IS process hydrogen production test for components and system made of industrial structural material, 2; HSO decomposition, HI distillation, and HI decomposition section

野口 弘喜; 竹上 弘彰; 上地 優; 田中 伸幸; 岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/11

原子力機構では、高温ガス炉の核熱利用技術として熱化学法ISプロセスの研究開発を行っている。工業材料を用いて100L/h規模の連続水素製造試験装置を製作した。初めに、本試験装置の各機器の機能確認を行うため、5つに分割された工程毎に試験を実施した。本報告では、5工程のうち、硫酸分解工程、HI蒸留工程及びHI分解工程の結果を示した。硫酸分解工程では、硫酸分解器による硫酸分解反応試験を行い、酸素製造量は供給硫酸量に比例することを示し、また、SO分解率は約80%であった。以上より、設計通りの性能を有していることを明らかにした。HI蒸留工程では、共沸以上のHIx水溶液を用いた蒸留試験を行い、塔頂から高濃度HI水溶液、塔底から共沸組成のHIx水溶液の生成を確認し、蒸留による分離が設計通りに行われていることを示した。HI分解工程では、HI分解器によるHI分解反応試験を行い、分解率約18%で安定した水素製造が可能であることを示し、設計通りの性能を有していることを示した。シリーズ(I)で示すブンゼン反応工程、HI濃縮工程の結果と合わせて、工程別試験を完了した。その後、これらの結果を基に、連続水素製造試験を実施し、8時間の水素製造に成功した。

原子ビーム状に蒸発させた放射化金属廃棄物の分留特性の数値解析

赤岡 克昭; 丸山 庸一郎

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.127 - 134, 2005/06

https://doi.org/10.3327/taesj2002.4.127

動力試験炉(JPDR)の放射化金属廃棄物のうち、ASTM A302Bを母材とする圧力容器とSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性について、ラングミュアの方程式とヘンリーの法則を組合せることにより、廃棄物の蒸発速度の数値解析を行った。その結果、いずれの場合もEu, Eu, CとNbについては、分留によってクリアランスレベル以下に減量できると計算された。また、ASTM A302Bについては、77年の冷却期間の後、 Mn, Fe, Co, NiとNiについてもクリアランスレベルを満足することがわかった。一方、SUS304の場合は、クリアランスレベルを満足させるためにはNiとNiを同位体分離を用いて除去する必要があることがわかった。

放射化金属の分留特性の数値解析

赤岡 克昭; 丸山 庸一郎

RIST News, (39), p.23 - 31, 2005/03

原子力施設の解体等により発生する放射化金属廃棄物中に含まれる極微量の放射性核種を除去し、放射性廃棄物の量を削減するために、原子ビーム状に蒸発させた金属の分留とレーザー照射による核種除去を組合せた分離方法の研究を行っている。現在、金属の分留特性を把握するためにHenryの法則をLangmuirの式に適用した簡単なモデルを用いた解析コードを作成し数値解析を行っている。この解析コードにより、超々ジュラルミン(アルミニウム合金7075:Al-5.6Zn-2.5Mg-1.6Cu-0.25Cr)の蒸発について解析したところ実験とよく一致する結果が得られた。さらに、本解析コードを用いて、動力試験炉(JPDR)から排出されたSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性の解析を行った結果、1/100以下に減量できる可能性を示すことができた。

ジュラルミンの分留特性

赤岡 克昭; 丸山 庸一郎

日本金属学会誌, 68(3), p.181 - 184, 2004/03

https://doi.org/10.2320/jinstmet.68.181

われわれは、原子力施設の解体等により発生する放射化金属廃棄物中の極微量の放射性核種を除去するために、金属の分留とレーザー照射を組合せた分離方法の研究を行っている。その第1段階として、超々ジュラルミン(アルミニウム合金7075: Al-5.6Zn-2.5Mg-1.6Cu-0.25Cr)の分留特性の測定と数値解析を行った。実験では378.7mgのジュラルミンを抵抗加熱蒸発装置により200K/hの昇温速度で1773Kまで加熱し、蒸発させ、四重極質量分析計でイオン電流を記録することにより分留特性を測定した。数値解析はHenryの法則をLangmuirの式に適用し、Runge-Kutta法を用いて解析した。その結果、分留特性は実験と数値解析がよく一致し、ジュラルミンからAlとZn, Mgを分留できることを示した。

Numerical estimation method of the hydrogen isotope inventory in the hydrogen isotope separation system for fusion reactor

岩井 保則; 山西 敏彦; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 西 正孝; Willms, R. S.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.661 - 669, 2002/06

https://doi.org/10.3327/jnst.39.661

ITERの燃料循環システムでは、水素同位体分離システム(ISS)を構成する深冷蒸留塔内にトリチウムの大部分が滞留することが予想されている。そのため、高い精度を有するISS内水素同位体滞留量解析評価手法が安全確保の観点から強く求められている。ISS内のインベントリー評価手法の確立のために日米協力のもと、ロスアラモス研究所トリチウムシステム試験施設の有するITER規模の深冷蒸留塔を用いた実験を計画し実施した。この結果を評価し、今回提案した数値解析評価手法により深冷蒸留塔内の水素同位体滞留量を精度よく評価できることを確認し、本手法がITER規模の深冷蒸留塔に有効であることを明らかとした。本手法の精度は塔内の濃度分布に依存せず、特に重水素の液ホールドアップ率は塔の形状の違いにほとんど影響されないことを見いだした。またITER規模の深冷蒸留塔では液の滞留量に対してガスの滞留量も無視できないことを見いだした。

Design study of feasible water detritiation systems for fusion reactor of ITER scale

岩井 保則; 山西 敏彦; 奥野 健二; 横川 伸久*; 土屋 宏行*; 吉田 浩; O.K.Kveton*

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(12), p.981 - 992, 1996/12

https://doi.org/10.3327/jnst.33.981

ITERスケールの核融合炉用に、水蒸留塔と気相触媒交換塔の組み合わせと水蒸留塔と電解セルを組み込んだ液相触媒交換塔の組み合わせの水処理システムの設計をおこなった。前者のシステムでは水蒸留塔のトータルな高さは106cmとなる。対して後者のシステムでは水蒸留塔は20m、CECE塔は24mとなる。水蒸留塔が大きいことは、建設コストとインベントリーが増えることを意味している。しかし前者は実スケールでの運転操作実績を持っているのに対し、後者ではCECE塔はおこなわれていないのが現実である。このことから、前者を核融合炉用水処理システムの第一候補とするのが現状では妥当であると考えられる。しかし水蒸留塔とCECE塔の組み合わせは柔軟な設計が可能で、コスト、インベントリーの観点からも優れていることから、研究が進めば将来の核融合炉用水処理システムになると考えられる。

Application of an advanced incineration technique to spent solvent treatment for improving the waste management

内山 軍蔵; 前田 充; 千田 充久*; 藤根 幸雄; 桐島 健二*; 平林 輝彦*

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management; RECOD '94, Vol.3, 0, p.1 - 15, 1994/00

液中燃焼法、リン酸ビスマス共沈法及び膜分離法などから構成される新しい廃溶媒処理プロセスを提案した。同プロセスはTRU廃棄物の固定化及び減容化を考慮したプロセスであり、その有効性を実験的に検討した。さらに同プロセスの大型再処理施設(800トン/年)への実用化性を評価するため、取得実験データを用いて廃溶媒処理施設の概念設計検討を行った。さらにそれらの結果をもとに、TRU廃棄物等の発生量評価及び経済性予備評価を行った。

廃溶媒の液中燃焼挙動

内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 天川 正幸*; 内田 勝秀*

JAERI-M 93-191, 58 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-191.pdf:2.23MB

再処理工場から発生し、TRU元素を含有する廃溶媒を分解して無機化する技術として液中燃焼法を取り上げ、同法について廃溶媒処理技術としての適用性を評価するために必要な放射性核種の燃焼挙動などのプロセスデータを取得した。実験にはベンチスケール規模(処理量:1.39l/hr)の液中燃焼実験装置を用いた。本報告書では、(1)リン酸トリブチルとノルマルドデカンとの混合物からなる模擬廃溶媒の燃焼挙動,(2)模擬廃溶媒に添加したルテニウム及びヨウ素等の燃焼・移行挙動などについて述べる。

Design concept of cryogenic falling liquid film helium separator

木下 正弘; 山西 敏彦; J.R.Bartlit*; R.H.Sherman*

Fusion Technology, 10, p.137 - 148, 1986/00

Hガスの流れを充填部の最上端付近に加えるという発想により、流下液膜式ヘリウム分離塔の特性が大幅に改良されている。充分に短い充填部(TSTAの入力条件下では1.4m)で、塔頂を出るトリチウムの流量は極端に小さく抑えることができ(0.2Ci/y)、しかも圧力は1atmまで下げることができる。冷凍部の仕様の決定用として、ColburnとHougenの方法を用いた1つの設計モデルを提案し、ヘリウムの存在が設計手順をいかに複雑化するかを示す。制御方式の提案も行い、深冷蒸留塔の制御方式との違いを明らかにする。冷媒ガスの入力条件を変化させても解消できない圧力上昇は、塔頂ガスの流量を増加させることによって取り除く。塔頂ガス中のトリチウム濃度は、上記のHガスの流量によって制御する。

Drastic reduction of computing time in dynamic simulation for hydrogen isotope distillation columns

木下 正弘

Fusion Technology, 9, p.492 - 498, 1986/00

水素精留塔の動的シミュレーションにおいては、基本となる常微分方程式が非常に大きな次元及び「堅さ」を有するため、長大な計算時間が大きな問題となることが多い。著者は、現有の積分アルゴリズムをレビューし、そのうちのいくつかをテストすることにより、安定性及び簡便さの点からBallard-Brosilowのアルゴリズムを選定した。このアルゴリズムを用いると、各ステップにおいて、線形の三項方程式を解くこととスカラー沸点計算が必要であるに過ぎない。いくつかの数値実験をもとに、時間きざみの大きさをシミュレーションの過程で修正してゆく手順を提案した。1つの定常状態から他の定常状態に移る過程を対象とする典型的な例においては、例えば改良オイラー法に比べると約百分の一の計算時間において十分な精度で数値解が得られた。