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林 巧; 奥野 健二
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.21 - 25, 1993/00
被引用回数:3 パーセンタイル:38.07(Nuclear Science & Technology)原研・トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉のためのトリチウムプロセス技術開発及びトリチウム安全取扱技術開発を行うためにグラムレベルのトリチウムが使用できる日本唯一の施設である。現在のトリチウムインベントリーは13g。使用許可量は最高60gである。1988年よりグラムレベルのトリチウム使用実験を開始し、この5年間、全取扱い量(循環使用)は約1kgオーダー。スタックからのトリチウム放出量は1Ci以下に制御してきた。このようにトリチウムプロセス研究棟における安全設備は十分有効に機能してきたが、実際のDT核融合炉に向けてより完全なトリチウム安全工学の確立のため、当研究室では主な安全技術開発課題を(1)コンパクトトリチウム格納除去設備,(2)信頼性の高いトリチウム計量管理,(3)新しいトリチウム廃棄物処理技術,(4)トリチウムの室内放出挙動等の関連研究にしぼって進めている。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二
JAERI-M 8648, 29 Pages, 1980/01
トリチウム除去システムの主要構成機器の1つであるトリチウム水吸着塔について設計法を確立するための予備的検討を行った。モレキュラーシーブを充填した吸着塔に関する設計計算の手順を詳細に述べ、代表的な条件に基づく設計例を示した。高い除染係数が得られ、かつ圧力損失の小さい高性能の吸着塔を設計するのに必要な重要事項を明らかにするために、いくつかのケーススタディを行った。また、トリチウム除去システムにおけるトリチウム水吸着塔の設計に関するいくつかの問題点を指摘した。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二
JAERI-M 8612, 30 Pages, 1979/12
トリチウム除去システムの重要な1ユニットである固定層触媒酸化反応器について、すでに報告されている実験データとの比較を含めた設計モデルの検討、ケーススタディなどを行い、設計に対する1つの考え方を示した。また、器壁からのトリチウム透過量を評価し、処理ガス中にトリチウムで汚染されたポンプ油の蒸気が存在するために約600Cで操作される反応器に対しては、安全対策が不可欠であることを示した。さらに、トリチウム除去システムにおける固定層触媒酸化反応器の設計に関するいくつかの問題点を指摘し、今後必要な研究開発項目を確認した。