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論文

Safety design concepts for ITER-tritium facility; Toward construction in Japan

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05

ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。

論文

Safety activities in JAERI related to ITER

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.9

原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。

論文

Effective tritium processing using polyimide films

林 巧; 奥野 健二; 石田 敏勝*; 山田 正行; 鈴木 卓美

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.901 - 907, 1998/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:13.99

ITERクラスの施設におけるトリチウム除去設備は、その安全の考え方及び運転シナリオにもよるが、非常に大規模な設備となり得る。原研では、より小型で効率的なトリチウム除去設備をめざして、気体分離膜の水素及び水蒸気に対する選択的透過性能に着目した新しいシステムを考案、開発してきている。本システムでは、被処理ガスを気体分離膜を介して循環することにより、最終的な処理ガス量を減容し、又、大気中の湿分を直接凝縮する。膜質は、トリチウム成分(HT、HTO)に対する選択的透過性能と耐久性、大容量モジュール(中空糸膜等)の存在からポリイミドとした。現状では、トリチウムでの実証試験済の中空糸膜モジュールは40.1m$$times$$1.8m long程度のサイズで、処理流量は、(1)モジュール透過側をパージする方式と(2)高透過タイプ膜の適用により、約1桁(~数100m$$^{3}$$/mクラス)向上した。このモジュールを適用し、ITER規模用除去設備を設計した。

論文

R&D of a compact detritiation system using a gas separation membrane module for the secondary confinement

石田 敏勝*; 林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 奥野 健二

Fusion Technology, 30(3), p.926 - 930, 1996/12

水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、アルゴンガス、及び乾燥空気(水素濃度300~1,000ppm)を各々供給して水素ガスの分離実験を実施した。また、既設SPSグローブボックス空気雰囲気に水素ガスを添加し(約600ppmv)、気体分離膜を用いた水素ガス除去試験を実施した。併せて、本気体分離膜モジュールをグローブボックス等の二次格納系へ適用したときの設備規模についても検討を行う。また、各ベースガスである窒素,アルゴン,乾燥空気中の水素成分の膜分離について、理論的条件における解析作業を行う。

論文

Experimental and analytical study on membrane detritiation process

平田 慎吾*; 角田 俊也*; 怡土 英毅*; 鈴木 達志*; 林 巧; 石田 敏勝*; 松田 祐二; 奥野 健二

Fusion Technology, 28(3), p.1521 - 1526, 1995/10

水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、及び水分含有窒素を供給して分離実験を実施した。また、窒素中の水素、及び水分の膜分離について理論的条件における解析作業を行った。本実験、及び解析の結果、ポリイミド分離膜は窒素中の水素、及び水分を選択的に透過することが確認された。特に水分については高い透過性を有していることが確認された。本実験に使用した分離膜では、分離膜モジュールの透過側/供給側圧力比を1/1000と充分に小さくすることにり、供給された混合ガスを1/100に減容することができた。

報告書

核融合炉ブランケット照射試験体へのペブル充填特性

中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 石田 敏勝*; 平田 慎吾*; 鈴木 達志*

JAERI-M 93-060, 30 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-060.pdf:1.18MB

増殖材領域温度の制御特性を評価する上では、トリチウム増殖材ペブル及び中性子増倍材ペブルの充填率と熱伝導率との関係についての評価が重要である。特に充填率は、水流等による機械的振動や熱サイクルによる熱膨張率差等の振動による影響を受ける。従って、本試験では、これらの振動を模擬し、充填率壁効果、充填率分布の再現性、充填率経時変化、充填率高温時変化について調べた。

論文

核融合炉トリチウム増殖材の容器内充填特性

中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 石田 敏勝*; 平田 慎吾*; 鈴木 達志*

FAPIG, 0(132), p.22 - 28, 1992/11

核融合炉の増殖ブランケット概念としては、トリチウム増殖材であるリチウム酸化物を直径1mm程度のペブルとして充填する方式が有望になっている。ペブルのブランケット容器への充填においては、核的特性及び熱流動特性の観点から、高密度かつ均一であることが要求される。本報告書は、微小球充填型方式ブランケットを対象として、増殖材の高密度及び均一充填技術の開発を目的とした試験研究についてまとめたものである。

報告書

プラント静特性及び動特性試験; 原子力船「むつ」出力上昇試験報告

石田 紀久; 楠 剛; 田中 義美*; 井上 公夫*; 八尾 敏明*; 落合 政昭; 釜井 理*; 北村 敏勝

JAERI-M 92-123, 108 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-123.pdf:3.64MB

原子力船「むつ」の出力上昇試験を平成2年3月29日から同年12月14日にかけて実施した。試験は、炉出力レベルに応じてphaseO~phaseVの6段階におけて、3月~4月に岸壁においてphase0及びIの試験を、7月~12月の4回の航海においてphaseII~Vの試験を行った。本報告書は、このうちのプラント静特性及び動特性に係る試験結果についてまとめたものである。静特性に係る試験では、低出力での温度上昇率測定等による核計装較正、高出力でのヒートバランス測定、原子炉蒸気による主給水系駆動、補助缶蒸気切換等計13項目について実施した。動特性に係る試験では、炉出力及び給水制御系の動作確認、小負荷変動、負荷増加、主機トリップ、前後進切換さらに旋回等操船のプラント応答性能確認の他、スクラム時の原子炉停止機能、単ループ運転確認計11項目について実施した。試験結果はあらかじめ設定した判定基準をすべて満足した。この判定基準には、例えば、動特性に係る動特性試験に対して以下の事項が設けられた。(1)原子炉過渡応答に異常がなく、またスクラムしないこと。(2)加圧器逃し弁が作動しないこと。

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