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論文

次世代原子力プラントにおけるトリチウム挙動の評価及びトリチウム濃度低減対策の検討

大橋 弘史; Sherman, S. R.*

日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.439 - 451, 2008/12

次世代原子力プラントにおける製品水素中及び水素製造設備内の熱交換器に内包される3次ヘリウム冷却材中トリチウム濃度の解析評価を行った。製品水素中トリチウム濃度は米国環境保護庁(EPA)による飲料水中許容値、3次ヘリウム冷却材中トリチウム濃度は、NRCによる排気中限度濃度を上回る結果となった。トリチウム濃度低減対策として、トリチウム放出速度低減,純化設備容量増加,高温部でのトリチウム除去,伝熱管透過係数低減とともに、ヘリウム冷却材への水素インジェクションにより透過を抑制する方法及び水インジェクションにより同位体交換反応(HT+H$$_{2}$$O=H$$_{2}$$+HTO)を進行させトリチウム(HT)をトリチウム水(HTO)に変化させ透過を抑制する方法を新たに提案し、これらの効果を評価した。本研究で提案した水インジェクションによる対策により、実現可能なインジェクション量の条件下でトリチウム濃度を大幅に低減できることができ、規制値を満足できることが示された。

論文

Operation of a simulated non-steady tokamak fuel loop using the tritium systems test assembly

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:53.91

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。

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

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。

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。

報告書

Joint operation of TSTA under the collaboration between JAERI and DOE-LANL; An Integrated loop operation with 100-g tritium in July 1988

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

JAERI-M-90-028.pdf:1.51MB

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。

報告書

TSTA loop operation with 100grams-level of tritium; Full components milestone run in June, 1988

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

JAERI-M-88-242.pdf:1.4MB

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。

報告書

TSTA loop operation with 100 grams-level of tritium; Milestone run in July, 1987

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

JAERI-M-88-205.pdf:1.42MB

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。

報告書

TSTA loop operation with 100 grams-level of tritium; Milestone run in June, 1987

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

JAERI-M-88-204.pdf:2.38MB

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。

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