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吉田 浩; 竹下 英文; 小西 哲之; 大野 英雄; 倉沢 利昌; 渡辺 斉; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 5, p.178 - 188, 1984/00
核融合炉の燃料循環系やブランケットにおいて生成するトリチウム水を燃料ガスT
,DTとして回収する方法として触媒還元法をとり上げ、トリチウム回収プロセスへの適用可能性を実験及び熱力学的解析とにより検討した。実験は実用条件を考慮して、温度350~650K、HO蒸気濃度10
~10
ppm、一酸化炭素/水素気モル比1~10、空間速度(Arキャリア)2
10
~210hr
の範囲で行った。この研究により、水蒸気転換率と操作温度、ガス流量、ガス組成との相関関係並びに触媒反応の速度式、速度定数が明らかになった。これらの関数式を用いることにより、実機の設計と操作条件の設定が可能である。実験結果に基づいて幾つかのトリチウム回収システムを検討したところ、パラジウム拡散器と組合せたシステムがトリチウム回収効率、操作温度、連続処理等の面で優れていることが判明した。
木下 正弘; J.R.Bortlit*; R.H.Sherman*
Nucl.Technol./Fusion, 5, p.30 - 41, 1984/00
水素同位体精留塔用の1つの有用なPI制御パラメーター設定法を提案すると共に、その設定法の適用例を2通りの異なった制御計画に対して示した。この設定法は、塔の非線形性を考慮し、不安定領域を予め推定することができるなどの利点を持っており、かつ、制御変数の測定にどれ程の時間遅れが許されるかをも検討することができる。塔頂ガス(または塔底液)の流量を操作変数に選定している場合、制御変数の測定に要する時間が無視できる限り、PI制御は決して不安定にはならないこと、還流比を操作して塔頂ガス(または塔底液)中のT(またはH)を制御する場合、そのような大きな安定性はもはや見られず、パラメーター設定にかなりの注意を要することなどの多くの有用な知見を得た。
吉田 浩; 小西 哲之; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.471 - 484, 1983/00
D-T核融合炉の燃料循環系を対象としたパラジウム拡散器およびこれを用いた燃料精製システムを設計した。パラジウム合金膜法の適用性は、筆者らの既往研究に基づいて検討した。パラジウム拡散器の操作条件は実験により決定し、その形状・大きさはコンピュータ計算に基づいて設定した。精製システムの設計は、Los Alamos National LaboratoryのTritium Systems Test Assembly(TSTA)における、供給ガス条件に従った。本システムの必要機器は、パラジウム拡散器、触媒酸化反応器、低温トラップ、亜鉛ベッド、真空ポンプなどであり、システム構成および操作条件においていくつかの利点が挙げられる。
小西 哲之; 大野 英雄; 吉田 浩; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.195 - 198, 1983/00
核融合炉における燃料循環系やブランケットなどのトリチウムシステムでは、高濃度のトリチウム水が生成する。トリチウムの有効利用と安全取扱いの面から、トリチウム水を分解して水素の化学形にする必要があるが、現在までに確立された方法はない。固体電離質セルを用いた電離法は、他法の欠点である放射線損傷、戸リチウムインベントリー、固体廃棄物などの問題がなく、トリチウム水の分解法として有望である。カルシア安定化ジルコニアを用いたセルによって、水蒸気の電解実験を行なった。セルの電流-電圧特性は理論式とよく一致し、水の分解法としての本法の有効性が確認された。
斉藤 誠次*; 杉原 正芳; 藤沢 登; 阿部 哲也; 上田 孝寿*
Nucl.Technol./Fusion, 4, p.498 - 507, 1983/00
核融合炉のダイバータ室内における中性粒子の挙動を解析し、ヘリウム排気に必要な排気速度を評価するために、モンテカルロ法により中性粒子の密度分布および温度分布を計算するプログラムを開発した。特に、排気ダクト内の中性粒子の挙動を合わせて解析できるプログラム構成とし、排気ダクトに流入する高温の中性粒子が排気効率に及ぼす影響を詳細に解析した。INTORを対象とした数値計算では、ダイバータ内のスクレイプオフプラズマの密度が10/cmを超えると、必要排気速度は10l/S以下と極めて低くできる可能性を示した。
木下 正弘; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 2, p.410 - 425, 1982/00
核融合炉主冷却系のトリチウム回収プロセスにおける深冷蒸留システムは、1本の蒸留塔と1基の同位体平衡器から構成される。塔の途中から液の一部をサイドカットとして抜き出し、常温で操作される同位体平衡器を通過させて組成変換を行った後、再冷液化して再びフィードに戻すという特殊な構成を持っているため、厳密なシミュレーションには困難が伴う。本研究では、システムのシミュレーション問題を1変数最適化問題に帰着させ、黄金分割法を適用してその難点を解決した。解析の結果、フィード供給位置及びサイドカット抜き出し位置が塔の分離特性に比較的大きく影響すること、H・HT・Tの流れをほぼ完全にHとTの流れに分離できること、トリチウムの崩壊熱及び溶液の非理想性(ラウールの法則からはずれること)による分離性能低下の問題は、全理論段数に約30%の余裕をもたせることによって解決できることなどが明らかとなった。
関 泰; 飯田 浩正; R.T.Santoro*; 川崎 弘光*; 山内 通則*
Nucl.Technol./Fusion, 2, p.272 - 285, 1982/00
原研が1979年にIAEA国際協力トカマク炉のワークショップに提案したINTOR-Jのダイバータ間隙と中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングの影響を評価した。その結果中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングはドリフト管のサポート部がしゃへいとして有効であるので、許容できるものであった。しかしながらダイバータ間隙からの中性子ストリーミングは炉停止後に人間が炉に近接するには高すぎる誘導放射能を生成することが示された。この種の放射線ストリーミング計算にモンテカルロとモンテカルロ、および2次元Snとモンテカルロを結合させた計算手法が有用であることを示した。
堀池 寛; 栗山 正明; 森田 洋昭*
Nucl.Technol./Fusion, 2, p.637 - 647, 1982/00
JT-60用中性粒子入射装置のビームダンプの設計を行なうため、強制循環サブクール水のバーンアウト熱流束の実験を行なった。これらのビームダンプは多数のフィン付冷却管で構成されている。一本のフィン付冷却管をイオンビームにて照射し、バーンアウト熱流束を求めた。得られた熱流束は同じパラメータ領域での一様加熱時のデータよりも最大2.5倍大きいことがわかった。また実験値をあらわす簡単な関係式を得た。これらの結果よりビームダンプは500w/cmの熱流束を受けるように設計でき、このときバーンアウトに対する安全係数が2にできることがわかった。
木下 正弘; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.112 - 120, 1982/00
気・液相反応分離型多段交換塔は、水素同位体分離用の有力なプロセスの1つとして注目されている。本研究では、重水炉の重水中のH及びTを除去するシステムの1ユニットである交換塔(D,DO,HD,HDO,DT,DTOを処理)、トリチウムシステムを操作すると必然的に生成されるトリチウム廃水の減容に用いられる交換塔(H,HO,HD,HDO,HT,HTOを処理)の2通りの塔をとり上げ、数学的シミュレーション手法の開発を行った。この手法は、段分離係数の温度及び濃度依存性を考慮しており、モデル式全体の厳密解を逐次代入法によって効率的に求めるものである。いくつかの数値実験により、この手法がかなり広範囲な条件下で適用可能である事が確認された。