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論文

Operation of a simulated non-steady tokamak fuel loop using the tritium systems test assembly

小西 哲之; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 林 巧; 大平 茂; 山田 正行; 鈴木 卓美; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.258 - 264, 1995/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.06(Nuclear Science & Technology)

米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)は核融合炉燃料循環系の模擬試験施設であり、原研との日米協力によって100グラムレベルのトリチウムを用いて最長25日間の定常運転に成功した。しかし近未来のトカマクはパルス運転が想定され、また現実の装置では起動、停止など非定常条件にも対応する必要がある。この燃料循環系の非定常条件での挙動の研究を行うため、2年間協定を延長して実験を行っている。深冷蒸留による同位体分離システムはフィードバック流を用いた流路と1~2本に蒸留塔を減らした配位を用い、また自動制御を加えた。原研製燃料精製システム(JFCU)は新たに模擬プラズマ排ガスをバッチ処理する配位を用い、インベントリーを大きく低減することが確認された。TSTAループは満足すべき運転の柔軟性を示したが、制御上のいくつかの問題も摘出された。

報告書

Tritium test of the tritium processing components under the Annex III US-Japan collaboration; Annex III final report

小西 哲之; 吉田 浩; 成瀬 雄二; K.E.Binning*; R.V.Carlson*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-090, 21 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-090.pdf:0.6MB

原研はDOEとの日米協力協定AnnexIIIに基づいて米国ロスアラモス国立研究所(LANL)のトリチウムシステム試験施設(TSTA)において核融合炉燃料サイクルに用いるトリチウムプロセス機器のホット試験を行った。原研の開発したトリチウムの精製を行うパラジウム拡散器、トリチウム水を分解する電解セルについて、純トリチウムを用いた特性試験、長時間耐久試験、トリチウム存在下での不純物試験を行い、実システムに適用可能な機器を開発すると共に数々の知見を得た。

報告書

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。

報告書

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。

報告書

Joint operation of TSTA under the collaboration between JAERI and DOE-LANL; An Integrated loop operation with 100-g tritium in July 1988

奥野 健二; 榎枝 幹男; 井手 隆裕*; 福井 裕*; 吉田 浩; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; Sherman, R. H.*; R.V.Carlson*; et al.

JAERI-M 90-028, 73 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-028.pdf:1.51MB

本報告書は、日米協力Annex IVに基づいて1988年7月に米国ロスアラモス国立研究所のトリチウム試験施設(TSTA)において実施されたTSTA共同ループ試験の結果をまとめたものである。本共同ループ試験の主要目的は、DOEによる技術安全審査委員会(TSA)に対してTSTAシステムの安全性を示すことにあった。試験は安全かつ成功裏に終了した。また、本試験において多くの技術的成果も得られた。特に、水素同位体分離システムの制御およびその分離特性に及ぼすヘリウムの影響に関しては重要な知見が得られた。

報告書

TSTA loop operation with 100grams-level of tritium; Full components milestone run in June, 1988

吉田 浩; 福井 裕*; 平田 慎吾*; 山西 敏彦; 内藤 大靖*; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; C.R.Walthers*; Sherman, R. H.*; D.O.Coffin*; et al.

JAERI-M 88-242, 73 Pages, 1988/12

JAERI-M-88-242.pdf:1.4MB

本報は、1987年6月に発足した核融合燃料技術に関する日米協力(Annex IV)の下で実施された大量トリチウムによる実模擬D-Tガス循環試験(1988年6月実施分)の結果をまとめたものである。Annex IV第1年目は、約100グラムのトリチウムを使用したループ試験を6回、サブシステム(深冷蒸留塔、複合クライオポンプ、D-Tガス精製系)試験を6回実施した。本試験は、日米協力1年目の活動を総合したものであり、模擬トーラス、複合クライオポンプ、D-Tガス精製系、NBIガス循環系、同位体分離系等の主要系統を連結し連続運転することを目的としたものである。

報告書

TSTA loop operation with 100 grams-level of tritium; Milestone run in July, 1987

吉田 浩; 平田 慎吾*; 内藤 大靖*; 山西 敏彦; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; R.V.Carlson*; D.O.Coffin*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*

JAERI-M 88-205, 60 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-205.pdf:1.42MB

本報告は、日米協力として米国ロスアラモス研究所のトリチウムシステム試験施設で開始された(昭62年6月)TSTA共同試験(7月実施)の概要を述べたものである。本試験は前月に実施したマイルストン・ランを補足するものであり、約100グラムのトリチウムを使用して1週間3交代の直勤務体制で行われた。従事した人員は原研側の4名を含めて約25人(施設オペレータ、装置オペレータ、放射線管理等安全担当者、等を含む)であった。

報告書

TSTA loop operation with 100 grams-level of tritium; Milestone run in June, 1987

吉田 浩; 平田 慎吾*; 内藤 大靖*; 山西 敏彦; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; R.V.Carlson*; D.O.Coffin*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*

JAERI-M 88-204, 102 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-204.pdf:2.38MB

日米核融合研究協力の一環として、原研と米国エネルギー省との間で実規模核融合炉トリチウム技術の開発・実証研究を進めるための実施協定が昭62年6月に調印された。本協力研究は、ロスアラモス研究所のトリチウムシステム試験施設を使用して、D-T燃料流量約1~2kg/日のループ試験を行い核融合炉トリチウム燃料のプロセス及びシステム技術の開発を進め、併せて大量トリチウム安全取扱いシステムの実証データの蓄積、同施設の運転経験を取得しようとするものである。本報は、協力計画第1年目に実施した世界で初めての実規模D-T流量による核融合炉トリチウムシステムの試験結果を説明するものである。

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