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片岡 良之*; 伊藤 光義*; 堀切 仁*; 小佐野 勝春*; R.Haange*; Johnson, G.*; 星 有一*; H.W.Bartels*; Y.Petrov*
Fusion Technology 1998, 2, p.1721 - 1724, 1998/00
ITERの真空容器冷却系は、他の冷却系が不動作な場合にも、容器内構造物からの崩壊熱除去を担保する安全系である。この崩壊熱徐去を動的機器に依存しないで達成するため、異常時の自然循環を促進する沸騰管と自然通風冷却の熱交換器を用いた系統構成である。通常時は、ポンプで冷却水を駆動し、真空容器出口側の沸騰管上部に設けた気水分離器の圧力を0.1MPaに制御し、容器入口水温100Cを維持する。異常時の自然循環特性は、1.5MWの熱負荷時に45kg/s、3.0MWの熱負荷時に65kg/sの流量であることを解析的に確認した。また、異常事象発生後3日間で、自然循環のみで、真空容器の温度を約80Cまで低下させられることを確認した。
星 有一*; 片岡 良之*; 伊東 光義*; 堀切 仁*; 小佐野 勝春*; 大川 慶直; 丸山 創; 伊藤 一芳*; V.Tanchuk*; R.Haange*; et al.
Fusion Technology 1998, 2, 4 Pages, 1998/00
ITERではブランケット構造体、ダイバータ等に蓄積されるエネルギーを加圧水を使用して除去する。しかし、システムの沸騰防止、高熱流速機器の除熱機構等の理由からパルス運転中のプロセス量(温度、圧力、流量)の監視ならびに制御が重要な問題になっている。本論文は厳しいプロセス制御巾への要求に答えて、入口温度、系統圧力に対してフィードバック制御系を設計し、これを用いて計画されている標準パルス運転時の制御性について検討したのでその結果について報告する。またITERが実験炉であることを考慮して、想定される標準パルスからの人為的または制御精度によるずれに対して、標準パルスにセットされた制御系がプロセス量をどの程度の範囲に抑えられるかについても検討した。何れの場合も簡単なフィードバック制御系によって、プロセス量を所定の許容変動巾内に制御可能であることが判明した。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 浅原 政治*; 横川 伸久*; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-136, 117 Pages, 1993/07
核融合実験炉の運転、保守、交換に伴って大量の液体及び固体廃棄物が発生する。本報告書ではITER/CDAの設計条件を想定し、各種放射性廃棄物処理設備の構成、主要機器及び専用建家等について概念設計を行った。主な項目を以下に列挙する。(1)原子力発電所における低レベル放射性廃棄物処理法、(2)実験炉1次冷却水トリチウム低減化設備、(3)炉建家トリチウム安全設備で発生するトリチウム廃液の濃縮・減容設備、(4)低レベル固体廃棄物処理設備、(5)高レベル固体廃棄物移送設備、(6)放射性固体廃棄物貯蔵設備、上記設備はいずれも大規模となることから、実験炉工学設計段階においては廃棄物発生量の低減化を目指した炉心及び建家設計が重要となることが定量的に把握された。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-107, 112 Pages, 1993/05
本設計検討は、ITER(CDA)/FERのトリチウムプラント概念設計の一環として実施したものである。検討対象建家としてはレイアウトが比較的明らかになっているFER建家を用いた。報告書の内容は以下の通りである。(1)従事者、一般公衆のひばく防護に関する各種法令の比較検討、(2)再処理施設、PWRにおけるゾーン区分の調査、(3)原子力施設における建家気密度の調査、(4)核融合実験炉建家におけるゾーン区分(案)、(5)雰囲気トリチウム浄化設備(通常時、分解修理時、事故時用)の系統設計、機器設計、配置設計、(6)大量トリチウム放出事故時の所要換気風量と運転時間、(7)雰囲気トリチウム浄化設備からのトリチウム廃液発生量、廃液濃度推定、(8)トリチウム廃液の減容濃縮設備規模検討。