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天田 健一*; 長友 仁郎*; 小林 重忠*
平成21年度財団法人若狭湾エネルギー研究センター年報,12, p.61 - 62, 2010/10
高速増殖炉の熱を用いて水素生成が行えるハイブリッド熱化学法を念頭に、同法で発生することが懸念されている硫化水素等の不純物ガスを対象として、吸着剤を使用して除去分離回収することにより水素を精製する方法を調査する目的で、2008年度までに実施した基礎試験をもとに、除去効率の効率化が図れる温度・圧力スイング濃縮法に関する基礎試験と自動化連続運転の可能性を評価する試験を実施した。また、今後の設計研究に資するためHy2S法のパイロット規模施設の設計・建設技術に関する情報を調査し整理した。
小林 重忠*; 長友 仁郎*; 安 隆己*
平成18年度財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究成果報告集,9, P. 82, 2007/09
高速炉の熱を利用し、硫酸溶液を用い熱化学反応と電気分解を組合せ、水を分解する水素製造法について、日本原子力研究開発機構において研究が進められている。その水素製造法による水素生成の過程で、不純物として硫化水素など硫化物の水素への微量の同伴が懸念される。そのため、これら不純物を除去して水素を精製するための要素技術として、経済的で簡略な方法として適用性のある吸着剤による不純物の分離除去法にかかわる研究を実施している。平成18年度は予備試験として、吸着剤の適性,試験条件の設定,吸着・脱着の基礎特性等について調べた。可燃性の水素ガスの代わりに特性を模擬できるヘリウムガスを用い、吸着剤として活性炭を充填した吸着筒に、硫化水素を混入したヘリウムガスを通気し、吸着破過曲線を調べることによって吸脱着基礎特性を把握した。通常の活性炭で、ヘリウムガス中に5ppmの硫化水素を混合した試料ガスの0
Cにおける吸脱着特性は、吸着,脱着で繰り返しの履歴がわずかに異なるが、ほぼ可逆性を示し、生成水素の不純物除去に、活性炭が吸着剤として適用性があることがわかった。
倉沢 利昌; 高津 英幸; 関 昌弘; 小野 清*; 小林 重忠*
JAERI-Tech 95-011, 24 Pages, 1995/03
ヘリウム雰囲気下でのブランケット構造材とベリリウム球の両立性試験を650~750C、700~1500時間おこなった。供試材料としては316ステンレス鋼の他、先進材料であるF82H鋼、チタン合金、V合金等の反応性を調べた。反応量の測定は走査電子顕微鏡写真を撮影してから行った。それぞれの材料によって反応層の厚みは異なるが650Cでは反応量は少なく両立性は良いことがわかった。700C以上では供試材料のすべてに渡って反応が開始し、時間と共に増大する。従ってこれらの先端材料の使用温度は700C以下に抑制することが必要と判断できる。今後も316SS鋼と比較しつつ先進材料の両立性データを着実に取得することが必要である。
吉田 浩; 榎枝 幹男; 長倉 正昭*; 小林 重忠*; 小沢 義弘*
Fusion Technology 1992, Vol.2, p.1547 - 1551, 1993/00
核融合ブランケット材(リチウムセラミックス,ベリリウム)の物性に関するデータは比較的豊富に蓄積されている。しかし、炉寿命の全期間にわたってブランケットが健全であることを保証するには、長期信頼性に関するデータが必要となる。報告者らは、ITERブランケット日本案(ペブル充填型多層構造)の設計を進めると共に本ブランケット運転条件下で想定される種々の工学的課題につき基礎工学的R&Dを実施した。発表内容を大別すると;(1)高充填密度ペブル充填層実現のためのペブルサイズ制御技術(Li
O,LiZrO
,Li
SiO及びベリリウム)開発、(2)各種ペブルの熱機械的性質の安定性確証、(3)Be/増殖材、Be/構造材、増殖材/構造材の共存温度限界測定、(4)増殖材及びベリリウムの高温水蒸気反応とLOCA模擬試験、(5)増殖材質量移行量測定及び充填層熱伝導度への影響測定等である。
吉田 浩; 成瀬 雄二; 山岡 光明*; 小原 敦*; 小野 清*; 小林 重忠*
JAERI-M 92-088, 105 Pages, 1992/06
トリチウム増殖ブランケットとしてLiNO,LiOH等のリチウム塩水溶液を増殖材及び冷却材とする水溶液ブランケットは、ブランケット構造の単純化及びトリチウム回収の容易さが期待されることから、米国のTIBER計画及びITERで幅広く検討された。一方、トリチウム技術に関するTSTA日米共同運転・試験計画においても、TSTAを利用したブランケットトリチウム回収試験の可能性検討が行われ、水溶液ブランケットの評価を行った。本ブランケット概念は日本では余り研究がなされていないことから、筆者らは以下の検討を行い、その特徴を把握するとともに技術課題を考察した。(1)代表的水溶液ブランケット体系のトリチウム増殖性能と遮蔽性能の評価、(2)各種リチウム塩の特性評価、(3)ITERブランケットの放射線分解量推定。
関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.
JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08
核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。
小林 重忠*; 本多 力*; 大村 博志*; 川合 将義*; 清水 武司*; 山岡 光明*; 中原 克彦*; 関 泰
JAERI-M 88-251, 303 Pages, 1988/12
核融合次期装置の安全性評価として、全体システムに対して確率論的リスク評価を実施するとともに、安全性に関する諸事象のうち通常運転時、分解修理時、事故時について、各々、事象を選び解析をした。第1章において、核融合実験炉全体の確率論的リスク評価を実施することとし、1.1において評価する上で必要となる安全性データベースの検討、1.2においてシステム、コンポーネントのFMEA,1.3において事故シークェンス,1.4において放射性物質放出フロー、1.5においてETA(Event Tree Analysis)、FTAについて各々検討結果をまとめた。さらに、こうした検討結果をもとに1.6において事故起因事象に対する評価をし、1.7において総括的にリスク評価をし、最後に1.8で今後の課題をまとめた。
飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02
この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第7章に相当するものである。
苫米地 顕; 本多 力*; 飯田 浩正; 東稔 達三; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 海老沢 克之*; 平田 慎吾*; 井上 登代一*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 85-078, 207 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第VI章に相当するものである。二つの異なる核融合実験炉のメンテナンス概念、すなわち一方は炉停止1日後に人間が炉本体外側に接近出来る概念、他方は全く人間の接近の必要のない完全遠隔操作に基づく概念について比較検討を行なった。炉形状、卜リチウム閉じ込め、安全性、遮蔽性能、メンテナンス手順、メンテナンス時間、必要遠隔操作機器およびコスト等種々の観点から両概念の比較が述べられている。また、現在の日本の遠隔操作技術のデータ・ベースを整理、評価し今後必要なR&D項目を摘出した。
