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

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00238-3

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。

Test of the scroll pump in the JAERI fuel cleanup system in the Tritium Systems Test Assembly; JFCU scroll pump test and result, JFCU stand alone tritium test 2

林 巧; 小西 哲之; 大平 茂; 中村 博文; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 平田 一弘*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; et al.

JAERI-M 93-094, 54 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-094.pdf:1.32MB

日米協力AnnexIVに基づいて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)で行われている原研製の燃料精製システムの試験において、オイルフリー粗引き真空ポンプの1種であるスクロールポンプの軽原素ガスの排気特性を閉システムで測定した。圧縮比、到達真空などの性能は吐出側圧力の影響を受け、またガス種によって著しく異なることが見出された。特にH,Dでは性能は著しく劣化し、後段にメタルベローズポンプを設置することによって初めて窒素と同程度の排気が可能となる。水素同位体について排気特性は質量の増加と共に改善し、純トリチウムガスについてヘリウムとほぼ同等の結果が得られた。

Tests of the JAERI fuel cleanup system with deuterium at the Tritium Systems Test Assembly; JFCU stand alone deuterium test, JFCU stand alone deuterium test 2

小西 哲之; 大平 茂; 林 巧; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.

JAERI-M 93-089, 46 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-089.pdf:1.26MB

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、原研が設計、製作してTSTAに設置した燃料精製システムの総合的な機能の検証のため、単独重水素試験を行った。各コンポーネントは設計通り作動し、システム全体としての水素の精製機能と、不純物処理機能が確認された。また、定常運転に加え、起動、停止及び非常停止操作におけるシステム全体の挙動に関する知見が得られた。酸化反応器への酸素添加量制御など、測定、制御システムに起因する過渡特性に問題が発見された。

Test of the cold traps in the JAERI fuel cleanup system in the Tritium Systems Test Assembly

大平 茂; 小西 哲之; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-087, 29 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-087.pdf:0.62MB

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、核融合炉燃料循環ループの模擬試験を共同で行っており、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。この装置に於て、トリチウム化不純物を処理して生成するトリチウム水を捕集するためにコールドトラップがあるが、その機能不全が疑われたため、その特性試験を実施して運転上の対応策を構じた。トラップは切替え時に水分が通過するが、これは一時的な捕集率の低下によるもので、内部構造の変更や、バルブシーケンスによっては改善されない。運転上トリチウムの損失を防止するため、小型のモレキュラーシーブ塔を設置することが最良の対策と判明した。

Joint operation of the TSTA under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; Detail performance of the J-FCU, 25 days extended TSTA loop operation on April-May 1992

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

JAERI-M 93-084, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-084.pdf:1.14MB

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において核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)と全4塔を使用したISS(水素同位体分離装置)を連続した初めての試験であり、25日間連続TSTAループ運転試験の重要な部分として92年4-5月に行われた。試験中、J-FCUは常に安定かつ安全に運転され、ISSとの連結においても大きな問題はなかった。約5Nl/rain程度の、多岐にわたる不純物を含む模擬プラズマ排ガスを連続処理し、ISSへ純水素同位体を排出するとともに、トリチウムを含まないガスをTWT(トリチウム排ガス処理設備)へ排気した。本報告書は、上記J-FCUの性能試験に関する詳細結果をまとめたものである。

JAERI fuel cleanup system (J-FCU) stand-alone tritium test at the TSTA; J-FCU tritium test with full impurities on February, 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; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.

JAERI-M 93-082, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-082.pdf:1.03MB

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トリチウムシステム試験施設(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。J-FCUは、TSTAのメインサブシステムとして、原研が設計、製作し、90年に据付けを完了したものである。その機能は、模擬プラズマ排ガス中の水素同位体を精製捕集し、トリチウムを含まない不純物のみを排出することにある。トリチウム試験は91年3月より開始されており、その一環として、種々の不純物(N,CH,HO)を添加したJ-FCU単独トリチウム試験を92年2月に行った。試験中、2度のコールドトラップの閉塞が生じ、数100Ciのトリチウムをトリチウム排ガス処理設備(TWT)に排出したが、その他の運転上の安全性には問題はなかった。本報告書は、上記試験の詳細をまとめたものであり、システムの健全性と問題点を議論する。

JAERI fuel cleanup system (J-FCU) stand-alone tritium test at the TSTA; First J-FCU test with one gram of tritium on June 1991

小西 哲之; 林 巧; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-080, 29 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-080.pdf:0.86MB

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において核融合燃料ループの実証試験を行っている。J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)は、TSTAのメインサブシステムとして、原研が設計、製作し、1990年にTSTAに据付けたものである。その機能は、模擬プラズマ排ガス中の水素同位体を精製捕集し、トリチウムを含まない不純物のみを排出することにある。据付けから約1年の重水素実験の後、1991年6月に1グラムのトリチウムを用いた初めてのJ-FCU単独トリチウム試験がおこなわれ、単体性能がトリチウムで実証された。本報告書は上記試験の詳細結果をまとめたものである。また、実験後、J-FCUの残留トリチウムインベントリーも調査したので議論する。

Isotope separation system experiments at the TSTA

井上 雅彦; 小西 哲之; 山西 敏彦; 大平 茂; 渡辺 哲郎*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Sherman, R. H.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; et al.

Fusion Technology, 21(2P2), p.293 - 298, 1992/03

https://doi.org/10.13182/FST92-A29760

TSTA(Tritium Systems Test Assembly)の水素同位体分離システムは、4本の深冷蒸留塔より構成され、核融合燃料サイクルにおいて高純度T,D,及びDTを得ると共に、トリチウムフリーのHを除去することを目的に設計されたものである。しかるに実際の核融合炉では、高純度DT及びTは必ずしも必要としないことが予想され、この場合、4塔カスケードを3塔カスケードに縮小することが可能である。本実験では、この3塔カスケードの分離特性を検討した。実験は、21.5gH, 280.1gD, 84.5gTを用い、6日間連続で行われた。その結果、塔が1本減少したことでシステムの安定性が大きく向上し、又、本3塔カスケードが達成すべき分離性能(高純度Dを得る。トリチウムフリーのHを除去する。)を満足することが実証された。本3塔カスケードは、核融合燃料サイクルの水素同位体分離システムとして有効である。

Developments of tritium technology for next-step fusion devices under JAERI-DOE(LANL) collaboration

成瀬 雄二; 奥野 健二; 吉田 浩; 小西 哲之; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1081 - 1095, 1990/12

https://doi.org/10.3327/jnst.27.1081

トリチウムプロセス研究棟でのトリチウム技術に関する基礎工学的研究と米国ロスアラモス国立研究所のTSTA施設でのトリチウム精製・循環システムの実証試験とは核融合炉における燃料サイクルを確立する上で相補的関係にある。この観点に立ち、1980年代初めより約10年間に亘って日米協力が実施されている。AnnexIIIではトリチウム燃料・捕集システムのために開発されたコンポーネントのトリチウム実証試験が実施され、その有用性が証明された。また、AnnexIVでは、100g規模のトリチウムを用いてTSTAによるトリチウム精製・循環システムの実証試験が日米共同で実施され、核融合炉燃料サイクルに関するトリチウム技術およびトリチウム安全技術について多くの成果が得られた。本論文では、これらの成果をレビューする。

Hydrogen isotope separation study with the TSTA cryogenic distillation system; Two-column experiment with H-D-T

山西 敏彦; 吉田 浩; 福井 裕*; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*; Sherman, R. H.*; K.M.Gruetzmacher*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 88-254, 30 Pages, 1988/12

JAERI-M-88-254.pdf:0.6MB

深冷蒸留カスケードの実験が、TSTA同位体分離システムにおける2本の塔を用いてH-D-Tにより行われた。充填部の内容、高さが異なる両塔共に、総括のHETPが約5cmであり、また塔内においてほぼ均一であることが認められた。カスケードの動的挙動もまた考察され、基本的な制御手法が提示された。