増殖ブランケット要素技術開発の成果

核融合工学部; 物質科学研究部

JAERI-Review 2005-012, 143 Pages, 2005/03

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原研は、原子力委員会核融合会議が平成12年8月に策定した「核融合炉ブランケットの研究開発の進め方」に基づき、固体増殖方式のブランケットの開発の中核的な機関として、増殖ブランケットの開発を進めている。本報告は、原研で実施している増殖ブランケット開発計画とこれまでの成果及び今後の展望と計画を取りまとめたものである。本報告では、核融合炉の最も重要な機器の一つである増殖ブランケットの開発に関して、原研が果たすべき責務を明確に示し、増殖ブランケットの開発目標及び増殖ブランケット実現のために必要な開発課題とロードマップを明らかにした。また、これまで原研で実施してきた増殖ブランケットの研究開発の成果を概観し、現在までに達成した技術開発のレベルが、要素技術開発の段階から工学試験の段階に進むべきレベルに達したことを示した。さらに、今後、工学試験として実施するべき開発目標と開発計画を定量的に明らかにし、実現の可能性を明確に示した。今後、増殖ブランケットの工学試験を実施し、ITERのテストブランケット・モジュール試験を完遂することが、核融合炉の増殖ブランケット開発において必要不可欠である。

Extraction of hydrogen from water vapor by hydrogen pump using ceramic proton conductor

河村 繕範; 小西 哲之; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 45(1), p.33 - 40, 2004/01

https://doi.org/10.13182/FST04-A423

核融合炉の効率的なブランケットトリチウム回収システムの実現を目指して、プロトン導電性固体電解質膜を用いた電気化学水素ポンプの研究開発を進めている。水素ポンプを用いたブランケットトリチウム回収システムの利点の一つは、一つのコンポーネントで水素同位体と水蒸気の同時処理が期待できることである。本研究では、ペロブスカイト型プロトン導電性セラミックであるSrCeYbOを用いた水素ポンプにより、水分子中の水素抽出特性についての実験研究を行った。水分子からの水素抽出には、水の分解エネルギーに相当するしきい値が存在する。その値は873Kで500600mV程度で、水蒸気分圧の増加に伴い減少する傾向が見られたが、理論値よりやや低い値となることがわかった。また、H-HO混合ガスのポンピングについては、Hの透過が水蒸気分解より優先して生じ、水蒸気分解のしきい値は水素分圧の増加に伴い増加する傾向が見られた。これらの結果から、一段の水素ポンプによる水素同位体及び水蒸気の同時処理を実証したが、同時処理を行うためには、比較的高く印加電圧を設定する必要があることが見込まれる。

tritium recovery experiments of blanket in-pile mockup with LiTiO pebble bed in Japan

土谷 邦彦; 中道 勝; 長尾 美春; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 田中 知*; 河村 弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.996 - 1003, 2001/11

https://doi.org/10.3327/jnst.38.996

低インベントリー,化学的安定性等の観点から、核融合炉のトリチウム増殖材としてリチウムタイタネイト(LiTiO)微小球が有望な材料の1つとされている。核融合炉ブランケットの設計には、微小球を用いたブランケット構造体の中性子照射試験データが必要である。このため、LiTiO微小球充填体を用いて核融合炉ブランケット構造を模擬した2種類の照射試験体を開発し、JMTRの中性子照射下において微小球充填体からのトリチウム回収試験を行い、トリチウム回収特性に対する照射温度,スイープガス流量等の効果について評価した。この結果、充填体温度の上昇とともに、回収量と生成量の比は増加し、充填体温度が300以上ではほぼ全量回収できること、スイープガス流量が100~900cm/minの範囲では、トリチウム回収量はほとんど影響されないことがわかった。これらの結果、LiTiO微小球充填体を用いた増殖ブランケット設計の見通しが得られた。

Adsorption isotherms of tritium on various adsorbents at liquid nitrogen temperature

河村 繕範; 榎枝 幹男; Willms, R. S.*; Zielinski, P. M.*; Wilhelm, R. H.*; 西 正孝

Fusion Technology, 37(1), p.54 - 61, 2000/01

核融合炉のヘリウム放電洗浄排ガスやブランケットスウィープガスからのトリチウム回収方法としてモレキュラーシーブ5Aという吸着材を用いた低温吸着法の適用が検討されている。しかし、トリチウムに関する吸着データは不十分である。そこで、日米核融合研究協力協定に基づき、米国ロスアラモス国立研究所、トリチウムシステム試験施設において、液体窒素温度におけるモレキュラーシーブ5A,モレキュラーシーブ4A,活性炭の純トリチウム吸着量を測定した。吸着量は2つのラングミュア式の和で精度良く表現できた。

A Tritium recovery system from waste water of fusion reactor using CECE and cryogenic-wall thermal diffusion column

有田 忠昭; 山西 敏彦; 岩井 保則; 奥野 健二; 小林 登*; 山本 一良*

Fusion Technology, 30(3), p.864 - 868, 1996/12

ITERの設計では廃水からのトリチウムの回収が要求されている。このため水蒸留法,極低温蒸留法が考えられている。しかし、水蒸留法では分離系数が小さいため装置が大きくなる。一方、極低温蒸留法では液体水素を扱うためインベントリーが大きくなる。廃液からのトリチウム回収方法としてCECEと深冷熱拡散法を提案する。CECEは既に構成要素について試験が行われ、多段方式では良好な結果が得られている。水蒸留方式に比べ分離系数が大きいので装置を小型化できる。CECEからのガスは深冷熱拡散筒で最終処理される。これは熱拡散筒壁を液体窒素で冷却し分離系数を大きくしたもので、ガス状態で運転するのでインベントリーは小さい。また、深冷熱拡散筒単独の運転も行われている。今回の発表はCECEと深冷熱拡散装置の大きさ,インベントリー,制御における主な変数等についてである。

TSTA/FCU-JFCU tritium experiment on breeding blanket interface under the collaboration of JAERI-US/DOE (extended Annex IV); March 1993

榎枝 幹男; 山西 敏彦; 山田 正行; 小西 哲之; 奥野 健二; Willms, R. S.*; Taylor, D.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-Research 95-034, 29 Pages, 1995/05

JAERI-Research-95-034.pdf:0.99MB

原研は、日米核融合研究協力協定Annex IV延長に基づき米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて非定常運転対応核融合炉燃料循環系実証試験及び増殖ブランケットトリチウム回収系模擬試験を行ってきた。本試験は、TSTA FCUの低温モレキュラーシーブ塔とJFCUのパラヂウム拡散器を組み合わせた世界初の増殖ブランケットトリチウム回収系に関するトリチウムを用いた、模擬実証試験であった。試験の結果、トリチウムを含む模擬ブランケットパージガス(流量12.6l/min)を低温吸着方式で3時間以上にわたって精製回収し、回収されたトリチウムガスを3時間以内にパラヂウム拡散器で純化する運転が可能であることが実証された。本報告は、この試験結果について詳細に解析、検討したものである。

Recovery of tritium by cryogenic molecular sieve bed in breeding blanket interface condition

榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二; 西川 正史*; 田中 健一*

Fusion Technology, 26(3), p.664 - 667, 1994/11

増殖ブランケットからトリチウム回収を行うためには、ブランケットパージガス中に含まれる1000ppmHと10ppmHTをHeより分離しなければならない。このヘリウム分離プロセスとして液体窒素温度の低温吸着方式が有望とされている。本報告では、実際にトリチウムを用いた実ガス条件で、低温吸着塔の操作特性について実験データを得た。得られた実験結果より、HT/Hの分離係数は約2であり、吸着速度としては物質移動係数1.5cm/sに相当することが明らかとなった。また実験データの解析を行う過程で開発した計算プログラムの妥当性が確認された。本報告の成果により、増殖ブランケットトリチウム回収系での低温モレキュラーシーブ塔の設計及び運転性能予測が可能となった。

核融合動力炉ブランケット・システムの技術的検討

東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-017, 737 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-017.pdf:16.73MB

本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/LiO/HO/Be,Mo-alloy/LiO/He/Be,Mo-alloy/LiAlO/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験(VOM-21 H); スイープガス組成とトリチウム放出化学形

竹下 英文; 吉田 浩; 倉沢 利昌; 松井 智明; 渡辺 斉

JAERI-M 86-130, 20 Pages, 1986/09

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本報告書は、酸化リチウムを用いて行なわれた照射下トリチウム放出試験(VOM-21M)のうち、水素同位体分離ガスクロによる放出トリチウムの同位体組成の測定結果および解析結果について纏めたものである。VOM-2Mでのトリチウム生成速度は約300Ci/minであった。この生成速度は、約1ppmのスィ-プガス中トリチウム濃度(T或いはTOとして)に相当する。スィ-プガスへ添加する水素には重水素を用い、濃度としては、10,100及び1000ppmの3種類を選んだ。実験結果からスィ-プガスに添加した水素がトリチウム放出を促進するのは水素同位体交換反応によって放出トリチウムの水蒸気成分(TO)が水素ガス成分(DT)へ転換される為である事が分かった。添加水素濃度と水蒸気成分の水素ガス成分への転換率の関係は熱力学的に予測されるものの ほぼ一致していた。

Brief Review on Tritium Recovery from Inert Gases by Uranium Getter Beds

山西 敏彦; 木下 正弘; 奥野 健二; 吉田 浩

JAERI-M 85-174, 28 Pages, 1985/11

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本報は、ウランゲッターによる不活性ガス中のトリチウム回収について、現在までに報告されている研究を化学工学的観点から調査、検討し、その結果を要約したものである。核融合研究の分野では、Maienscheinが報告したウランベッドの設計モデルは、破過実験の結果と良く一致するとされている。著者らは、この結論を疑問視し、解決すべき問題点を列挙した。加えて、改良した設計モデルを提示すると共に、今後必要な実験研究課題を明らかにした。