A Design study for tritium recovery system from cooling water of a fusion power plant

山西 敏彦; 岩井 保則; 河村 繕範; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.797 - 802, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.023

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。

高温水蒸気電解法による水素製造; 自立型平板電解要素による試験結果

日野 竜太郎; 会田 秀樹; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 岩田 友夫*; 宮本 喜晟

JAERI-Tech 95-049, 20 Pages, 1995/11

JAERI-Tech-95-049.pdf:0.97MB

高温水蒸気電解法は、高温ガス炉を熱源とする水素製造法の一つとして期待が寄せられている。そこで、電解質支持方式の平板型固体電解要素を試作した。試作した電解要素は、厚さ0.3mmのイットリア安定化ジルコニア電解質の薄板に電極膜を64cmの面積で成膜してある。電解試験は850Cの電解温度で行い、2.4Nl/hの水素を発生させるとともに、試験結果から平板型電解要素は以前に試験した12セル構造の円筒型電解要素よりも優れた水素製造性能を有することが示された。本報では、平板型電解要素の概要、試験結果、試験を通して得られた課題について述べる。

Design of the JAERI fuel cleanup system for the tritium systems test assembly; System design description of the JAERI fuel cleanup system

小西 哲之; 林 巧; 成瀬 雄二; 奥野 健二; R.V.Carlson*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-086, 40 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-086.pdf:1.35MB

原研は日米協力協定AnnexIVに基づいて米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの模擬試験を共同で行っている。その一環として原研製燃料精製システムを設計、製作してTSTAに設置、結合した。本報告書はこの装置の設計、運転方法および安全解析結果をLANLの指定する書式に従って記述したもので、本装置の技術的な特性を網羅している。本装置はTSTAループに於て模擬プラズマ排ガスを15mol/hで処理し、純粋な水素同位体を同位体分離システムに造る一方、トリチウムを含まない不純物元素を排出する。主要構成機器パラジウム拡散器、触媒塔、低温トラップ、電解セル、ZrCoベッドで、独立のコンピュータで制御するほか、TSTAメインコンピュータにも結合する。

Joint operation of the TSTA under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; TSTA extended loop operation with 100 grams of tritium on April-May, 1992

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.

JAERI-M 93-083, 54 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-083.pdf:1.64MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所TSTAにおいて核融合燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、TSTAループ全体の長期間安全定常運転の実証を最大の目的として、92年4-5月に行われたもので、AnnexIV最大のマイルストーンであった。試験は25日間におよぶ昼夜連続運転であったがISS(深冷蒸留水素同位体分離装置)、FCU(燃料精製・捕集装置)J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)等すべてのサブシステムが安定に制御された。また、マグネシウムベッドを用いたFCU、及びJ-FCUは、はじめての全TSTAループとの連続運転であったが、不純物を含む模擬プラズマ排ガスを安全かつ安定に連続処理できることを実証した。本報告書は、上記試験における詳細試験計画と結果の概要をまとめたものである。

Joint operation of the TSTA with the J-FCU under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; A First integrated tritium test between J-FCU and ISS on October, 1991

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 山西 敏彦; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Barnes, J. W.*; et al.

JAERI-M 93-081, 35 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-081.pdf:1.19MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCUとISSを連結した初の実験で、1)両システム連結運転上の制御特性、問題点の調査と2)レーザーラマン分光法によるISSの動特性測定を主目的として91年10月に行われた。試験中、上記連結上の問題はなく、ループ流量として2~10SLPM程度の領域で安定に運転できた。レーザーラマン分光測定は、短時間で非常に有効に作動し、ISSの動特性に関する知見を得た。本報告書は、上記試験の詳細結果をまとめたものである。