Yamanishi, Toshihiko; Iwai, Yasunori; Kawamura, Yoshinori; Nishi, Masataka
核融合炉の冷却水からのトリチウム回収システムに関し、既存技術によるシステムの設計検討を行い、その規模が許容できるものであるか、新技術の開発が必須となるか考察した。原研で概念設計を行った核融合炉(DEMO2001,第一壁領域でのトリチウム透過量:56g/day,ブランケット領域でのトリチウム透過量:74g/day)を対象とし、冷却水中の許容トリチウム濃度を30Ci/kg(カナダでの経験による)とした。既存技術として、水蒸留塔+化学交換塔+電解セルを採用した場合、水蒸留塔は内径6m
高さ40m,内径1.6 m高さ40m規模になること、燃料系の規模をITERと同等とした場合、電解セルのトリチウム濃度がITERよりも遙かに大きく耐放射線性に懸念が生じることが判明した。また水蒸留塔の代わりに、重水濃縮等で用いられている2重温度化学交換塔を用いても改善が認められないことが判明した。このように、水蒸留塔に替わるフロントエンドプロセスが必要であり、水蒸気圧力スイング法の研究を進めている。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
|---|---|---|
掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 81 |
号 |
: | 1-7 |
ページ数 |
: | p.797 - 802 |
発行年月 |
: | 2006/02 |
発表会議名 |
: | 7th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-7) |
開催年月 |
: | 2005/05 |
開催都市 |
: | Tokyo |
開催国 |
: | Japan |
キーワード |
: |
論文URL |
: |
|
|---|---|---|
論文解説記事 |
: |
Access |
: |
- Accesses |
|---|---|---|
InCites™ |
: |
パーセンタイル：53.38 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
: |
[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.
