春の年会   Mar 2008   
The circulating solution irradiation method is a new production method of TexMo, which is the parent nuclide of TexTc used as medical diagnosis medicine. In order to realize this method, compatibility between molybdenum solutions and stru...
Status of irradiation techniques of Japan Materials Testing Reactor (JMTR)
Ide, Hiroshi;Ishitsuka, Etsuo;Watahiki, Shunsuke;Saito, Takashi;Inaba, Yoshitomo;Kawamura, Hiroshi
International Conference, Nuclear Power of Republic Kazakhstan   Sep 2007   
これまでにJMTRではさまざまな照射技術を開発してきた。主な技術として計装技術, 計測技術, 制御技術がある。計装技術としては、使用済燃料の再照射試験のために開発された再計装技術と遠隔組立技術がある。計測技術としては、照射試験の高度化のために開発された温度,変位及びき裂進展のための測定技術がある。制御技術としては、水中の試験片温度を一様に制御することができる飽和温度制御技術,試験片の温度を一定に制御することができる自動温度制御技術,試験片の荷重制御ができる荷重制御技術,供給水の水質の制御が...
Irradiation tests of a small-sized motor with radiation resistance
Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo;Shimakawa, Satoshi;Kan, Satoshi*
8th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-8)   Sep 2007   
国際熱核融合実験炉(ITER)では、原型炉用ブランケット開発のため、テストブランケットモジュール(TBM)を取付けトリチウム生成・回収特性などを評価する。このTBM開発のため、材料試験炉(JMTR)を用いて、ITERパルス運転を模擬した照射試験(ブランケット照射試験)が計画されており、その照射試験体開発のため、耐放射線性を有する小型モータの開発を実施した。本モータ開発においては、構成部材を耐放射線性の高い材料に変更することに加えて、有機系潤滑剤を使用しない構造にすることによって、耐放射線性...
Contact strength evaluation of irradiated beryllium pebbles
Tsuchiya, Kunihiko;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
7th IEA International Workshop on Beryllium Technology   Nov 2005   
核融合炉ブランケットには、中性子を有効に利用し、トリチウム増殖比を向上させるために中性子増倍材料であるベリリウムが微小球形状(直径0.3Tex2mm)として充填される。この微小球の各種特性(物理・化学的特性,熱的特性,機械的特性,照射特性等)を把握することは、ブランケットを設計するうえで必要不可欠である。このため、ヘルツの公式を用いて、照射済Be微小球の接触応力を求め、微小球の圧潰特性を評価した。1軸の圧潰試験で得られた照射済Be微小球の圧潰荷重に対し、ヘルツの公式を適用して接触応力...
In-situ tritium recovery behavior from LiTexTiOTex pebble bed under neutron pulse operation
Tsuchiya, Kunihiko;Kikukawa, Akihiro*;Hoshino, Tsuyoshi;Nakamichi, Masaru;Yamada, Hirokazu*;Yamaki, Daiju;Enoeda, Mikio;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Ito, Haruhiko;Hayashi, Kimio
11th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-11)   Dec 2003   
チタン酸リチウム(LiTexTiOTex)は、核融合炉ブランケットで用いるトリチウム増殖材料の有望な候補材の1つである。大小2種類(直径2mm及び0.3mm)のLiTexTiOTex微小球を混合充填した充填体を中性子パルス運転が模擬できる照射試験体に装荷し、中性子吸収体を回転させた後一定出力とした時と、中性子吸収体を一定間隔でパルス運転した時のトリチウム生成回収特性を調べるための照射試験をJMTRを用いて行った。その結果、R/G(トリチウム回収率との生成率の比)はパ...
Radiation-induced thermoelectric sensitivity in the mineral-insulated cable of magnetic diagnostic coils for ITER
Nishitani, Takeo;Vayakis, G.*;Yamauchi, Michinori*;Sugie, Tatsuo;Kondoh, Takashi;Shikama, Tatsuo*;Ishitsuka, Etsuo;Kawashima, Hisato
11th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-11)   Dec 2003   
ITERではプラズマ位置制御用磁気センサーとして無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気コイルを用いるが、これまでの照射試験においてMIケーブルの中心導体と外皮導体間に数Vの起電力(RIEMF)が発生することが観測されており、磁気計測に与える影響が懸念されていた。そこで磁気コイルをJMTRで照射し、照射中に磁気コイルの中心導体両端に発生する起電力を高感度電圧計で測定した。これまで懸念されていたRIEMFによる中心導体両端間の起電力は十分小さいことを確認したが、中性子フルエンスの増加とおもに熱起...
Preliminary survey for recycle of beryllium reflector frames used in the JMTR
Ishitsuka, Etsuo;Nakamichi, Masaru*;Uchida, Munenori*;Kawamura, Hiroshi;Kaminaga, Katsuo;Tsuboi, Kazuaki;Kusunoki, Hidehiko
6th IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion   Dec 2003   
照射済ベリリウムの保管及び処理は、世界の試験研究炉において問題となっている。ベリリウムは貴重な資源であるため、その照射済ベリリウムのリサイクル手法を確立する必要がある。今回は、JMTRにおける照射済ベリリウムの反射体枠のリサイクルに関する予備的調査の結果について報告する。JMTRは、熱出力50MWd,1サイクル30日間で、年間6サイクル運転される。高速中性子束(ETex1MeV)及び熱中性子束(ETex0.6826eV)の最大値は約4Tex10Texn/mTex/s...
Development of supercritical pressure water cooled solid breeder blanket in JAERI
Akiba, Masato;Ishitsuka, Etsuo;Enoeda, Mikio;Nishitani, Takeo;Konishi, Satoshi
プラズマ・核融合学会第19回年会   Nov 2002   
原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40\%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果...
Development of advanced blanket materials for a solid breeder blanket of a fusion reactor
Kawamura, Hiroshi;Ishitsuka, Etsuo;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru;Uchida, Munenori*;Yamada, Hirokazu*;Nakamura, Kazuyuki;Ito, Haruhiko;Nakazawa, Tetsuya;Takahashi, Heishichiro*;Tanaka, Satoru*;Yoshida, Naoaki*;Kato, Shigeru*;Ito, Yoshio*
19th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2002)   Oct 2002   
核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500Tex以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を...
Evaluation of effective thermal diffusivity of LiTexTiOTex pebble bed under neutron irradiation
Kawamura, Hiroshi;Kikukawa, Akihiro*;Tsuchiya, Kunihiko;Yamada, Hirokazu*;Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo;Enoeda, Mikio;Ito, Haruhiko
22nd Symposium on Fusion Technology (SOFT-22)   Sep 2002   
JMTRにて中性子パルス運転模擬照射試験体の照射試験を行い、ITERブランケットテストモジュールを設計するうえで必要不可欠な中性子照射下のチタン酸リチウム(LiTexTiOTex)微小球充填層中の見かけの熱拡散率を調べた。定速昇温法により測定した結果、LiTexTiOTex微小球充填層の見かけの熱拡散率は、照射温度と中性子照射量の増加とともに減少することがわかった。一方、スイープガス流量の影響は、0Tex600cmTex/minの間では見られなかった。
Thermal conductivity of neutron irradiated BeTexTi
Uchida, Munenori*;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi
22nd Symposium on Fusion Technology (SOFT-22)   Sep 2002   
原型炉用中性子増倍材として期待されているBeTexTiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBeTexTiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBeTexTiサンプル(Tex8 mmTex2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(ETex1MeV) 4Tex10Tex n/cmTexの条件で330,400 and 500TexCにお...
Development of EC H\&CD launcher components for fusion device
Takahashi, Koji;Ishitsuka, Etsuo;Moeller, C. P.*;Hayashida, Kazunori*;Kasugai, Atsushi;Sakamoto, Keishi;Hayashi, Kenichi*;Imai, Tsuyoshi
22nd Symposium on Fusion Technology (SOFT-22)   Sep 2002   
For the purpose to confirm the reliability of the front steering concept, tests of the front steering launcher mock-up and neutron irradiation tests of bearings for a movable mirror were carried out under the ITER conditions. The max. stress of t...
In-situ irradiation test of mica substrate bolometer at the JMTR reactor for the ITER diagnostics
Nishitani, Takeo;Shikama, Tatsuo*;Reichle, R.*;Hodgson, E. R.*;Ishitsuka, Etsuo;Kasai, Satoshi;Yamamoto, Shin
6th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6)   Apr 2002   
ITER-EDAの工学R\&Dの一環として行ったボロメーターの照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外Tex軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメーターの実時間照射試験をJMTRを用いて行った。原子炉出力50MWで25日間を1照射サイクルとして3サイクル照射し、全高速中性子フルエンスは0.1dpa(ITER用ボロメータの目標値)であった。照射中、マイカ薄膜に蒸着した金の抵...
Application of beryllium intermetallic compounds to neutron multiplier of fusion blanket
Kawamura, Hiroshi;Takahashi, Heishichiro*;Yoshida, Naoaki*;Shestakov, V.*;Ito, Yoshio*;Uchida, Munenori*;Yamada, Hirokazu*;Nakamichi, Masaru;Ishitsuka, Etsuo
6th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6)   Apr 2002   
高温ブランケット用の中性子増倍材として期待されているベリリウム金属間化合物に関し、日本国内での開発現状について報告する。ベリリウム金属間化合物の開発は、原研,大学,企業が協力して実施している。ベリリウム金属間化合物の一つであるBeTexTiに関し、従来のベリリウム金属より、構造材との両立性が良いこと,スエリングが小さいこと,機械強度が高いこと,トリチウムインベントリが小さいことなどの優れた特性を有することが明らかとなった。また、ベリリウム金属間化合物は機械的に脆く、熱応力が生じる回...
Irradiation effects on diagnostic components for ITER
Nishitani, Takeo;Shikama, Tatsuo*;Reichle, R.*;Sugie, Tatsuo;Kakuta, Tsunemi;Kasai, Satoshi;Ishitsuka, Etsuo;Yamamoto, Shin
プラズマ・核融合学会第18回年会   Nov 2001   
ITER-EDAの工学R\&Dの一環として行った、ボロメータ,光ファイバー及び磁気プローブ線照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメータの実時間照射試験をJMTRを用いて行ったところ、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、金から水銀への核変換が原因であることを示した。また0.03dpa(目標0.1dpa)のフルエンス...
Tritium release properties of neutron-irradiated BeTexTi
Uchida, Munenori*;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi
10th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-10)   Oct 2001   
BeTexTi has high melting point and good chemical stability and is expected as the advanced material for the neutron multiplier of DEMO-Reactor that requires higher temperature than 600TexC in a blanket. To evaluate the tritium inventory...
Heat load rest of Be/Cu joint for ITER first wall mock-ups
Uchida, Munenori*;Ishitsuka, Etsuo;Hatano, Toshihisa;Barabash, V.*;Kawamura, Hiroshi
10th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-10)   Oct 2001   
ITER第1壁の開発を目的として、Al,Ti,Cuから成る中間層及びCu中間層を用いて製作したベリリウム/銅合金接合体の熱負荷試験を実施し、試験体の健全性を調べた。除熱性能を確認した後に、接合部温度が約200TexCとなる熱負荷条件(5MW/mTex)で15秒加熱,15秒冷却で1000回の熱サイクル試験を実施した。Al/Ti/Cu中間層の試験体は、1000回まで良好な除熱性能を維持したが、Cu中間層を用いた試験体は除熱性能の低下が見られた。試験後、接合部の断面を調べた結...
In situ characterization of a small sized motor under neutron irradiation
Ishitsuka, Etsuo;Kan, S.*;Kawamura, Hiroshi;Onozawa, H.*
21st Symposium on Fusion Technology (SOFT 2000)   Sep 2000   
ポリイミド巻線を使用した耐放射線小型モータを開発し、JMTRを用いて照射試験を実施した。耐放射線小型モータには、フィールドコイルとしてポリイミド巻線、マグネットとしてNd-Fe、ベアリング等の潤滑剤としてポリフェニルエーテルを用い、フィールドコイルはMgO,AlTexOTexを充填したシリコン樹脂で固定した。耐放射線小型モータは約50Texで照射し、Tex線量率と高速中性子束はそれぞれ7.4Tex10TexGy/sと6.6$\times...
High heat load tests of neutron-irradiated divertor mockups
Ishitsuka, Etsuo;Uchida, Munenori*;Sato, Kazuyoshi;Akiba, Masato;Kawamura, Hiroshi
21st Symposium on Fusion Technology (SOFT 2000)   Sep 2000   
炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300Tex、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/mTex、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800Texとなり、未照射試料により約400$^...
Thermal cycle experiments of neutron-irradiated CFC/Cu mock-ups
Sato, Kazuyoshi;Ishitsuka, Etsuo;Uchida, Munenori*;Kawamura, Hiroshi;Ezato, Koichiro;Taniguchi, Masaki;Akiba, Masato
9th International Workshop on Carbon Materials   Sep 2000   
2種類のアーマ材からなるダイバータ模擬試験体を中性子照射して高熱負荷試験を実施し、アーマ材の影響を調べた。試験体は、1次元及び2次元の炭素繊維強化炭素複合(CFC)アーマ材とアルミナ分散強化銅製冷却構造体からなり、無酸素銅の中間層を介して銀ろうで接合した構造である。試験体の照射温度は280~320Tex、照射損傷量0.3~0.5dpaである。本試験体をITER定常熱負荷条件を模擬した5MW/mTexで10s間の加熱を実施した結果、照射量0.43dpaの1次元材及び2次...
Erosion characteristics of neutron-irradiated carbon-based materials under simulated disruption heat loads
Sato, Kazuyoshi;Ishitsuka, Etsuo;Uda, Minoru*;Kawamura, Hiroshi;Suzuki, Satoshi;Taniguchi, Masaki;Ezato, Koichiro;Akiba, Masato
9th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9)   Oct 1999   
中性子照射後炭素系材料の熱衝撃による損耗特性を調べるため、JMTRホットセル内に設置した電子ビーム加熱装置(OHBIS)を使用し、熱衝撃試験を実施した。その結果、試料の損耗量は中性子照射量が増えるに従って増加し、特に、中性子照射量0.46dpaの損耗量は、未照射材の約2倍に達することが明らかとなった。さらに未照射材と照射材の損耗形状を比較した結果、最大損耗深さの変化は認められず、損耗重量の差は、損耗形状がブロードになったため生じることがわかった。しかしながら、中性子照射後材料の熱衝撃試験で...
Effects of helium production and irradiation damage on tritium release behavior of neutron-irradiated beryllium pebbles
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
9th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9)   Oct 1999   
ベリリウムからのトリチウム放出挙動に関しては、これまでに表面酸化膜及び結晶粒径の効果について報告されているが、ヘリウム生成量及び照射損傷量の効果については報告されていない。このため、ヘリウム生成量及び照射損傷量が異なる条件で照射したベリリウム微小球からのトリチウム放出特性を調べた。照射条件は3種類で照射温度が445,383,616(Tex)、各照射温度に対応するヘリウム生成量及びdpaが7,5.1,10(Tex10TexappmHe)及び4,8.6,6である...
Verification of tritium production evaluation procedure using Monte Carlo code MCNP for in-pile test of fusion blanket with JTMR
Nagao, Yoshiharu;Nakamichi, Masaru;Tsuchiya, Kunihiko;Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi
5th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-5)   Sep 1999   
核融合炉ブランケット炉内試験において、照射試験体内に装荷したトリチウム増殖材領域のトリチウム生成量評価のため、モンテカルロ(MCNP)コードを用いた評価手法の検証を行った。本検証のため、予備照射試験として、リチウム-アルミニウム合金を用いたトリチウムモニタ及び中性子フルエンスモニタを3次元的に複数個装荷した照射試験体を製作し、JMTRにおいて照射し、各々のモニタの測定結果とMCNPによる計算結果との比較評価を行った。中性子フルエンスモニタによる高速中性子束の測定値とMCNP計算値を比較した...
Compression properties of neutron irradiated beryllium pebbles
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
5th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-5)   Sep 1999   
ベリリウム微小球は、核融合炉ブランケットの中性子増倍材として検討されているが、これまでに中性子照射データがほとんど取得されていない。このため、回転電極法及びMg還元法で製造した2種類のベリリウム微小球を中性子照射し、機械的特性を調べた。照射条件は、ヘリウム生成量が約500appm、dpaが約8、照射温度が400,500,600TexCである。この結果、2種類のベリリウム微小球の強度はほとんど変わらないことが明らかになった。また、回転電極法で製造したベリリウム微小球に関して、こ...
Microstructure and mechanical properties of neutron irradiated beryllium
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
8th Int. Conf. on Fusion Reactor Materials (ICFRM-8)   Oct 1997   
中性子照射したベリリウムの微細構造と機械的特性を調べた。試料は、ホットプレス法、真空鋳造法、HIP法及び回転電極法で製作し、粒径及び不純物の異なる試料である。これらの試料を材料試験炉で中性子照射し、スエリング及び破壊強度を測定した。この結果、照射量及び照射温度が高いほど、また、粒径が小さく不純物が多いほどスエリングが大きくなることが明らかとなった。破壊強度は照射温度が高くなるにつれて、また、粒径が小さい試料ほど急激に低下することが明らかとなった。この原因は、粒界に集まったヘリウムバブルが影...
Thermal shock test of neutron irradiated carbon fiber reinforced carbon composites with OHBIS
Uda, Minoru*;Ishitsuka, Etsuo;Sato, Kazuyoshi;Akiba, Masato;*;Kawamura, Hiroshi
8th Int. Workshop on Carbon Materials   Sep 1998   
核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mTexである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6Tex10Texn/cmTex...
Grain size effect on tritium release from neutron irradiated beryllium
Ishitsuka, Etsuo;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*;Uda, Minoru*
20th Symposium on Fusion Technology (SOFT-20)   Sep 1998   
結晶粒径の異なるベリリウムをヘリウム生成量が約1000appmとなるまでJMTRで中性子照射し、トリチウム放出率測定実験を実施して、トリチウム放出特性に及ぼす結晶粒界の影響を調べた。この結果、結晶粒径の大きい試料の見掛けの拡張係数は、結晶粒径の小さい試料より大きく、粒界にヘリウムバブルが生成しても変わらないことが明らかとなった。結晶粒径の小さい試料は、粒界のヘリウムバブル影響を大きく受け、低温ではトラップサイトとして働き、高温では連結等によりトリチウム放出速度を増加させることが明らかとなっ...
Disruption and erosion on plasma facing materials with Oarai hot-cell electron beam irradiating system (OHBIS)
Uda, Minoru*;Ishitsuka, Etsuo;Sato, Kazuyoshi;Akiba, Masato;*;*;Kawamura, Hiroshi
20th Symposium on Fusion Technology (SOFT-20)   Sep 1998   
核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mTexである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6Tex10Texn/cmTex...
Neutron irradiation test of optical components for fusion reactor
Ishitsuka, Etsuo;Sagawa, Hisashi;Nagashima, Akira;Sugie, Tatsuo;Nishitani, Takeo;Yamamoto, Shin;Kawamura, Hiroshi
19th Symposium on Effects of Radiation on Materials   Jun 1998   
核融合炉用光計測材料として、窓材(サファイア)及び鏡材(モリブデン)をJMTRで中性子照射し、照射後試験として窓材の光透過率及び鏡材の表面観察を行った。この結果、サファイアは800nm以下の波長領域で光透過率が減少し、その割合は照射量とともに大きくなり、照射温度が高いと小さくなることが明らかになった。また、照射したモリブデン製の鏡材について、干渉計による表面観察及びSEM観察を行ったところ、表面平滑性が中性子照射に影響されないことが明らかとなった。更に、本シンポジウムでは、in-situで...
Japanese contribution to ITER task of irradiation tests on diagnostics components
Nishitani, Takeo;;Kakuta, Tsunemi;Sagawa, Hisashi;Oyama, Yukio;*;Sugie, Tatsuo;Noda, Kenji;Kawamura, Hiroshi;Kasai, Satoshi
4th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-4)   Apr 1997   
日本のホームチームが現在実施しているITER計測機器要素の照射試験において、今までに得られた結果を報告する。セラミックス絶縁材については、14MeVの中性子による放射線誘起伝導(RIC)の変化をFNSで測定した。また窓材の放射線誘起発光の絶対測定をFNSで行うと共に、JMTRにおいて窓材の透過率変化の測定を行った。更にモリブデン製の反射鏡の照射試験をJMTRにおいて実施した。その結果反射率の変化はみられなかった。JT-60タイプのボロメータの照射試験をTexCo照射の下で行ったが、...
Beryllium neutron irradiation study in the Japan Materials Testing Reactor
;Kawamura, Hiroshi
4th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-4)   Apr 1997   
ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されており、ブランケットの設計データを取得するためのベリリウム照射研究がJMTRにおいて行われている。ベリリウムの中性子照射研究は、当初JMTRの一次冷却水のトリチウム濃度上昇の原因を調べる目的で行われてきたが、その経験は核融合炉材料としての研究として引き継がれ、現在では球状ベリリウムの製造、照射挙動評価及び再処理技術等の研究を行っている。球状ベリリウムの製造技術としては、回転電極法を開発し球状ベリリウムの製造が可能となった。照射挙動...
Status of fusion blanket irradiation in JAERI
Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru;Saito, Shigeru
5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions; CBBI-5   Sep 1996   
核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギー取出し、中性子遮へい機能を有することから、中性子による照射試験が必要不可欠である。このため、原研では材料試験炉を用いて、ブランケット模擬照射試験体を照射する準備を進めており、来年3月には照射試験を開始する予定である。本報告では、これまでのブランケット照射試験研究についてレビューすると共に、今後の計画及び材料開発の現状についても報告する。
Thermal properties of neutron irradiated beryllium
;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*;Tanaka, Satoru*
19th Symposium on Fusion Technology (SOFT-19)   Sep 1996   
ブランケットの熱設計は、トリチウムリサイクリング及びインベントリ等のブランケット性能を左右する。近年、これらの観点からブランケットの定常熱分布及びパルス運転時の温度応答の計算が行われたが、使用した熱的なデータは未照射材料のものである。特にベリリウムは、中性子増倍材としてブランケットの体積の7~8割を占めるため、ベリリウムの中性子照射による照射損傷及びヘリウム生成によるスエリングが熱的特性を変化させ、ブランケットの熱設計に大きな影響を与える可能性が考えられる。このため、中性子照射したベリリウ...
Irradiation study for fusion blanket development with JMTR
Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru
International Workshop on Interfacial Effects in Quantum Eng. Systems (IEQES-96)   Aug 1996   
核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギ取出し、中性子遮へいという機能を有することから、中性子照射によるこれらの機能(炉内機能)を明らかにすることが必要不可欠となっている。このため、材料試験炉(JMTR)を用いたブランケット炉内要素試験を平成9年3月から開始する。本発表では、ブランケット構造模擬照射試験体の設計結果、試験体に装荷するトリチウム増殖材(LiTexO)及び中性子増倍材(Be)微小球の開発結果等について述べる。
Status of fusion blanket irradiation study in JAERI
Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;;Tsuchiya, Kunihiko;Nakamichi, Masaru
Int. Tritium Workshop on Present Status and Prospect of Tritium-material Interaction Studies   Jul 1996   
核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギー取出し、中性子遮へいという機能を有することから、中性子照射によるこれらの機能(炉内機能)を明らかにすることが必要不可欠となっている。このため、材料試験炉部では、ブランケット模擬試験体を用いて炉内機能を試験する照射試験を計画している。本報告では、これらの試験計画及び材料開発の現状について述べる。
New facility for post irradiation examination of neutron irradiated beryllium
;Kawamura, Hiroshi
2nd IEA Int. Workshop on Beryllium Technology for Fusion   Sep 1995   
中性子照射したベリリウムの新しい照射後試験設備を材料試験炉のホットラボ内に設置した。この設備は、グローブボックス、乾燥空気給気設備、トリチウムプロセスモニタ及び除去装置、貯蔵箱から成っている。1日あたりのトリチウム取扱量は7.4GBq(200mCi)であり、Tex線量はTexCo換算で7.4MBqである。この新しい設備では、トリチウム放出率測定実験、熱定数の測定、圧潰及び引張等の機械的特性評価を行う予定である。
Development of tritium release apparatus using pulse mode heating
;Kawamura, Hiroshi;Hishinuma, Yukio
5th Topical Meeting on Tritium Technology in Fission, Fusion and Isotopic Applications   May 1995   
ブランケットのトリチウム増殖材や中性子増倍材は、パルスモードのプラズマ加熱によって加熱されるが、今までのトリチウム放出率測定実験では、定常あるいはゆっくりとした加熱による研究が中心であった。このため、パルスモード加熱を模擬するために赤外線加熱炉を用いたトリチウム放出率測定装置を開発した。試料は、サファイア窓を通して赤外線によって加熱され、最高加熱速度は約1000TexC/分である。加熱によって放出したトリチウムは、小型電解セルによってガス化され、電離箔で測定される。測定後のト...
Effect of surface oxide layer on tritium release from beryllium pebbles
;Kawamura, Hiroshi;Terai, Takayuki*
18th Symp. on Fusion Technology; SOFT-18   Aug 1994   
核融合炉ブランケットにおいて、中性子増倍材として直径1mmの球状ベリリウムの使用が検討されている。ベリリウムのトリチウム放出は、ブランケット内のトリチウムインベントリー評価上重要である。このため、ベリリウムからのトリチウム放出実験を行った。実験からトリチウムの有効拡散係数を求めたところ、活性化エネルギは酸化ベリリウムの値と等しくなり、表面酸化膜の効果が認められた。また表面酸化膜の測定から酸化膜の増加が観測されたため、これらの表面酸化膜の挙動を考慮したモデルを提案し、実験との比較を行った。
Characteristics of pebble packing and evaluation of sweep gas pressure drop into the in-pile mock-up fusion blanket
;Nakamichi, Masaru;Kawamura, Hiroshi;Sagawa, Hisashi;*;*;Saito, Minoru
6th Int. Conf. on Fusion Reactor Materials   Sep 1993   
ペブル充填型ブランケットの充填層内の圧力損失を正確に予測するため、ペブル試料を用いてスイープガスによって生じる圧力損失を測定した。測定データは、粉粒体工学の分野で使用されているKozeny-Carmanの式と+25~-60\%の誤差で一致した。また、100ppmまでの水分を添加して圧力損失を測定したところ、水分の影響はほとんどなかった。
Thermal and mechanical properties of beryllium pebbles
;Kawamura, Hiroshi
3rd Int. Symp. on Fusion Nuclear Technology; ISFNT 3   Jun 1993   
球状ベリリウムの製造技術、熱及び機械特性を調べた。製造技術では、回転電極法が最も優れており、電極材料を変えることで製造コスト及び不純物が改善された。熱特性に関しては、熱膨張係数及び比熱を測定した結果、バルク材と同等の値であることが明らかとなった。また、機械的特性に関しては、圧潰強度を測定した結果、中性子照射による脆化が認められた。
Safety analysis of the JMTR with LEU fuel
;;;Sato, Takeshi;Saito, Minoru;
15th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors   Sep 1992   
JMTRの低濃縮化に伴い、安全解析を実施した。安全解析では、設計基準事象についてシナリオを含めて再検討し、選定した事象を運転時の異常な過渡変化と事故とに分類した。また、安全性の判断基準についても見直しを行った。設計基準事象の熱水力解析を行った結果、一次冷却水流出事故に対応するために、事故発生後より早期に原子炉を停止し、また崩壊熱除去のための冷却水流量を増加する必要のあることが明らかとなった。このため、「主循環ポンプ商用電源異常」によるスクラム信号を安全保護系統に新たに追加し、また主循環ポン...
JMTR modification to ensure reactor safety concerning with core conversion to low enriched uranium fuel
Sato, Takeshi;;Nagaoka, Yoshiharu;;Saito, Junichi;;Ando, Hiroei;Saito, Minoru;
弥生研究会   Mar 1992   
JMTRは、燃料の低濃縮化のために1991年4月から1992年2月の間に国の安全審査を受けた。一方、この審査期間中の1991年7月には原子力安全委員会により水冷却型試験研究用原子炉施設の安全設計及び安全評価に関する審査指針が定められた。JMTRの低濃縮燃料への変更においてはこれらの指針に基づき燃料の機械設計、炉心設計、安全評価等の全面的な見直しを実施した。これらの見直しの一環として「一次冷却水流出事故」について解析した結果、非常用冷却系統、非常用電源及び安全保護回路に係る一部施設整備も必要...
Surface characterization of hot-pressed beryllium with X-ray photoelectron spectroscopy
;Kawamura, Hiroshi;*;*;*;Ando, Hiroei;
5th Int. Conf. on Fusion Reactor Materials   Nov 1990   
ベリリウムはプラズマ対向材料として研究されており、JETにおいては、ベリリウムを第一壁に用いた不純物/粒子制御によりプラズマパラメータの大幅な改善が報告されている。このメカニズムを理解するには、プラズマの研究と同様に、材料特性を把握することは重要となる。これらの材料特性を把握するための第一段階として、真空加熱及び重水素打込みによるホットプレスベリリウムの表面の変化をX線光電子分光法によって調べた。この結果真空加熱では表面の洗浄化が観測され、重水素打込みでは表面の酸化が観測された。
Retention of deuterium implanted in hot-pressed beryllium
Kawamura, Hiroshi;;Sagara, Akio*;*;;Saito, Minoru;
9th international Conference on Plasma-Surface Interactions in Controlled Fusion Devices   May 1990   
核融合炉において、ベリリウムは中性子増倍材や低Z被覆材として用いられようとしている。このような環境下においてベリリウムが使用される場合、ベリリウム中のトリチウムインベントリーが大きいか否か、すなわちトリチウムを保持しやすいか否かは、燃料のリサイクリング(トリチウム回収等)の観点から重要な事項になる。今回は、最も一般的な製作方法であるホットプレス法によって製作されたベリリウムに重水素を打ち込み、反跳粒子検出法によって求めたベリリウム中の重水素深さ分布及び加熱時の重水素保持特性について報告する。

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