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論文

The Water detritiation system of the ITER tritium plant

岩井 保則; 身崎 陽之介*; 林 巧; 山西 敏彦; 小西 哲之; 西 正孝; 二宮 龍児*; 柳町 晨二*; 泉類 詩郎*; 吉田 浩

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1126 - 1130, 2002/05

国際熱核融合実験炉(ITER)トリチウムプラントに向けたトリチウム水処理システム(WDS)の設計を行った。WDSには液相化学交換法と電解法を組み合わせた複合プロセス(CECE)を採用した。本WDS設計条件は次の通り。(1)供給されるトリチウム水(HTO)の濃度: 3.7$$times$$10$$^{10}$$~3.7$$times$$10$$^{11}$$Bq/kg,(2)供給量: 20kg/h,稼働日数: 年間300日,(3)塔頂排気ガス中のトリチウム濃度限度: HT$$<$$9$$times$$10$$^{7}$$Bq/m$$^{3}$$,HTO$$<$$5$$times$$10$$^{3}$$Bq/m$$^{3}$$,(4)電解セル内のトリチウム濃度$$<$$9.25$$times$$10$$^{12}$$Bq/kg.liq.。電解セル内のトリチウム濃度は、電解セルを解放したメインテナンスが定期的に必要であることを考慮して、その上限値を決定した。また理論段相当高(~30cm)の値及び塔内径と塔内流速の相関関係は、本方式を採用した新型転換炉ふげんの重水精製装置の設計を参考にした。

論文

Tritium engineering research and development for fusion reactor at the tritium process laboratory of JAERI

西 正孝; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; et al.

Materialovedenie (Russian Science of Materials) No.2, p.42 - 45, 2002/00

原研トリチウムプロセス研究施設では、核融合炉の実現に向けて核融合燃料プロセス技術及びトリチウムに関連した安全工学技術の研究開発を進めている。このトリチウムプロセス研究施設の研究開発設備及び最近の研究開発活動(燃料精製技術開発,深冷蒸留同位体分離技術開発,燃料貯蔵技術開発,ブランケットトリチウム回収技術開発,空間内トリチウム挙動研究,トリチウム/材料相互作用研究,トリチウム計量分析技術開発,トリチウム除染技術開発)について、その概要を紹介する。

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