小西 哲之; 林 巧; 山西 敏彦; 中村 博文; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
Konishi, Satoshi; Hayashi, Takumi; Yamanishi, Toshihiko; Nakamura, Hirofumi; Naruse, Yuji; Okuno, Kenji; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
Tritium Systems Test Assembly(TSTA)は米国ロスアラモス国立研究所の実験炉規模の核融合炉燃料循環系の模擬装置であり、原研とDOEの米国協力により運転されている。1992年4月~5月にかけて、100gレベルのトリチウムを用いて25日間の連続試験を行った。模擬プラズマ排ガスとしてHDT,He,CH
,N
混合ガスを用い、連続的に不純物の処理と同位体分離を行った。不純物処理は米国の精製系では低温吸着と金属マグネシウムによる水分解,原研製装置J-FCUでは、パラジウム透過と固体電解質セルによる水蒸気電解を用いた。同位体分離は4塔の深冷蒸留により、ラマン分光分析による連続分析を用いて安全な運転が行われた。一連の結果によりITERの1/5規模での定常燃料循環系の運転が実証されるとともに、高純度トリチウムが回収された。
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使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering |
巻 |
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号 |
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ページ数 |
: | p.204 - 207 |
発行年月 |
: | 1993/00 |
発表会議名 |
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開催年月 |
: | 1993/10 |
開催都市 |
: | U.S.A |
開催国 |
: | U.S.A |
キーワード |
: | トリチウム; 核融合; 燃料循環系; パラジウム; 固体電解質; 低温吸着; 同位体分離; 深冷蒸留; ラマン分光; ITER |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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