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論文

R&D of atmosphere detritiation system for ITER in JAEA

林 巧; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 山西 敏彦; Perevezentsev, A.*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1386 - 1390, 2010/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.27(Nuclear Science & Technology)

ITERのトリチウム除去設備は安全の要の設備であり、日本がその5割を調達分担する予定である。この間、より効果的なトリチウム除去設備の確立を目指し、種々の異常事象条件での性能や機能劣化について試験するとともに、ITERの設計評価活動を通して概念設計の最終化を支援してきた。現在の安全上重要な機器であるトリチウム除去設備は、主として触媒酸化反応器と交流型水-水蒸気交換塔及び排風機で構成する。今回、その設備としての故障確率を、個別の弁や制御機器等の故障率データから評価し、従来の触媒酸化-水分吸着方式の評価結果と比較したところ、約1桁から2桁改善されたことが判明した。主たる改善の要因は、(1)交換塔を使用することにより吸着塔の定期的な再生による弁切り替え時の故障の回避と、(2)標準化による複数系統配置による。さらに、本評価上の観点からは、系統数を低減しても、大きな影響は出ないことが判明し、今後の合理化が計れる可能性があることがわかった。

論文

ITER design review; Tritium issues

Murdoch, D.*; Beloglazov, S.*; Boucquey, P.*; Chung, H.*; Glugla, M.*; 林 巧; Perevezentsev, A.*; Sessions, K.*; Taylor, C.*

Fusion Science and Technology, 54(1), p.3 - 8, 2008/07

 被引用回数:21 パーセンタイル:78.91(Nuclear Science & Technology)

One of the key activities on ITER during 2007 is a Design Review covering selected high priority areas of the project in which a significant number of features of the design with the potential to compromise the achievement of some objectives of ITER have been identified. These issues are being addressed by a number of focused working groups to develop solutions, which will improve the ITER design in terms of operating margins, reliability and availability, compliance with the French licensing framework and other respects. One of the working groups, WG-7, has been set up to investigate tritium related issues. The principal design features which are being addressed by WG-7 and the proposed resolutions of these issues are described in this paper, such as atmosphere and vent detritiation systems.

口頭

ITERトリチウム除去設備の設計及び開発の現状

林 巧; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 河村 繕範; 山西 敏彦; Perevezentsev, A.*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、ITERのトリチウムプラントにおいて、トリチウム除去設備(DS)の50%を詳細設計に基づき調達分担することとなっている。DSは、ITERの安全上重要な機器(SIC:Safety Important Component)であり、燃料サイクルを構成する設備はもとより、トカマク及びホットセル建家や許認可とも密接に関係し、高い稼働率と信頼性が求められている。処理対象は、(1)平常時においてはトリチウム汚染排ガス処理,段階的負圧制御,保守時の真空容器等やホットセルの雰囲気トリチウム制御,(2)異常時においてはすべてのトリチウム漏洩区画の負圧維持とそれに伴う建家外への排出ガスのトリチウム除去。安全上必須(SIC)の要求は負圧・負圧差維持と建家外排出ガスの除染であり、停電,単一故障想定及び火災時の機能確保が求められる。触媒酸化・水分吸着方式の従来設備と触媒酸化・水-水蒸気交換方式の新型設備を組合せ、それぞれ1500m$$^{3}$$/h程度の標準型モジュールを複数系統配置することで設計を最適化した。現在、ケーブル火災時の触媒被毒影響評価と1/4規模の水-水蒸気交換塔のトリチウム除去性能実証試験を実施中である。

口頭

ITERトリチウム除去系の状況と課題

林 巧; 中村 博文; 岩井 保則; 河村 繕範; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 枝尾 祐希; Perevezentsev, A.*

no journal, , 

日本は、ITERのトリチウム除去系(DS)の50%の調達分担の責任を負っており、現在DSの設計支援、性能実証試験等の活動を行っている。DSは通常時および異常時においてITER施設から排出される空気からトリチウムを除去し、環境へのトリチウム排出量を抑制する安全上の要となるシステムであり、大きく分けて3つの除去システム(トカマク複合建屋除去系、ホットセル施設除去系およびグローブボックス除去系)からなる。基本的に触媒酸化-水分吸着方式を適用するが、ITER-DSでは水分吸着に従来の乾燥塔ではなく、長期運転時の故障確率の低減の観点から、水-水蒸気向流交換法による湿式スクラバ塔(SC法)を採用する。一般に、SC法は産業利用実績を有するが、トリチウム除去系への採用実績は無く、ITERタスクを受け、単体での性能実証試験(1/4規模: 350m$$^{3}$$/h)を実施して平成25年度ITER機構に報告した。これらを踏まえ、現在、予備設計評価(平成26年度7月)の準備支援を実施しつつ、コスト低減及び工程遅延防止の観点から、ITER機構と共同調達活動を行う案を検討であり、本稿では、これらのDS調達の現状を報告する。

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