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湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義; 竹内 浩
Fusion Science and Technology, 41(3), p.850 - 853, 2002/05
本報告は、国際核融合材料照射施設(IFMIF)で照射したトリチウムを含む材料の照射後試験施設とIFMIFで発生するトリチウムの処理方法の設計に関するものである。IFMIFでは、重陽子ビームを液体リチウム(リチウムターゲット)に入射させ、D-Li反応により中性子を発生させる。トリチウムはこの反応で生成されるとともに、増殖材のトリチウムその場実験テストモジュールからも生成される。トリチウムその場実験テストモジュールの照射後試験とリチウムターゲットの保守を行うため、必要な機器,ホットセルの規模及び搬送方法の検討を行い、トリチウム実験室のレイアウトを定めた。トリチウム処理に関しては、液体状及び固体状のものは施設内に一時保管できるが、気体状のものは外部へ放出せねばならないので、トリチウムの漏洩量と処理方法を検討し、処理設備の能力を設定した。
宮 直之; 菊池 満; 牛草 健吉; 栗田 源一; 永島 圭介; 閨谷 譲; 飛田 健次; 豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.
JAERI-Research 98-012, 222 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-012.pdf:8.71MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の遮蔽・安全設計を行った。本装置では10年間のDD実験放電と2年間のDT実験の実施(オプション)を想定した。安全評価上の指針として、放射線障害防止法等に準拠した。予め定めた遮蔽設計の目標値を満たすように真空容器を含む本装置構造物の遮蔽構造の最適化案を検討し、現在のJT-60実験棟において充分安全に実験運転が可能なことを示した。DT実験では年間100gのトリチウムを使用する。トリチウム等の漏洩防止の観点から多重格納系を採用した。三次格納となる実験棟本体・組立室内にて、万一のトリチウム放出したときを想定した緊急時トリチウム除去設備の検討を行い、2週間後に人が立ち入れる濃度への低減が現実的な設備規模で可能なことを示した。
宮 直之
プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.805 - 811, 1997/08
最近大型プラズマ実験装置で実施されているDT実験の現状と安全上の問題点についてまとめたものである。これから本格的なDT実験を開始する欧州のJETの状況を含め、1997年4月に約3年半に渡ったDT実験を終了した米国のTFTRでの実績を中心に、放射線安全基準、周辺への影響評価、トリチウム処理技術及び装置の放射化等の状況を述べた。またこれ等の状況を通して現時点で明らかとなっている問題点等について述べた。安全上の課題として、サイト境界線量当量におけるトリチウムロスの低減、トリチウム処理設備で発生したトラブル例、放射化した装置による高い放射線環境下での対応及び遠隔装置機器の動作精度について述べた。
林 巧; 宮 直之; 菊池 満; 豊島 昇; 牛草 健吉; 正木 圭; 神永 敦嗣; 北井 達也*; 栗田 源一; 永島 圭介; et al.
JAERI-Research 97-007, 150 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-007.pdf:4.07MB
定常炉心試験装置におけるプラズマ燃料系とトリチウム安全系設備の設計検討結果をまとめた。プラズマ燃料系は真空排気、精製捕集、同位体分離、1次系ガス処理及び燃料供給設備で構成される。また、トリチウム安全系は建家換気、不活性ガス処理、緊急時トリチウム処理及び制御モニタリング設備等により構成される。低トリチウムインベントリ化の観点から、同位体分離設備においては深冷蒸溜塔を3カラム構成とし、アウトプットのトリチウム純度を60%以下のDT混合ガスを循環する方式として、インベントリを5g程度に低減できる見通しを得た。トリチウム安全系においては、実験棟本体・組立室及びトリチウム取扱設備室の建家を三次格納系とした緊急時トリチウム処理設備(気体分離膜システム)の検討を進め、1週間で1D
C
へのトリチウム除去が可能であることを示した。
榎枝 幹男; D.F.Holland*; 松田 祐二; 大平 茂; 奥野 健二; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*
JAERI-Tech 95-050, 90 Pages, 1995/11
ITERではkgオーダーのトリチウムを使用するために、トリチウム処理システムとして、プラズマ排ガス処理トリチウム安全設備等の大量トリチウム取り扱い設備が設計されつつある。トリチウム取り扱い量が非常に大きいため、設計段階から十分に安全性の分析・評価を行い安全を期することが重要である。本報告では、故障事象解析(FMEA)の手法を用いて主要なトリチウム処理システムの各コンポーネントの機能に着目し、故障事象の起因事象を明らかにしたものである。本報告におけるFMEAの結果として、主要な起因事象、それらを感知するために必要な測定システム、今後検討するべき事項、今後定量的に解析する必要がある事項の4項目に関するまとめを行った。
宮 直之; 中島 信治*; 牛草 健吉; 及川 晃; 今井 剛; 豊島 昇; 西谷 健夫; 松崎 誼; 栗山 正明; 永見 正幸
JAERI-M 92-140, 156 Pages, 1992/09
JT-60の高性化計画に続く計画として、炉心模擬装置を想定し、その概念検討を行った結果をまとめたものである。トカマク定常化に関する物理・工学の研究開発を炉心模擬実験の主要課題とした。この研究開発を進めるため、超電導コイルを用い、プラズマ電流10MA以上で長パルス運転を行う装置について検討した。特に、JT-60の現有施設・設備環境での装置の成立性を主な課題として概念検討を実施した。検討の結果装置が成立するおよその見通しが得られた。また今後の必要となる主な検討課題について明らかにした。
炉設計研究室
JAERI-M 83-214, 847 Pages, 1984/02
本報告書は、JT-60の次期装置として建設が予定されている核融合実験炉(FER)の工学的概念設計を行なったものである。この設計は、MHD平衡解析、炉本体構造、ダイバータ及びポンプリミタ、第一壁/増殖ブランケット/遮蔽、トロイダル磁場コイル及びポロイダル磁場コイル、クライオスタット、電磁気設計、真空排気系、電源系、NBI、RF加熱装置、トリチウム処理系、ニュートロニクス、分解修理保守、主冷却系、プラントレイアウト等を含む炉システム全般にわたるものである。また、ダイバータ方式とポンプリミタ方式の相互比較、核融合プラントシステムの安全性の検討も行った。
