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論文

Transport properties of hydrogen isotope gas mixture through ceramic protonic conductor

河村 繕範; 小西 哲之; 西 正孝; 角田 俊也*

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1035 - 1039, 2002/05

核融合炉を成立させるためには、増殖ブランケットで生成されるトリチウムを効率良く回収し、燃料として消費される以上のトリチウムを得なければならない。原研では、効率の良いブランケット増殖トリチウム回収システムとして、プロトン導電性セラミック膜を用いた水素ポンプシステムの適用を提案している。プロトン導電性セラミック膜は、膜の両面に電位差を設けることにより、水素同位体を選択的かつ積極的に透過させる性質を持つため、水素同位体分圧の低いブランケットパージガスからの水素同位体の回収に有効である。これまでに軽水素(H)及び重水素(D)単成分での移送特性を調べており、今回はH-D混合ガスを用いて移送特性を調べた。膜全体での透過速度を比較するとHを優先的に透過させる傾向にある。トリチウムを含む実際の系ではさらにその傾向が顕著となることが予想されるため、設計においては配慮が必要となるであろう。

論文

Conceptual design of the blanket tritium recovery system for the prototype fusion reactor

角田 俊也*; 平田 慎吾*; 森 清治*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 小原 祥裕

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1069 - 1073, 2002/05

原研では核融合原型炉として超臨界水冷却方式の採用を検討しており、研究開発を開始している。原型炉では燃料の自己補給を行うため、増殖トリチウムを効率良く、安全に取り出すシステムが必要であり、その概念設計を行った。設計のポイントは、システム操作におけるエネルギーロスが少ないこと、インベントリーが小さいことである。従来の候補システムである低温吸着による連続バッチプロセスやパラジウム拡散器による連続プロセスは、設計のポイントからみて一長一短があるため、原型炉では固体電解質を用いた電気的膜分離プロセスの採用を検討する。このシステムは、プロトン導電体を用いた水素ポンプと、酸素イオン導電体を用いた酸素ポンプから構成される。検討の結果、本システムは消費エネルギーが小さく、事故時のトリチウム放出も少ないシステムであるという結果が得られた。

論文

Tritium permeation behavior implanted into pure tungsten and its isotope effect

中村 博文; 林 巧; 角田 俊也*; 鈴木 卓美; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 297(3), p.285 - 291, 2001/09

トリチウム透過挙動実験装置を使用した、初めての純トリチウムイオン注入透過実験を実施した。実験は、1273Kで3時間の焼鈍処理を施した25$$mu$$m厚さのタングストン膜を使用し、重水素(D)透過実験、トリチウム(T)透過実験の順に行った。定常状態におけるDとTの透過は、入射側-透過側ともに拡散律速であることが明らかとなり、D,T間での顕著な同位体効果は観察されなかった。この効果は理論的にも妥当なものであった。過渡状態におけるD,Tの透過に関しては、求められた包括的拡散係数においてD,T間で同位体効果が観察されたものの、何の輸送課程に起因する同位体効果であるかについては、明らかとならなかった。

論文

Tritium permeation behavior implanted into pure tungsten and its isotope effect

中村 博文; 林 巧; 角田 俊也*; 鈴木 卓美; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 297(3), p.285 - 291, 2001/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:36.24

核融合炉の安全を考えるうえで重要なトリチウムの金属透過挙動研究の一環として、ニッケル中のトリチウム及び重水素のイオン注入透過挙動を測定し、その同位体効果を検証した。同位体効果の検証に先立ち、重水素及びトリチウムの透過の律速過程を同定し、各々、550K以下の低温領域では入射側再結合律速-透過側拡散律速であり、550K以上の高温領域では入射側、透過側共に表面再結合律速であることを明らかとした。低温側の透過の過渡解析により、ニッケル中の重水素、トリチウムの拡散係数を求め、重水素との文献値との良い一致を得た。一方、拡散の同位体効果に関しては、拡散の活性化エネルギーに同位体依存性があることを見いだした。表面再結合係数に関しても重水素、トリチウムそれぞれに対して導出し、これも文献値との一致を見ると共に、重水素-トリチウム間の同位体効果の存在を明らかにした。得られた結果より、ニッケル中の重水素、トリチウムのイオン注入透過で観察された同位体効果に関しては、拡散係数よりも、表面再結合係数の寄与が大きいことが判明した。

論文

Electrochemical properties of hydrogen concentration cell with ceramic protonic conductor

角田 俊也*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 鈴木 達志*

Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1083 - 1087, 2001/03

核融合炉固体増殖ブランケットでは、スイープガスからの水素同位体の分離が考えられている。われわれは、このシステムにプロトン導電性固体電解質セルを用いた水素ポンプの適用を提案した。このセルは混合ガスから電気的駆動力により水素同位体を選択的に抽出することができる。プランケットシステム条件を考慮し、円盤状のセルの片面極に純水素ガスを、もう片面極に0.01%~10%の水素ガスを接触させ試験を行った。両極の水素濃度差により生じた起電力で静的特性を、直流電圧印加に対する電流密度で水素ポンプ性能を評価した。結果として、水素分圧比100程度まで、起電力は理論値にほぼ一致した。また、水素ポンプの安定作動電圧領域が確認され、水素ポンプ性能の代表的値は873Kで7mA/cm$$^{2}$$,973Kで9mA/cm$$^{2}$$(1200mV)であった。結果から、ブランケットトリチウム回収システムへの適用が有効だと判断できる。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enchancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.519 - 525, 2000/03

 被引用回数:18 パーセンタイル:46.28(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER(国際熱核融合実験炉)の燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い、制御をより良いものにするため「その場」での効率的なトリチウム計量技術が原研トリチウム工学研究室で開発された。レーザーラマン分光法を用いた燃料プロセスガスの遠隔・多点分析法が開発、試験され、120秒の測定時間に0.3kPaの検出限界で水素同位体を測定できることが実証された。25gのトリチウム貯蔵容量を持った「通気式」熱量ベッドが開発され、100gのトリチウム貯蔵容量を持ったベッドの設計においてもITERで要求される検出限界1%(1g)を満足することを実証した。これらの計量技術の開発はITER工学設計活動の下で行われ、それぞれITERの最終設計において取り入れられている。本論文においては、それぞれのシステムの概要及び実証試験の結果について述べた。

論文

Development of a tritium fuel processing systems using an electrolytic reactor for ITER

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:76.18(Physics, Fluids & Plasmas)

原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。

論文

Demonstration of the integrated fusion fuel loop at the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Research Institute

山西 敏彦; 小西 哲之; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 大平 茂; 中村 博文; 小林 和容; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.536 - 540, 1998/11

原研トリチウムプロセス研究棟において核融合炉燃料循環模擬ループを組み上げ、ITER条件での試験を行った。模擬ループは、電解反応器及びパラジウム拡散器を用いた燃料精製システム,深冷蒸留塔を用いた同位体分離システムから成る。模擬プラズマ排ガスとして、水素同位体混合ガス(トリチウム量1g)にメタン等不純物を添加してループに供給し、実証試験を行った。その結果、燃料精製システムから純粋な水素同位体のみを同位体分離システムに送ること,同位体分離システムからトリチウムを含まないHを抜き出すことを実証した。今回新たに得られた実証試験結果としては、電解反応器によりメタンを分解して水素として回収すること,同位体分離システムに設置したレーザーラマンにより、遠隔実時間分析が可能であることを示したことが挙げられる。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enhancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Fusion Energy 1998, 3, p.1069 - 1072, 1998/10

ITERの燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い及び制御技術向上のためにより効率的なトリチウムの「その場」分析・計量技術を開発・実証する必要がある。このため原研トリチウムプロセス研究棟において同位体分離システム(ISS)やトリチウム貯蔵システム(TSS)におけるトリチウム分析・計量技術をITER工学設計活動の一環として実施した。光ファイバーを用いたレーザーラマン分光分析システムにより、4つの測定点での同時ガス分析が、リアルタイムにサンプルガスを取る必要もなく、しかも高精度に行えることを実証した。また、通気式熱量計量ベッドを開発し、ベッド内を流通するヘリウム流の出入口の温度差によりトリチウムをその場で精度良く計量可能であることを実証した。これらのシステムはITERの分析・計量システムあるいは貯蔵・計量システムとして、その設計に採用された。

論文

Experimental and analytical study on membrane detritiation process

平田 慎吾*; 角田 俊也*; 怡土 英毅*; 鈴木 達志*; 林 巧; 石田 敏勝*; 松田 祐二; 奥野 健二

Fusion Technology, 28(3), p.1521 - 1526, 1995/10

水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、及び水分含有窒素を供給して分離実験を実施した。また、窒素中の水素、及び水分の膜分離について理論的条件における解析作業を行った。本実験、及び解析の結果、ポリイミド分離膜は窒素中の水素、及び水分を選択的に透過することが確認された。特に水分については高い透過性を有していることが確認された。本実験に使用した分離膜では、分離膜モジュールの透過側/供給側圧力比を1/1000と充分に小さくすることにり、供給された混合ガスを1/100に減容することができた。

口頭

高周波誘導炉による焼却溶融システムの実証,2; 焼却溶融試験及び核種移行挙動

松本 武志; 堂野前 寧; 角田 俊也*; 朽木 憲一*; 佐藤 康士*

no journal, , 

特願 2007-218796   公報

大洗研究開発センターでは、線量が比較的高くTRU核種を含む可燃性廃棄物及び不燃性廃棄物を、焼却及び溶融処理により減容・安定化する計画である。焼却及び溶融処理は同一の高周波誘導炉を用い、可燃物は焼却により処理し、焼却後の焼却灰,不燃物は溶融処理を行う。この高周波誘導炉による焼却溶融システムを用いて焼却及び溶融試験を実施し、実機排ガス系を模擬した系統での焼却及び溶融処理時の系統除染係数を確認し、また、溶融処理後の溶融固化体について核種の残存率,均一性の確認を行った。試験装置は、高周波誘導炉,排ガス処理系の2次燃焼器,排ガス冷却器及びセラミックフィルタで構成されている。試験の結果、コールドトレーサ(Co, Cs, Sr, Ce, Ru)を模擬廃棄物に添加した焼却及び溶融試験において系統除染係数が、セラミックフィルタ出口までで10$$^{5}$$以上であることを確認した。また、溶融固化体中の核種残存率の測定では、Co, Ruはおもに金属層に残存し、Cs, Sr, Ceはおもにスラグ層に残存していることを確認し、核種の濃度分布の測定結果から金属、スラグの各層とも均一であることを確認した。

口頭

高周波誘導炉による焼却溶融システムの実証,1; システムの実証

角田 俊也*; 朽木 憲一*; 佐藤 康士*; 松本 武志; 堂野前 寧

no journal, , 

特願 2007-218796   公報

原子力施設から発生する放射性廃棄物は、保管管理又は処分するうえで可能な限り減容・安定化する必要がある。減容・安定化の方法としては、焼却,溶融処理があり、同一の高周波誘導炉で行うことにより処理の合理化を図ることが期待できる。本件では、大洗研究開発センターで設置を計画している高周波誘導炉による焼却溶融システムについての実証を行った。本システムでは、焼却は、金属製の焼却筒を誘導加熱し、焼却筒内に廃棄物を投入し処理を行い、溶融は、キャニスタ内に金属廃棄物等を装荷し溶融した後、廃棄物をキャニスタ内に投入し処理を行う。また、安全性向上のためキャニスタを外容器の中に入れた二重容器方式を採用し、万一のキャニスタ破損の際も、溶湯は外容器内に留まり、炉内への漏れを防ぐ。焼却試験では、目標とする焼却速度及び焼却減重比が得られることの実証を目的に、焼却筒を用い、各種条件にて焼却処理した。溶融試験では、二重容器方式での溶融処理の実証を目的に、焼却灰及び不燃物等を投入し、溶融処理を行った。本試験結果から、本システムでの焼却及び溶融の一連の処理が問題なくでき、溶融に対して安全性に裕度を持たせられることを確認した。

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