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山西 敏彦; 榎枝 幹男; 奥野 健二; Sherman, R. H.*
Fusion Technology, 29, p.232 - 243, 1996/03
フィードバック流れを持つ深冷蒸留塔のコントロール手法を提案した。塔の塔頂及び塔底の流量は、フィード組成の変化に対して製品純度をコントロールするために調整する。塔のサイドカット流量とリボイラー出力は、フィード流量の変化に対して、直ちに比例して調整する。フィードバック流れを持たない塔では、塔頂流量を抑制因子に選択する限り、一次おくれ系で表現できる。ところが、フィードバック流れを持つ塔では、この場合においても2次おくれ系となる。PIコントローラを採用した場合の、パラメータ設定法を提案し、パラメータの値により、塔のコントロールに非安定領域があることを示した。本パラメータ設定法は、製品純度の測定にかなりの時間遅れがある場合にも有効であるが、この場合、大きな積分時間を設定する必要があり、コントロールの迅速性、安定性が失われる。PIコントローラにかわり、PIDコントローラを用いることで、迅速性は改善できる。
-CO system大平 茂; 中村 博文; 奥野 健二; Taylor, D. J.*; Sherman, R. H.*
Fusion Technology, 28(3), p.1239 - 1243, 1995/10
核融合炉施設においてトリチウムのベータ崩壊によって引き起こされる、プロセス中あるいは環境中のガスとの自己触媒的反応に関するデータは、安全評価のうえで重要となるが、ほとんど得られていない。日本原子力研究所のTPL及び米国ロスアラモス研究所のTSTAでは、プロセスガスのその場分析に応用しているレーザーラマン分光法を用いてトリチウムの自己触媒的反応の研究を進めている。本報告では反応性の高い一酸化炭素との反応に関して述べた。COとTを1:1に混合すると石英性ラマンセル内に約1時間半後に細粒状の固体反応生成物が出現した。この生成物のラマンスペクトルからは反応生成物を固定できなかったが、残留ガス分析の結果この生成物の原素組成はC:T:O=1.4:3.0:1.0となっていることが判明した。
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
被引用回数：4 パーセンタイル：43.46(Nuclear Science & Technology)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。
山西 敏彦; 林 巧; 中村 博文; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Taylor, D.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*
JAERI-M 93-188, 31 Pages, 1993/10
フィードバック流れを持つ深冷蒸留塔の最初の実験が、H-D系で成功裏に行われた。この塔のシミュレーションのために幾つかの計算コードを整備し、より良い収束特性を得、塔内のバイパス流あるいはよどみ等のファクターを考慮できるように、コードに適当な修正を加えた。これらコードを用いて、H-D系で、フィードバック流れを持つ塔の特性をシミュレーションにより検討した。その結果、抜き出し流の流量及びその抜き出し箇所が、塔性能に最も大きな影響を持つことを確認した。更に、抜き出し流量及び抜き出し箇所の決定法を検討した。実験によって認められた1つの重要な結果は、フィードバック流れを持つ塔により、高純度のDが塔底より得られたことである。一方フィードバックを持たない塔では、塔底の主成分はHDであった。このように、実験によりフィードバック流れの効果を実証することができた。
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
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。
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
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。
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
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。
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
,N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。
Sherman, R. H.*; Taylor, D. J.*; Barnes, J. W.*; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 小西 哲之; 奥野 健二
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.77 - 79, 1993/00
多量の水素同位体の分離方法として最も有望な深冷蒸留法は、通常数本の蒸留塔の組合わせを必要とし、安定性運転の困難,トリチウムインベントリーの点で問題が指摘されている。塔の途中から成分を抜出し、同位体平衡器を通して再び供給流へ帰すことは、蒸留塔の総合的な処理能力を改善し、塔の数を減らすことができる。H-D系を用いた実験では、HD種のH,Dへの移行を促進することにより単塔でH,Dを製品として取出すことに成功した。またHDT系による実験では、従来2本の塔が必要であった純Tの取出しに1塔しか用いず、またインベントリーも16.8モルから7.2モルに減少することができた。塔内成分分布及び動特性の測定にはレーザーラマン分光法を用い、これと数値解析によるシミュレーションとの比較を行って多くの知見を得た。
山西 敏彦; 奥野 健二; 榎枝 幹男; 天野 順造; 林 巧; 成瀬 雄二; Sherman, R. H.*
Fusion Technology, 21(2P2), p.948 - 953, 1992/03
被引用回数：3 パーセンタイル：35.32(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留塔の動特性及び塔カスケードの分離特性を、H-D-T系で(1.5gトリチウム)で測定した。用いた塔は、内径2cm、1cm、充填高さ50cmの2種類であり、2cmの塔には3mmのDixon Ringを、1cmの塔には1.5mmのDixon Ringを充填した。塔の定常における塔頂及び塔底での組成は、2塔カスケード運転、単塔運転にかかわらず、両方の塔に関して、実験値とステージモデルによる計算値が良い一致を示した。測定されたHETPの値は3~6cmであった。又、単塔運転では約2時間で定常組成に達し、2塔カスケードでは定常到達に約6時間を要することを認めた。単塔及び2塔カスケード運転に共通して、塔底での組成の時間変化は、計算値と実験値で一致した。一方塔頂においては、計算値に比して実験値の時間変化が遅く、コンデンサーのホールドアップがかなり大きいことを認めた。
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
被引用回数：3 パーセンタイル：35.32(Nuclear Science & Technology)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。
山西 敏彦; 榎枝 幹男; 奥野 健二; 林 巧; 天野 順造; 成瀬 雄二; Sherman, R. H.*
Fusion Technology, 20, p.419 - 424, 1991/12
深冷蒸留塔のHETP(一理論段高さ)を、内径及び充填物の大きさの異なる2本の塔(内径:1cm、充填物:1.5mm Dixon Ring;内径:2cm、充填物:3mm Dixon Ring)を用いて、H-D-T系(トリチウム量:1.5g)で測定した。実験結果と計算結果は、主成分(H、HD、D)のみならず、微量成分(HT、DT、T)についても良い一致を示し、HETPが分子種及びその濃度によらず一定であることが確認された。全還流操作下で測定したHETPは両塔共に4~5cmであり、塔内蒸気速度に対する依存性は認められなかった。又、循環抜き出し操作下では、HETPは3~5cmであり、還流比の増加と共に減少することが、2本の塔に共通して認められた。結果として、循環引き出し操作におけるHETPは、塔内の気液の流量及びフィード流量により相関することができた。
奥野 健二; 榎枝 幹男; 井手 隆裕*; 福井 裕*; 吉田 浩; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; Sherman, R. H.*; R.V.Carlson*; et al.
JAERI-M 90-028, 73 Pages, 1990/02
本報告書は、日米協力Annex IVに基づいて1988年7月に米国ロスアラモス国立研究所のトリチウム試験施設(TSTA)において実施されたTSTA共同ループ試験の結果をまとめたものである。本共同ループ試験の主要目的は、DOEによる技術安全審査委員会(TSA)に対してTSTAシステムの安全性を示すことにあった。試験は安全かつ成功裏に終了した。また、本試験において多くの技術的成果も得られた。特に、水素同位体分離システムの制御およびその分離特性に及ぼすヘリウムの影響に関しては重要な知見が得られた。
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
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。
山西 敏彦; 吉田 浩; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*; Sherman, R. H.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
JAERI-M 88-253, 21 Pages, 1988/12
深冷蒸留の実験研究が、重水素-トリチウム(トリチウム量60g)系によりTSTA深冷分離システムの一本の蒸留塔を用いて行われた。統括のHETRは、全環流操作の場合4~5.7cm,抜き出し循環操作の場合5~5.5cmであった。両操作の場合共に、HETPの値は塔内蒸気速度の増加に伴って増加した。環流比のHETPに対する影響は認められなかった。シミュレーションモデルによる塔の動特性の計算値は、実験値と定性的には一致した。
吉田 浩; 福井 裕*; 平田 慎吾*; 山西 敏彦; 内藤 大靖*; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; C.R.Walthers*; Sherman, R. H.*; D.O.Coffin*; et al.
JAERI-M 88-242, 73 Pages, 1988/12
本報は、1987年6月に発足した核融合燃料技術に関する日米協力(Annex IV)の下で実施された大量トリチウムによる実模擬D-Tガス循環試験(1988年6月実施分)の結果をまとめたものである。Annex IV第1年目は、約100グラムのトリチウムを使用したループ試験を6回、サブシステム(深冷蒸留塔、複合クライオポンプ、D-Tガス精製系)試験を6回実施した。本試験は、日米協力1年目の活動を総合したものであり、模擬トーラス、複合クライオポンプ、D-Tガス精製系、NBIガス循環系、同位体分離系等の主要系統を連結し連続運転することを目的としたものである。
吉田 浩; 平田 慎吾*; 内藤 大靖*; 山西 敏彦; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; R.V.Carlson*; D.O.Coffin*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*
JAERI-M 88-205, 60 Pages, 1988/10
本報告は、日米協力として米国ロスアラモス研究所のトリチウムシステム試験施設で開始された(昭62年6月)TSTA共同試験(7月実施)の概要を述べたものである。本試験は前月に実施したマイルストン・ランを補足するものであり、約100グラムのトリチウムを使用して1週間3交代の直勤務体制で行われた。従事した人員は原研側の4名を含めて約25人(施設オペレータ、装置オペレータ、放射線管理等安全担当者、等を含む)であった。
吉田 浩; 平田 慎吾*; 内藤 大靖*; 山西 敏彦; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; R.V.Carlson*; D.O.Coffin*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*
JAERI-M 88-204, 102 Pages, 1988/10
日米核融合研究協力の一環として、原研と米国エネルギー省との間で実規模核融合炉トリチウム技術の開発・実証研究を進めるための実施協定が昭62年6月に調印された。本協力研究は、ロスアラモス研究所のトリチウムシステム試験施設を使用して、D-T燃料流量約1~2kg/日のループ試験を行い核融合炉トリチウム燃料のプロセス及びシステム技術の開発を進め、併せて大量トリチウム安全取扱いシステムの実証データの蓄積、同施設の運転経験を取得しようとするものである。本報は、協力計画第1年目に実施した世界で初めての実規模D-T流量による核融合炉トリチウムシステムの試験結果を説明するものである。
