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報告書

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$$_{2}$$,D$$_{2}$$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。

報告書

Tritium test of the tritium processing components under the Annex III US-Japan collaboration; Annex III final report

小西 哲之; 吉田 浩; 成瀬 雄二; K.E.Binning*; R.V.Carlson*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-090, 21 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-090.pdf:0.6MB

原研はDOEとの日米協力協定AnnexIIIに基づいて米国ロスアラモス国立研究所(LANL)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サイクルに用いるトリチウムプロセス機器のホット試験を行った。原研の開発したトリチウムの精製を行うパラジウム拡散器、トリチウム水を分解する電解セルについて、純トリチウムを用いた特性試験、長時間耐久試験、トリチウム存在下での不純物試験を行い、実システムに適用可能な機器を開発すると共に数々の知見を得た。

報告書

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。

報告書

Test of the palladium diffuser in the JAERI fuel cleanup system in the Tritium Systems Test Assembly

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

JAERI-M 93-088, 18 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-088.pdf:0.47MB

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、水素同位体を精製するパラジウム拡散器の基本的な特性である透過性能を測定した。透過流量は概ね1/2乗則に従うが、透過側圧力の低いときにはある一定の圧力差までは透過が起こらない現象が見いだされた。これはパラジウム合金表面の不純物に起因するものと思われ、酸化処理によりその悪影響は減少した。

報告書

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。

報告書

Design of the JAERI fuel cleanup system for the tritium systems test assembly; System design description of the JAERI fuel cleanup system

小西 哲之; 林 巧; 成瀬 雄二; 奥野 健二; R.V.Carlson*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-086, 40 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-086.pdf:1.35MB

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製燃料精製システムを設計、製作してTSTAに設置、結合した。本報告書はこの装置の設計、運転方法および安全解析結果をLANLの指定する書式に従って記述したもので、本装置の技術的な特性を網羅している。本装置はTSTAループに於て模擬プラズマ排ガスを15mol/hで処理し、純粋な水素同位体を同位体分離システムに造る一方、トリチウムを含まない不純物元素を排出する。主要構成機器パラジウム拡散器、触媒塔、低温トラップ、電解セル、ZrCoベッドで、独立のコンピュータで制御するほか、TSTAメインコンピュータにも結合する。

報告書

Joint operation of TSTA under the collaboration between JAERI and DOE; TSTA loop run October 1990, from October 1990 tritium run test plan and result, TTA-TP-100-19

小西 哲之; 大平 茂; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; Sherman, R. H.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-085, 40 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-085.pdf:0.8MB

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。本試験は1990年10月に行ったもので、同位体分離システムにおいては3カラムによる運転、分離特性の測定、また燃料精製系ではモレキュラーシーブ塔に固定されて残留するトリチウムの挙動測定を主要な目的とした。システムは5日間に渡って安定に運転され、高濃度T$$_{2}$$の代りにDTを供給燃料として取り出す簡便な配位が実証された。また、深冷分離塔の塔内成分分布の定量的な測定に成功した。燃料精製系では装置停止後もモレキュラーシーブに残留するトリチウムのインベントリーに与える影響が明らかとなった。

報告書

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。

報告書

Joint operation of the TSTA under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; TSTA extended loop operation with 100 grams of tritium on April-May, 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; Anderson, J. L.*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.

JAERI-M 93-083, 54 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-083.pdf:1.64MB

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において核融合燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、TSTAループ全体の長期間安全定常運転の実証を最大の目的として、92年4-5月に行われたもので、AnnexIV最大のマイルストーンであった。試験は25日間におよぶ昼夜連続運転であったがISS(深冷蒸留水素同位体分離装置)、FCU(燃料精製・捕集装置)J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)等すべてのサブシステムが安定に制御された。また、マグネシウムベッドを用いたFCU、及びJ-FCUは、はじめての全TSTAループとの連続運転であったが、不純物を含む模擬プラズマ排ガスを安全かつ安定に連続処理できることを実証した。本報告書は、上記試験における詳細試験計画と結果の概要をまとめたものである。

報告書

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$$_{2}$$,CH$$_{4}$$,H$$_{2}$$O)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。

報告書

Joint operation of the TSTA with the J-FCU under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; A First integrated tritium test between J-FCU and ISS on October, 1991

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

JAERI-M 93-081, 35 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-081.pdf:1.19MB

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において核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCUとISSを連結した初の実験で、1)両システム連結運転上の制御特性、問題点の調査と2)レーザーラマン分光法によるISSの動特性測定を主目的として91年10月に行われた。試験中、上記連結上の問題はなく、ループ流量として2~10SLPM程度の領域で安定に運転できた。レーザーラマン分光測定は、短時間で非常に有効に作動し、ISSの動特性に関する知見を得た。本報告書は、上記試験の詳細結果をまとめたものである。

報告書

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。

論文

Research and development on tritium technology at the tritium process laboratory of JAERI

奥野 健二; 松田 祐二; 小西 哲之; 山西 敏彦; 林 巧; 成瀬 雄二

Fusion Technology 1992, p.1196 - 1200, 1993/00

本報告は、トリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム工学に関して実施された研究開発をレビューするものであり、(1)トリチウム精製・捕集・回収については電解セルを中心としたシステム開発、(2)水素同位体分解については深冷蒸留塔および深冷壁熱拡散塔の研究開発、(3)トリチウム分析測定については、レーザーラマン法による「その場」分析法の開発、(4)トリチウム安全取扱については、ポリイミドを用いたトリチウム分離膜の開発、等についてその成果を紹介する。

論文

Analysis of characteristics of cryogenic distillation column in separation of hydrogen isotopes

山西 敏彦; 奥野 健二; 成瀬 雄二; 佐田 榮三*

J. Chem. Eng. Jpn., 26(1), p.1 - 6, 1993/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:51.96(Engineering, Chemical)

深冷蒸留塔内の熱及び物質移動機構を考察することでHETPの塔内相流れの流量、気液の流れの状態に対する依存性を検討した。物質及び熱移動速度を層流境界相理論(拡散モデル)及びChilton-Colburnのアナロジー(アナロジーモデル)によって推算し、塔内組成分布を求め、ステージモデルによる計算値及び実験値と比較した結果、ステージモデルが実験値と最も良い一致を示した。一部のデータについては、拡散及びアナロジーモデルの計算値と一致し、この場合、HETPが分子種によって異なることが認められた。塔内の総括物質移動速度が蒸気流量に比例することで、HETPが蒸気流量に依存しないことが示された。

論文

Permeation of deuterium implanted into pure iron

W.M.Shu*; 奥野 健二; 林 安徳*; 成瀬 雄二

Journal of Nuclear Materials, 203, p.50 - 55, 1993/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.73(Materials Science, Multidisciplinary)

トリチウム透過挙動は、核融合炉の安全性を評価する上で重要な課題である。本研究では、材料として純鉄を用い、イオン注入による重水素透過挙動を調べた。未照射あるいは焼鈍した純鉄の一回目の透過曲線には、透過スパイクが見られた。これは、照射により表面欠陥が形成され、表側の再結合係数の増加によるためと考えられる。重水素の透過量は、入射フラックスに比例して、温度の上昇とともに増加する。このことは、純鉄での水素の拡散係数が大きいので、重水素の透過が表側と裏側の再結合律速(RR regime)に支配されているためと考えられる。また、一定の入射フラックスのもとで、入射エネルギーの依存性を調べたが、入射エネルギーが小さいほど透過しやすい傾向を示した。一方、高いエネルギー(2.0keV)で照射したのち、低いエネルギー(1.0keV,300eV)で照射を行うと、透過量が増加した。

論文

Extended operation of reactor-scale fusion fuel loop under US-Japan collaboration

小西 哲之; 林 巧; 山西 敏彦; 中村 博文; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; et al.

Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.204 - 207, 1993/00

Tritium Systems Test Assembly(TSTA)は米国ロスアラモス国立研究所の実験炉規模の核融合炉燃料循環系の模擬装置であり、原研とDOEの米国協力により運転されている。1992年4月~5月にかけて、100gレベルのトリチウムを用いて25日間の連続試験を行った。模擬プラズマ排ガスとしてHDT,He,CH$$_{4}$$,N$$_{2}$$混合ガスを用い、連続的に不純物の処理と同位体分離を行った。不純物処理は米国の精製系では低温吸着と金属マグネシウムによる水分解,原研製装置J-FCUでは、パラジウム透過と固体電解質セルによる水蒸気電解を用いた。同位体分離は4塔の深冷蒸留により、ラマン分光分析による連続分析を用いて安全な運転が行われた。一連の結果によりITERの1/5規模での定常燃料循環系の運転が実証されるとともに、高純度トリチウムが回収された。

論文

Permeation behaviour of deuterium implanted into pure aluminium

林 巧; 奥野 健二; 山中 恵一*; 成瀬 雄二

Journal of Alloys and Compounds, 189(2), p.195 - 199, 1992/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:61.29(Chemistry, Physical)

核融合炉の第一壁に注入されるトリチウムが持つと予想されるエネルギー(数10$$sim$$数100eV)に近い領域のD$$^{+}$$イオンを用いて、アルミニウムリチウム(Al-Li)合金中での重水素の透過挙動を調べた。Al-Li合金板(0.89及び2.22Wt%Li,厚さ0.4mm、直径約34mm)を脱脂洗浄後試料とした。実験条件は、入射エネルギー(E)=100-1800eV、入射フラックス($$Phi$$$$_{rm i}$$)=0.1$$^{-}$$1.3$$times$$10$$^{15}$$D$$^{+}$$/cm$$^{2}$$s、試料温度(T)=550-825Kとした。結果、重水素の透過フラックス($$Phi$$p)と入射エネルギー(E)との間には顕著な相関は認められなかったが、入射フラックス($$Phi$$$$_{rm i}$$)との間には$$Phi$$$$_{rm p}$$=$$alpha$$ ($$Phi$$$$_{rm i}$$)$$^{1/2}$$又は$$Phi$$$$_{rm p}$$-$$alpha$$($$Phi$$$$_{rm i}$$)の相関を示した。また、透過量の温度依存性は各合金とも2つの温度領域に分けられ、高温領域では顕著な依存性を示すが、低温領域ではほぼ一定であった。この変化はAl-Li合金における相変化($$alpha$$相と$$alpha$$+$$delta$$相)と密接にかかわっている可能性がある。

報告書

Fabrication of beryllium spheres and its validation tests

吉田 浩; 榎枝 幹男; 中村 博文; 成瀬 雄二

JAERI-M 92-116, 108 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-116.pdf:17.51MB

ベリリウム微小球を用いたsphere-pack型ブランケットは、中性子照射損傷、ヘリウムスエリング、熱サイクルによるベリリウムの変形(膨張、割れ)を緩和できる期待から、INTOR設計以来の日本のブランケット概念の中心となっている。本概念では直径0.5~6mmのベリリウム球が用いられ、特にプラズマに近い領域では0.5~1mmの球が必要とされる。ITERのCDA段階において、1$$pm$$0.3mmを当面の目標とした微小球の試作開発に着手し、サイズ分布の調節の可能性を検討するとともに製造されたベリリウム球の特性解析、核融合運転条件を想定した熱サイクル耐久性試験を行なった。本報告書は1989年~1991年の期間に実施したこれらのR&Dの結果をまとめたものである。

報告書

リチウム塩水溶液ブランケットに関する検討

吉田 浩; 成瀬 雄二; 山岡 光明*; 小原 敦*; 小野 清*; 小林 重忠*

JAERI-M 92-088, 105 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-088.pdf:2.45MB

トリチウム増殖ブランケットとしてLiNO$$_{3}$$,LiOH等のリチウム塩水溶液を増殖材及び冷却材とする水溶液ブランケットは、ブランケット構造の単純化及びトリチウム回収の容易さが期待されることから、米国のTIBER計画及びITERで幅広く検討された。一方、トリチウム技術に関するTSTA日米共同運転・試験計画においても、TSTAを利用したブランケットトリチウム回収試験の可能性検討が行われ、水溶液ブランケットの評価を行った。本ブランケット概念は日本では余り研究がなされていないことから、筆者らは以下の検討を行い、その特徴を把握するとともに技術課題を考察した。(1)代表的水溶液ブランケット体系のトリチウム増殖性能と遮蔽性能の評価、(2)各種リチウム塩の特性評価、(3)ITERブランケットの放射線分解量推定。

報告書

Preliminary test of liquid metal induced embrittlement in liquid LiPb and stainless-steel syetems

吉田 浩; 重 隆司*; 長谷川 操*; 榎枝 幹男; 成瀬 雄二

JAERI-M 92-066, 53 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-066.pdf:5.33MB

液体金属ブランケットにおいては、ブランケット材と構造材との共存性がシステム成立性を左右する課題の一つとなっている。低融点Li17Pb83は、Li,LiF-BeF$$_{2}$$に比べて反応性が低く有力なブランケット材と考えられている。この材料に関する最近の研究によれば、フェライト系構造材(Cr-Mo綱)の溶接部において、ハンダ脆性破壊の起こることから、高温・高圧の動力炉ブランケットの安全設計について十分な注意が必要であることが指摘されている。いわゆるself-coolingブランケットではMHD効果等によりかなりの応力が配管系内に生ずると考えられる。本研究では、SUS316及び9Cr-1Mo試験片に様々な応力を附与した条件でハンダ脆性の有無を実験した。この結果、SUS316では、70~80%破断応力の下で(500$$^{circ}$$C)、そのような現象が起こることを確認した。(今後、その応力限界を把握するための実験も進める予定である)。

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