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奥野 健二; 松田 祐二
最近の研究施設, p.299 - 304, 1995/03
核融合炉のトリチウム燃料サイクルの確立を目指して建設されたトリチウムプロセス研究棟の安全設備の概要を紹介する。大量トリチウム取扱施設の設計・建設・運転管理にあたっての留意点を概説する。即ち、大量トリチウム取扱施設では、作業員のトリチウム被ばく防止及び周辺環境へのトリチウム放出の低減化のため3重隔壁格納システムが採用されるので、その格納システムについて概説した。さらに、その格納システムの健全性を確認するために行ったコールド試験の概要,ホット試験運転実績を概説した。
炉設計研究室
JAERI-M 7964, 161 Pages, 1978/12
トカマク型核融合実験炉炉心燃料給排系のトリチウム封入ならびに安全性の観点から、システム設計及び安全性解析を行った。トリチウムの環境放出量をできるだけ抑えるために3段階の封入システムを採用した。また、フォールトツリーならびにFMEAチャートを作成して第1次安全解析を実施した。第1次封入系は炉心燃料給排系構成機器および配管類であり、これらの機器類は充分なトリチウム漏洩防止対策を施した設計として2次封入系内に収納する。第2次封入系は希ガス雰囲気のグローブボックスに類似したものであり、70m
/min処理量を有する雰囲気精製系を設備する。含有ガス処理系を収納する格納室、処理容量3m/minの格納室換気系および処理容量150m/minの緊急時格納室浄化系等から構成する。
炉設計研究室
JAERI-M 7772, 109 Pages, 1978/08
トカマク型核融合実験炉冷却系に関する安全性解析の予備設計を行なった。本安全解析での主な目的は、トリチウムの通常時および事故時の環境放出量の評価とそれに関する漏洩トリチウム処理、格納方式の選定である。本報告書の内容は、第1章では真空容器内の冷却配管破断事故解析として真空容器内各部圧力、温度挙動、クライオ部トリチウム挙動等を示し、第2章では主冷却系からのトリチウム放出量の評価及びトリチウム放出低減用防護対策の検討を示した。
日暮 浩一*; 秋山 洋*; 山野 秀将
no journal, ,
安全設計ガイドライン(SDG)へ反映すべき重要な項目のうち、格納系に関連する「14格納バウンダリの形成と荷重」の概要を、対応する我が国の次世代SFRの設計概念を踏まえて説明する。
