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  • Disaggregation of Granular Sludge during Methane Fermentation Treatment for Methanol-containing Wastewater  [in Japanese]

    KAMACHI Kazumasa , SHINJO Hisashi , TSUKAMOTO Yuji , TATSUZAWA Tomoko

    <p>メタノール含有排水の処理にUASBを適用した場合, メタノールを利用できる微生物は限られているため, グラニュール汚泥の安定的な維持形成に課題があった。本研究では, UASBの後段に汚泥回収槽を備えた処理方法で, メタノールを含有する実排水を用いた連続運転を行い, 種グラニュール汚泥からの馴致過程における菌叢ならびに汚泥粒径の変化を確認した。馴致過程において, グラニュール汚泥中 …

    Journal of Japan Society on Water Environment 42(2), 67-72, 2019

    J-STAGE 

  • Research frontier of tritium for fusion reactor-toward the DEMO reactor-(5):Research frontiers of liquid breeders for fusion reactors  [in Japanese]

    Kondo Masatoshi , Tanaka Teruya

    <p> 核融合炉の燃料増殖ブランケットに不可欠な機能を全て兼ね備えている液体増殖材の開発研究が着実に進展している。液体増殖材の実用上の課題として,材料共存性の改善やトリチウム輸送制御法の確立が挙げられるが,これらは液体増殖材の流動性がもたらす特殊な界面反応や輸送的性質によるものである。しかし,高度な純度制御技術が開発された事により,材料共存性改善の糸口が見える状況になってきた。また,斬 …

    Journal of the Atomic Energy Society of Japan 60(11), 700-704, 2018

    J-STAGE 

  • Control of Chemical Forms of Tritium in FLiNaK under Low Flux Neutron Irradiation

    KUMAGAI Kohki , TANAKA Teruya , YAGI Juro , WATANABE Takashi , SATO Fuminobu , TAMAKI Shingo , MURATA Isao , SAGARA Akio

    … <p>The use of the isotopic exchange between tritium produced in molten salts and hydrogen molecules in a sweep gas has been proposed as a way of recovering tritium in a self-cooled molten salt liquid blanket system [1-3]. …

    Plasma and Fusion Research 13(0), 3404071-3404071, 2018

    J-STAGE 

  • Microstructure of Erbium Oxide Thin Film on SUS316 Substrate with Y<sub>2</sub>O<sub>3</sub> or CeO<sub>2</sub> Buffer Layers Formed by MOCVD Method

    Lee Seungwon , Shinkawa Takayuki , Matsuda Kenji , Tanaka Masaki , Hishinuma Yoshimitsu , Nishimura Katsuhiko , Tanaka Teruya , Muroga Takeo , Sato Takahiro

    … has been known the best candidate material for insulating coating for liquid metal breeding blanket system. …

    MATERIALS TRANSACTIONS 58(2), 231-235, 2017

    J-STAGE 

  • Microstructure of Erbium Oxide Thin Film on SUS316 Substrate with Y₂O₃ or CeO₂ Buffer Layers Formed by MOCVD Method

    Lee Seungwon , Shinkawa Takayuki , Matsuda Kenji , Tanaka Masaki , Hishinuma Yoshimitsu , Nishimura Katsuhiko , Tanaka Teruya , Muroga Takeo , Sato Takahiro

    … Er2O3 has been known the best candidate material for insulating coating for liquid metal breeding blanket system. …

    MATERIALS TRANSACTIONS = MATERIALS TRANSACTIONS 58(2), 231-235, 2017

    IR 

  • Current Status of Tritium and Safety Study  [in Japanese]

    KATAYAMA Kazunari , OKINO Fumito

    次世代ブランケット及びダイバータへの適用が期待される液体金属及び溶融塩におけるトリチウム挙動研究について,これまでの研究成果を整理して概説し,トリチウム回収に関して最新の研究動向を紹介する.

    プラズマ・核融合学会誌 92(2), 136-141, 2016-02

    NDL Digital Collections 

  • Compatibility Issues for Liquid Breeders and Liquid Divertor for Fusion Reactors  [in Japanese]

    KONDO Masatoshi , NAGASAKA Takuya

    先進ブランケットの液体燃料増殖材や液体ダイバータの冷却材として液体金属及び溶融塩が期待されている.これらの高温融体中における候補構造材料及び機能性材料との共存性について解説する.

    プラズマ・核融合学会誌 92(2), 130-135, 2016-02

    NDL Digital Collections 

  • Current Status of MHD Thermofluid Study  [in Japanese]

    YOKOMINE Takehiko , HASHIZUME Hidetoshi

    液体金属・溶融塩を核融合炉内で使用する場合,磁場の影響は避けられない.この章では,液体金属・溶融塩の基本的な伝熱特性を踏まえつつ,これまでに日米科学協力事業などを通じて明らかになった伝熱流動に関する様々な電磁相互作用を概説する.さらに,流路のMHD圧力損失低減法についても解説する.

    プラズマ・核融合学会誌 92(2), 125-129, 2016-02

    NDL Digital Collections 

  • Current Status of Studies on Liquid Blanket Systems  [in Japanese]

    TANAKA Teruya , NORIMATSU Takayoshi

    核融合ブランケットは核融合炉の炉心を取り囲むように設置される発電用大型コンポーネントであり,中性子エネルギーから熱エネルギーへの変換,放射線遮蔽に加えて,自然界に存在しないトリチウム燃料の生産を担う.このトリチウム生産のために,リチウム原子を含む液体金属や溶融塩といった高温融体(液体)をトリチウム増殖材としてブランケット内に配置するものを特に"液体ブランケット"という.設計や材料組み合せによるが, …

    プラズマ・核融合学会誌 92(2), 112-118, 2016-02

    NDL Digital Collections 

  • <i>In-Situ</i> Evaluation of Functional Layer Based on Impedance Behavior  [in Japanese]

    Suzuki Narumi , Sasaki Ryosuke , Matsumura Yoshihito , Kondo Masatoshi

     The characterization of Zr oxide layer formed in Ar and O<sub>2</sub> gas mixture at 973 K on the surface of Zr metal was characterized by electrochemical impedance spectroscopy (EIS …

    Journal of the Japan Institute of Metals and Materials 80(9), 585-592, 2016

    J-STAGE 

  • The Effect of Thermal History on Microstructure of Er<sub>2</sub>O<sub>3 </sub>Coating Layer Prepared by MOCVD Process

    TANAKA Masaki , TAKEZAWA Makoto , HISHINUMA Yoshimitsu , TANAKA Teruya , MUROGA Takeo , IKENO Susumu , LEE Seungwon , MATSUDA Kenji

    … <p>Er<sub>2</sub>O<sub>3 </sub>is a high potential candidate material for tritium permeation barrier and electrical insulator coating for advanced breeding blanket systems with liquid metal or molten-salt types. …

    Plasma and Fusion Research 11(0), 2405120-2405120, 2016

    J-STAGE 

  • In-situ evaluation methodology of functional layer for fusion blanket systems  [in Japanese]

    SUZUKI Narumi , SASAKI Ryousuke , TOYODA Ryoichi , MATSUMURA Yoshihito

    … The Electrochemical impedance spectroscopy (EIS) has been used as a tool to in-situ evaluation for properties of oxide ceramic layer exposed to liquid metal at high temperature by equivalent circuit models. …

    Journal of Advanced Science 28(0), n/a, 2016

    J-STAGE 

  • Experimental Study on Chemical Behaviors of Non-Metal Impurities in Pb, Pb-Bi and Pb-Li by Temperature Programmed Desorption Mass Spectrometer Analysis

    KONDO Masatoshi , NAKAJIMA Yuu , TANAKA Teruya , NOZAWA Takashi , YOKOMINE Takehiko

    <p>The chemical behaviors of non-metal impurities such as O<sub>2</sub>, H<sub>2</sub>, N<sub>2</sub>, H<sub>2</sub>O, CO<sub>2 </sub> …

    Plasma and Fusion Research 11(0), 2405076-2405076, 2016

    J-STAGE 

  • Design Status of the Structural Components of the Helical Fusion Reactor FFHR-d1

    TAMURA Hitoshi , HASHIZUME Hidetoshi , the FFHR Design Group , TANAKA Teruya , GOTO Takuya , YANAGI Nagato , MIYAZAWA Junichi , MASUZAKI Suguru , SAKAMOTO Ryuichi , SAGARA Akio , ITO Satoshi

    … The structural design began from a radial build design of the components using a system code analysis and considering a shielding/breeding blanket design. … To accelerate the design activity and achieve a consistent helical reactor system, the high-temperature superconducting joint-winding, liquid metal divertor, a supplemental helical coil addition, a novel divertor structure, and other challenging options are investigated alongside the basic design. …

    Plasma and Fusion Research 11(0), 2405061-2405061, 2016

    J-STAGE 

  • <i>In-Situ</i> Evaluation of Functional Layer by Electrochemical Impedance Spectroscopy  [in Japanese]

    Suzuki Narumi , Sasaki Ryosuke , Matsumura Yoshihito , Kondo Masatoshi

    …  Online evaluation of the electrical properties of oxide layers was studied for the development of liquid breeder blanket of fusion reactors in this paper. …

    Journal of the Japan Institute of Metals and Materials 80(4), 284-288, 2016

    J-STAGE 

  • 7. Future Developments(<Special Topic Article>It's Liquid but not Water -Current Status and Issues of the Next Generation Blanket and Divertor R&D-)  [in Japanese]

    SAGARA Akio

    これまでの要素研究を統合システムとして一刻も早く造ってみることが次の大きな目標である.そこでは高温融体の閉じた統合循環システムが対象になる.この新たな研究をエネルギーの生産・変換・輸送・効率のエネルギー循環工学ととらえ,広大な異分野融合の結集によって,液体ブランケットや高性能ダイバータの実現も見えて来る.ハードルを明確に設定し,着実に実証と実績を重ねていくことが我々に求められている.

    プラズマ・核融合学会誌 92(2), 142-143, 2016

    NDL Digital Collections 

  • ICONE23-2059 NUMERICAL ANALYSIS OF THERMAL HYDRAULIC BEHAVIOR BASED ON TWO-FLUID MODEL DURING INGRESS OF COOLANT EVENT IN BLANKET MODULE

    Ose Yasuo , Tanigawa Hisashi , Kawamura Yoshinori

    … Pipe rupture inside the blanket leading to ingress of coolant is an important event to be assessed because the reaction of water or vapor with beryllium is exothermic and produces hydrogen. … In order to clarify the safety characteristics related to Ingress of Coolant Event (ICE) in the blanket, the numerical safety analyses have been performed using the modified TRAC-PF1 code based on the two-fluid model. …

    The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE) 2015.23(0), _ICONE23-2-_ICONE23-2, 2015

    J-STAGE 

  • The Current Status of the World ITER Test Blanket Module Program  [in Japanese]

    KONISHI Satoshi , ENOEDA Mikio

    ITER/TBM計画は,核燃焼プラズマ環境において,燃料トリチウムの増殖回収と,高品質熱エネルギーへの変換取り出しを実証し,またその性能を評価することを目的としており,ITERにおける研究の主要目的の一つである.国際共同作業で一つの装置を共有する燃焼プラズマ実験と異なり,各参加極が,異なる概念・構造のブランケットモジュールを持ち寄り,それぞれに異なる次期計画に向けて試験を行う,国際競争の面をもつ. …

    プラズマ・核融合学会誌 90(6), 332-337, 2014-06

    NDL Digital Collections 

  • Development and testing of a zero stitch MLI blanket using plastic pins for space use

    畠中 龍太 , 宮北 健 , 杉田 寛之 , Saitoh Masanori , Hirai Tomoyuki , Hatakenaka Ryuta , Miyakita Takeshi , Sugita Hiroyuki , Saitoh Masanori , Hirai Tomoyuki

    資料番号: PA1410013000

    Cryogenics, 2014-03

    IR 

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