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論文

Fuel cycle design for ITER and its extrapolation to DEMO

小西 哲之*; Glugla, M.*; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.954 - 958, 2008/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:70.89(Nuclear Science & Technology)

ITER is the first fusion device equipped with a complete deuterium tritium fuel cycle that continuously provides fuel to the burning plasma while reprocessing its exhaust using 3 kg of tritium on site. For the tritium safety, a multiple barrier concept for confinement with detritiation systems is applied. Major part of the fusion tritium system will be verified with ITER. Toward the DEMO plant that will generate energy and operate its closed fuel cycle, breeding blanket and power train will be the major addition. Although essential process components will be similar to those to be developed for ITER, tritium inventory control and sustain the fuel supply, and minimizing environmental release will bring another level of technical challenge. The dedicated isotope separation system and adequate system for accountancy should be required as a control of tritium production. For the tritium confinement, also blanket, its coolant, and generation systems will be the critical systems.

論文

Evolution of ITER tritium confinement strategy and adaptation to Cadarache site conditions and French regulatory requirements

Murdoch, D.*; Glugla, M.*; 林 巧; Perevesentsev, A.*; Stephan, Y.*; Taylor, C.*

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1355 - 1358, 2008/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.25(Nuclear Science & Technology)

The ITER Nuclear Buildings include the Tokamak, Tritium and Diagnostic Buildings (Tokamak Complex) and the Hot Cell and Low Level Radioactive Waste Buildings. The Tritium Confinement Strategy of the Nuclear Buildings comprises key features of the Atmosphere and Vent Detritiation Systems (ADS/VDS) and the Heating, Ventilation and Air Conditioning (HVAC) Systems. The designs developed during the ITER EDA (Engineering Design Activities) for these systems need to be adapted to the specific conditions of the Cadarache site and modified to conform with the regulatory requirements applicable to Installations Nucl$'e$aires de Base (INB), Basic Nuclear Installations in France. The highest priority for such adaptation has been identified as the Tritium Confinement of the Tokamak Complex and the progress in development of a robust, coherent design concept compliant with French practice is described in the paper.

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.

論文

Comparison of tritium retention and carbon deposition in JET and JT-60U

田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; Coad, P.*; Bekris, N.*; Glugla, M.*; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 345(2-3), p.89 - 95, 2005/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:73.56(Materials Science, Multidisciplinary)

JETのDT放電で利用されたMARKII-Aダイバータタイル上のトリチウムの蓄積を調べた結果及び、JT-60UのDD放電で使用されたダイバータタイルに蓄積されているトリチウムの表面分布及びSIMSによるH,Dの深さ分析結果を比較し、ITERにおけるトリチウムのインベントリー評価をするうえで、何が問題であるかを議論した。特に2つの装置におけるダイバータ構造の違い,タイル配置の違いなどを考慮しつつ、水素(H, D, T)の蓄積状況を比較することにより、ダイバータ構造及びタイル配置の最適化をはかれば、炭素の損耗を減らし、ひいてはトリチウムインベントリーを減らせることができることを示唆した。またJT-60Uの結果に基づき、黒鉛タイル表面の温度を500$$^{circ}$$C以上にすることができれば、ITERのトリチウムインベントリーを大きく減らせることも明らかにした。

論文

Tritium retention of plasma facing components in tokamaks

田辺 哲朗*; Bekris, N.*; Coad, P.*; Skinner, C. H.*; Glugla, M.*; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.478 - 490, 2003/03

 被引用回数:67 パーセンタイル:96.51(Materials Science, Multidisciplinary)

近年JET、TFTR及びJT-60でのプラズマ対向材料中のトリチウム測定が種々の測定技法により系統的に調べられた。これらの結果は同じ装置に対する以前の結果とはおおむね一致しているが、水素リテンションの挙動については装置の種類による差があり、必ずしも同じ結果を示していない。そこで、これまで蓄積された炭素-水素化学特性の知識を基に異なる装置間でのトリチウムリテンション挙動を比較した。この目的には、トリチウムの平面分布が極簡単に図れ、また異なる装置間での直接比較することができるトリチウムイメージングプレート技術を適用した。この論文ではまず現在までに知り得ている炭素-水素化学特性を述べ、次ぎにトカマク装置における水素(トリチウム)挙動について詳細に述べるとに、TEXTOR,TFTR,JT-60U及びJETにおいてイメージングプレートにより測定したトリチウムリテンション研究の最近の結果について簡潔にまとめた。これらの結果から、炭素系第一壁を使用したDT反応炉におけるトリチウムリテンションについて、特にトリチウムインベントリの低減化の観点から述べ、最後に対向表面を800K以上の高温状態とした運転について提案する。

論文

Design of the ITER tritium plant, confinement and detritiation facilities

吉田 浩; Glugla, M.*; 林 巧; L$"a$sser, R.*; Murdoch, D.*; 西 正孝; Haange, R.*

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.513 - 523, 2002/11

 被引用回数:26 パーセンタイル:84.19(Nuclear Science & Technology)

ITERトリチウムプラントは、トカマク燃料サイクル設備,トリチウム閉込め及び除去設備から構成される。トカマク燃料サイクル設備は、真空容器浄化ガス処理,トカマク排出ガス処理,水素同位体分離,燃料調整及び供給,外部トリチウム受入れ及び長期貯蔵等の諸工程を含み、トカマクあらゆる運転要求を満たすことができる。また、燃料サイクルの各工程は、トリチウムインベントリーを最小化し、想定されるすべての異常時,事故時の環境へのトリチウム放出を可能な限り低減化できるようにした。トリチウム閉込め設計では、トリチウムが金属材料やプラスチック材料を容易に透過し、室内空気中の水分に速やかに取り込まれて拡散しやすいことから多重閉じ込め方式を採用した。すなわち、トリチウムプロセス機器と配管を第1次障壁として設計し、プロセス機器(トリチウムインベントリーが1g以上の場合)をグローブボックス等の第2次障壁内に設置する。さらに、これらの設備を配置した室の空調換気設備には非常用隔離弁と室内空気浄化設備を備え、万一トリチウムが室内に漏洩したときでもトリチウムを環境に放出することなく速やかに浄化する。トカマク建家,トリチウム建家,ホットセル及び廃棄物建家に、このような閉込め及び除去設備を設置した。

口頭

Design of LPCE column for performance tests on tritium separation with TLK facility

杉山 貴彦*; 山西 敏彦; 宗像 健三*; 朝倉 大和*; 山本 一良*; Glugla, M.*

no journal, , 

独TLK施設にてトリチウム分離試験を行うLPCE塔の設計を行った。液流量,ガス流量,温度,圧力等実験条件は、名古屋大学での予備的試験により決定した。塔の内径は55mm、高さは2m、である。また塔の性能解析のために、段モデルによる計算コードを開発した。このコードでは、チャネリングの影響を考慮することができる。チャネリング係数は、充填部の軸方向混合拡散をあらわすものであり、塔内水流れのインパルス応答実験によって求めることができる。発表では、本コードによる解析により、触媒量,液/ガス流量比の分離性能に対する影響を評価する。

口頭

Recent progress in ITER tritium plant systems design and layout

Glugla, M.*; Beloglazov, S.*; Carlson, B.*; Cho, S.*; Cristescu, I.*; Cristecu, I.*; Chung, H.*; Girard, J.-P.*; 林 巧; Mardoch, D.*; et al.

no journal, , 

For the operation of ITER with equimolar DT mixtures a rather complex chemical plant -the ITER tritium plant - is needed. Fuel cycle systems are designed to process considerable and unprecedented DT flow rates with high flexivility and reliability. Multiple confinement of tritium will be achieved through passive physical barriers and active detritiation systems. High decomtamination factor for effluent and release streams and low tritium inventories in all systems are required to minimize chronic and accidental emissions, respectively. The paper will provide an update of all aspects of the ITER tritium plant design, will report on construction supporting R&D and will identify issues remaining for the immediate future.

口頭

Tritium retention buildup towards pulses in ITER PFCs and dust

洲 亘; Ciattaglia, S.*; Glugla, M.*

no journal, , 

ITER運転時のプラズマ対向機器とダストにおけるトリチウム蓄積について、重水素イオン注入,拡散,捕獲及び表面損耗,共堆積などの実験室データに基づいて評価した。タングステンダイバータの場合、大きい第一壁フラックス(3-5$$times$$10$$^{23}$$ DT atoms/s)では、真空容器内のトリチウム蓄積が0.24-0.4g T/shotになる。また、623Kのダイバータベーキングが実施される場合は、トリチウムの蓄積が0.06-0.1g T/shotに低減される。一方、Beダストの生成速度が36-60g/shotと見積られた。

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