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gas-cooled reactors中村 博文; 磯部 兼嗣; 中道 勝
Fusion Science and Technology, 54(2), p.341 - 345, 2008/08
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)超臨界炭酸ガスを2次冷却系に使用する原子炉(SCCO原子炉)は、高い熱効率と安全性を備え持つ魅力的な原子炉システムであるが、冷却系へのトリチウム透過が多くなるため、トリチウム濃度を制御する必要がある。そのための2種類の研究開発、熱交換器からのトリチウム透過抑制に関する研究と炭酸ガス冷却系でのトリチウム濃度制御手法の確立に関する研究を行っている。トリチウムの透過抑制に関しては、JAEAで開発したトリチウム透過防止膜のSCCO環境での適用性を検証するものであり、透過防止膜とSCCOの共存性試験と、SCCOに浸積された透過防止膜の重水素透過抑制確証試験よりなる。SCCO中のトリチウム濃度制御に関しては、炭酸ガス中のトリチウムの存在化学形をトリチウム-炭酸ガスの自己放射化学反応試験により評価し、炭酸ガスからのトリチウムの有効な除去方法を評価するものである。これらの研究開発に関する実験装置を製作し、一部の試験を行った結果、100時間のSCCO (823K, 12.5MPa)への浸積後の透過防止膜の分析の結果、有意な欠損,化学変化等はなく、透過防止膜の健全性が損なわれないことが確認された。
山西 敏彦; 岩井 保則
Fusion Science and Technology, 54(2), p.454 - 457, 2008/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.05(Nuclear Science & Technology)核融合炉では大量のトリチウム水が発生する。このトリチウム水の処理には、CECE(Combined Electrolysis Catalytic Exchange:化学交換塔)が用いられる。原子力機構で原型炉用に設計研究された化学交換塔を対象に、塔の動的挙動を計算するコードを開発し、計算機実験により解析を行った。対象とした塔の内径及び高さは、それぞれ、0.7m及び22mである。塔を最初自然水で満たし、その後の運転で定常状態に到達するまでに、約3時間を要した。核融合炉で用いられる化学交換塔は、再結合器がないために、このような比較的長い時間が定常状態に到達するのに必要である。例えば、再結合器がある化学交換塔の場合、塔は全還流操作を行うことができ、この場合、わずか1時間で、塔の運転を定常状態にすることができる。このような化学交換塔の動的特性を考慮し、制御系の予備的検討も行った。
磯部 兼嗣; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 山西 敏彦; 奥野 健二*
Fusion Science and Technology, 54(2), p.533 - 536, 2008/08
被引用回数：7 パーセンタイル：44.56(Nuclear Science & Technology)トリチウムの透過はトリチウム燃料サイクルにおいて重要な因子であり、特に冷却水への透過は安全上重要な課題の一つである。これまで、金属表面に形成される酸化膜のためトリチウムの透過量が減少することが報告されてきたが、加圧水中で純鉄の表面に形成された酸化膜がトリチウムの透過量にほとんど影響を与えない例も報告されている。そこで、加圧トリチウム水中で酸化させた純鉄酸化膜での水素の挙動を把握するため、トリチウムミクロオートラジオグラフ法による酸化膜中のトリチウムの分布観察を実施した。その結果、酸化膜を通ってトリチウムは純鉄中に侵入しているが、酸化膜表面にトリチウムは観察されなかった。このことは、酸化膜自体は水素の溶解がほとんどなく、トリチウム透過を阻害する機能があるものの、水素透過には何ら影響を与えていない酸化膜構造が形成されていることがわかった。以上のことから、トリチウムの透過を評価する場合、酸化膜の形成過程,構造にまで着目する必要があることがわかった。
O separation and dehydration characteristics of Y-type zeolite adsorbent岩井 保則; 鵜澤 将行*; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 54(2), p.462 - 465, 2008/08
被引用回数：4 パーセンタイル：29.49(Nuclear Science & Technology)将来の核融合プラントでは100kg/h超の高濃度トリチウム水の発生が見込まれている。高濃度トリチウム水処理システムの第一ステージへの適用が見込まれる気相吸着処理システムについて検討を行った。システムに使用する吸着剤には水分吸着容量の大きさとトリチウム水との非反応性からゼオライトを候補とした。吸着塔のサイズをコンパクトにするためには高い同位体分離性能に加え、迅速な水分脱離性能を持つゼオライトが必要となる。本研究ではY型ゼオライトの同位体分離性能と水分脱離性能に与えるカチオン種の影響を明らかとした。静的法で求めた同位体分離係数は1.1-1.2の範囲となった。水分脱離では可動水分容量は操作温度により決まり、室温ではNa
CaKの順となった。これらゼオライトからの水分脱離は細孔内拡散に支配され、パージガスの流速には依存しなかった。また脱水操作の初期段階では操作温度の影響は小さいが、圧力スイングは脱水に効果的であることを示した。
岩井 保則; 山西 敏彦; 廣木 章博; 八木 敏明*; 玉田 正男
Fusion Science and Technology, 54(2), p.458 - 461, 2008/08
被引用回数：6 パーセンタイル：40.09(Nuclear Science & Technology)核融合炉で発生する高濃度トリチウム水の電解処理を担う耐放射線型固体高分子電解槽(SPE)を提案した。電解槽に使用する高分子材料は 国際熱核融合実験炉(ITER)におけるトリチウム水処理システムのSPEの目標線量である530kGyにおいて機能が維持できるよう選定した。耐放射線性のある高分子材料としてはイオン交換膜にPtとIrを担持したナフィオンN117膜、Oリングにバイトン、電気絶縁にポリイミドを選定した。これら材料を用いて組み上げた電解槽を
線照射した結果として530kGyの線量に対して意図どおりの耐久性を有することを実証した。また、電解槽のイオン交換膜とOリングは9TBq/kgのトリチウム水にさらされるため、メインテナンス時のトリチウム除染が重要となる。イオン交換膜内の自由水に含まれるトリチウムは真空脱水等により速やかに除去できるのに対して、構造水内のトリチウム除去には同位体交換反応の活用が必要となることを示した。
山西 敏彦; 林 巧; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣
Fusion Science and Technology, 54(1), p.45 - 50, 2008/07
被引用回数：4 パーセンタイル：29.49(Nuclear Science & Technology)原型炉に向けたトリチウム技術に関する研究開発が、BA(Broader Approach)プログラムのもとで、日本で行われる。その課題は、トリチウム計量管理技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料の対トリチウム耐久性である。この目的のために、青森県六ヶ所村に、多目的RI装置を設置する。そこでは、370TBq/年のトリチウム及び
核種のRIが使用可能である。原子力機構のトリチウムプロセス研究棟では、上記課題に関連したトリチウム研究開発が進められている。トリチウムと材料の相互作用に関する基礎研究も進められており、トリチウム閉じ込め空間での挙動,モニタリング,トリチウム除染・除去・除染にかかわる基礎研究が行われている。本発表では、これら最新の成果も、原型炉に向けた課題という観点からレビューする。
山西 敏彦; 山田 正行; 鈴木 卓美; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 星 州一; et al.
Fusion Science and Technology, 54(1), p.315 - 318, 2008/07
被引用回数：11 パーセンタイル：59.16(Nuclear Science & Technology)トリチウムプロセス研棟(TPL)の建家及び安全設備は1985年に完成し、トリチウムを用いた安全設備の運転を1988年3月より開始した。TPLで現在貯蔵されているトリチウム量は、2007年3月現在、約13 PBqである。19年間のトリチウムを用いた施設の運転において、スタックから排出されたトリチウム濃度は、平均で約6.0
10
Bq/cm
であり、これは、日本のトリチウム水蒸気に対する法令による濃度規制値のおよそ1/100である。このように、TPL安全設備の運転実績が着実に積み重ねられている。またTPLの安全設備における主要機器(バルブ,ポンプ,ブロワー等)の故障確率データも積み重ねられており、ITERを含む今後の核融合施設の安全解析に貴重なデータを提供している。
小林 和容; 林 巧; 岩井 保則; 山西 敏彦; Willms, R. S.*; Carlson, R. V.*
Fusion Science and Technology, 54(1), p.311 - 314, 2008/07
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出や作業従事者被ばくを低減し安全を確保する観点から、最終閉じ込め系である建屋内のトリチウムの挙動を把握することは重要である。そこで、本研究では、米国ロスアラモス国立研究所トリチウム試験設備の管理区域を用い、条件を変えて(放出位置や水素同位体量の違いによる影響)計画的に3回のトリチウム放出実験を実施し、建家内のトリチウム挙動に関するデータを取得した。その結果、いずれの条件においても、トリチウム放出直後におけるトリチウムモニターの応答性に違いは見られるものの、均一濃度に達するまでの時間は、30分から40分程度であり、大きな違いは見られなかった。また、その結果を改良した汎用性三次元流体解析コード(FLOW-3D)を用い解析した結果、実験結果をよく反映することが可能となった。
林 巧; 小林 和容; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 河村 繕範; 洲 亘; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 54(1), p.319 - 322, 2008/07
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)Tritium confinement is required as the most important safety function for a fusion reactor. In order to demonstrate the confinement performance experimentally, an unique equipment, called CATS: Caisson Assembly for Tritium Safety study, was installed in Tritium Process Laboratory of Japan Atomic Energy Agency and operated for about 10 years. Tritium confinement and migration data in CATS have been accumulated and dynamic simulation code was developed using these data. Contamination and decontamination behavior on various materials and new safety equipment functions have been investigated under collaborations with a lot of laboratories and universities. In this paper, these accomplishments are summarized and future plan are discussed.
Murdoch, D.*; Beloglazov, S.*; Boucquey, P.*; Chung, H.*; Glugla, M.*; 林 巧; Perevezentsev, A.*; Sessions, K.*; Taylor, C.*
Fusion Science and Technology, 54(1), p.3 - 8, 2008/07
被引用回数：21 パーセンタイル：78.82(Nuclear Science & Technology)One of the key activities on ITER during 2007 is a Design Review covering selected high priority areas of the project in which a significant number of features of the design with the potential to compromise the achievement of some objectives of ITER have been identified. These issues are being addressed by a number of focused working groups to develop solutions, which will improve the ITER design in terms of operating margins, reliability and availability, compliance with the French licensing framework and other respects. One of the working groups, WG-7, has been set up to investigate tritium related issues. The principal design features which are being addressed by WG-7 and the proposed resolutions of these issues are described in this paper, such as atmosphere and vent detritiation systems.
高田 大樹*; 古市 和也*; 西川 正史*; 深田 智*; 片山 一成*; 竹石 敏治*; 小林 和容; 林 巧; 難波 治之*
Fusion Science and Technology, 54(1), p.223 - 226, 2008/07
被引用回数：9 パーセンタイル：52.81(Nuclear Science & Technology)セメントペースト,モルタル,コンクリートについて、トリチウム水蒸気を一定期間曝露し、それぞれの試料中のトリチウム分布を測定した。試料中のトリチウムは、6か月曝露することで、最大5cmまで透過することを確認した。各試料中に捕捉されたトリチウムは、セメントペーストが最大で、コンクリートはその半分、モルタルはセメントペーストの70%程度捕捉されていた。これら結果を解析したところ、コンクリート等の中のトリチウム分布について実験結果とよく一致し、解析手法の妥当性が示された。
Glugla, M.*; Beloglazov, S.*; Carlson, B.*; Cho, S.*; Cristescu, I.*; Cristecu, I.*; Chung, H.*; Girard, J.-P.*; 林 巧; Mardoch, D.*; et al.
no journal, ,
For the operation of ITER with equimolar DT mixtures a rather complex chemical plant -the ITER tritium plant - is needed. Fuel cycle systems are designed to process considerable and unprecedented DT flow rates with high flexivility and reliability. Multiple confinement of tritium will be achieved through passive physical barriers and active detritiation systems. High decomtamination factor for effluent and release streams and low tritium inventories in all systems are required to minimize chronic and accidental emissions, respectively. The paper will provide an update of all aspects of the ITER tritium plant design, will report on construction supporting R&D and will identify issues remaining for the immediate future.
