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中村 博雄; 井田 瑞穂*; 杉本 昌義; 湯谷 順明*; 竹内 浩
Fusion Science and Technology, 41(3), p.845 - 849, 2002/05
国際核融合材料照射施設(IFMIF)では40MeVの重陽子ビームを液体リチウム(Li)ターゲットに入射し、D-Li反応により中性子を発生させる。この際、最大で年間10gのトリチウム(T)が発生する。施設の安全運転のため、生成したTをLiループから除去する必要がある。T除去方法の候補は、軽水素添加によるスワンピング法によるコールドトラップ方式とイットリウムゲッターによるホットトラップ方式である。また、Li中のT測定方式の候補は、NbまたはNb-Zr膜透過の水素同位体ガスの四重極質量分析計測定及びプロトン導電性セラミックセンサー測定である。本報告では、これらのTの除去と制御法に関する設計検討結果について述べる。
安東 俊郎; 中村 博雄; 吉田 英俊; 砂押 秀則; 新井 貴; 秋野 昇; 廣木 成治; 山本 正弘; 大久保 実; 清水 正臣*; et al.
Proc. 14th Symp. on Fusion Technology, 1986, Vol.1, p.615 - 620, 1987/00
JT-60ダイバータ室粒子排気装置は、中性粒子入射加熱時における過度のプラズマ密度上昇を防止することを目的として設置された。本装置は4系統のZr/Alゲッターポンプから構成され、各系統には3台のSORB-AC C-500ゲッターカートリッジが取り付けられ、各々ダイバータ室へ接続されている。また、ダイバータ室粒子がトーラス主排気ポートへ流入され易くするように、真空管容器内に排気促進板を取り付けるとともに、ダイバータ室圧力を高めるために、ダイバータ室と主プラズマ容器との間にバッフル板を取り付けた。本排気装置は水素に対して約5m
/sの排気速度を有することを確認した。また、JT-60ジュール加熱ダイバータ放電において、ダイバータ室圧力がプラズマ電子密度の約2乗に比例して上昇すること、平均電子密度が約1
10
m
になれば、中性粒子入射によるものとほぼ同程度の粒子を排気可能なことがわかった。
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。
戸根 弘人
チタニウム・ジルコニウム, 25(4), p.167 - 178, 1977/04
H.T.G.R.は一次冷却材としてHeを、減速材および燃料被覆材としてグラファイトを使用する。H.T.G.R.の炉心出口の冷却材温度は700
C以上の高温となるが、Heとグラファイト間の両立性に関しては問題ない。しかし、冷却材に含まれる不純物によってグラファイトおよび他の構造材が酸化される。このため、He純化技術が耐熱材料の開発と共にH.T.G.R.建設のキーポイントとなっている。高温ガス炉用He純化装置の開発が原子力先進国によって行われているが、ヘリウム冷却材に含まれる水素の除去にチタンスポンジが最近使用されるようになった。このチタンスポンジは水素の吸収量が大きく、しかもその温度制御が容易などの利点を有している。この報文ではH.T.G.R.におけるチタンスポンジの使用と、JMTRのOGL-1に使用されたチタンスポンジトラップについて説明した。