A simulation study for hydrogen isotope distillation columns in the tritium breeding blanket system of a fusion reactor

核融合炉用トリチウム増殖ブランケットシステムにおける水素蒸留塔のシミュレーション研究

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トリチウム増殖ブランケットシステムにおいて必要とされている、ヘリウムパージガスへのH $_{2}$ またはD $_{2}$ 添加が、水素同位体分離システム(ISS)にいかなる影響を及ぼすかについて、FERの設計条件下において解析した。上記の添加によって、燃料給排気系におけるISS(塔数2,T-インベントリー約70g、所要冷凍能力110W)以外に、ブランケットシステム用に別のISSが必要となる。必要なISSの規模は、H $_{2}$ 添加を用いる場合の方が、D $_{2}$ 添加を用いる場合よりもはるかに小さくて済む。H $_{2}$ 添加によってトリチウム濃度が100倍に希釈されるとき、塔数、T-インベントリー、所要冷凍能力は各々2、8g、65Wとなり、1000倍に希釈されるときは、各々3、12g、630Wとなる。この結果から考えると、上記1000倍希釈までのH $_{2}$ 添加なら、ISSにおいて特に深刻な問題は生じない。、

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Fusion Technology
巻	:	10
号	:
ページ数	:	p.462 - 473
発行年月	:	1986/00
発表会議名	:
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キーワード	:	Fusion reactor; Tritium; Blanket system; Hydrogen isotopes; Isotope separation; Cryogenic distillation; Tritium inventory; Refrigeration capacity

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登録番号 : A19855258
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7930

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