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中村 博文; 東島 智
真空, 49(2), p.62 - 68, 2006/02
核融合装置における各種放電方法を利用した真空容器からのトリチウム除去に関する経験について解説する。重水素-トリチウム放電の実施経験があるJET(EU)及びTFTR(米)における放電を用いた真空容器からのトリチウム除去経験では、JETでは、トカマク放電や放電洗浄によるトリチウム除去はトリチウム除去に余り大きな効果はなく、TFTRでは、酸素を用いた放電洗浄(He/O-GDC)が有効であるとの結果が得られている。これらの結果をもとにITERでの真空容器内トリチウム除去法として、He/O-GDCが採用されることになった。一方、我が国のJT-60Uに関しては、重水素トカマク放電により発生し、真空容器内に残留しているトリチウムの除去試験の結果を紹介する。JT-60U重水素置換運転の一環として実施したグロー放電,高周波放電及びテイラー放電による重水素,ヘリウム及びアルゴンを作動ガスとしたトリチウム除去実験の結果及び通常のトカマク放電中におけるトリチウム排出量,排出率を測定した結果、放電洗浄によるトリチウム除去では水素を用いた放電が有効であり、その中で水素-グロー放電が最も除去効率が高いこと、また、水素-高周波放電も放電の最適化が進めばトリチウム除去に有望であるとの結論を得た。
深田 智*; 林 巧
日本原子力学会誌, 47(9), p.623 - 629, 2005/09
核融合炉の燃料処理技術については、なぜ重水素とトリチウムを燃料として使用し循環処理する必要が有るのか、どのようにプラズマ排ガスから水素同位体を精製し、重水素やトリチウムを同位体分離し、効率よく貯蔵(供給)するのかを解説する。また、トリチウムの安全取扱技術についても、その性質や安全取扱の考え方を整理し、万一の想定異常時にいかに検知し、除去し、その除去したトリチウム(トリチウム水)を処理するのかを解説する。
岩井 保則; 山西 敏彦; 林 巧; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.456 - 459, 2005/07
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)既存の触媒酸化吸着除去方式雰囲気トリチウム除去プロセスへの気体分離膜を用いた膜分離プロセスの付加は、大容量雰囲気ガス処理を必要とする核融合プラントには魅力的である。このため、ガス分離膜による雰囲気からのトリチウム分離に関し、その分離機構の解明と工学設計への適用を目的とした静特性及び動特性コードを開発してきた。本報告では膜分離の新しい概念である還流膜分離を提案する。中空糸膜による膜分離の駆動力は膜を介した目的成分の分圧差であるので、透過側ガスの一部を供給側に還流することで意図的な駆動力の向上を見込むことができる。今回の検討で得られた主な結果は、(1)還流には駆動力の向上という正の効果と、還流による供給流量の増加という負の効果であり、よって還流比には最適値がある,(2)トリチウム回収には透過側圧力値が強く影響する,(3)高い透過係数を有する成分ほど還流の効果が顕著となるが、トリチウムガスとトリチウム水は他の空気構成成分より高い透過係数を有することからトリチウム回収に還流膜分離は適している。また、還流膜分離は高価な膜分離モジュールの規模低減効果も見込め、さらにトリチウム除去システム全体のコスト改善への貢献も期待できる。
一政 満子*; 粟ヶ窪 さゆり*; 高橋 美穂*; 田内 広*; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝; 一政 祐輔*
Fusion Science and Technology, 48(1), p.759 - 762, 2005/07
被引用回数：7 パーセンタイル：44.9(Nuclear Science & Technology)分子状トリチウム(HT)を酸化して水(HTO)に転換する種々のバクテリアが土壌中に存在し、そのトリチウム酸化活性について研究してきた。一方、重水素とトリチウムを燃料とする核融合炉では雰囲気からのトリチウム除去設備が必要であるが、除去方法としては酸化・除湿の方法が一般的であり、酸化の工程には高温の酸化触媒が現在用いられている。この酸化工程に室温でトリチウムを酸化できるトリチウム酸化バクテリアを用いたバイオリアクターを適用し、トリチウム除去設備の合理化を図ることを構想して研究を行った。試作したバイオリアクターを原研のトリチウム安全性試験装置(CATS)で試験し、空気中トリチウム濃度200Bq/cm
,流量100cm/min,一回通過処理の処理条件で85%の酸化率を得、将来への見通しを得た。
小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1157 - 1164, 2002/11
ITERの安全ロジックに基づいて、核融合動力プラントの安全性について考察した。ITERの方法論は核融合の原理的安全の本質に根ざしたものであり、多くの部分で動力プラントでも適用できる。即ち、放射性物質とエネルギーのソースタームを摘出し、そのハザードの大きさと経路を解析するものであり、核分裂と比較すればその規模と経路の遠さが対策を容易にしている。ITERと動力炉の最大の違いはトリチウムとエネルギーの共存するブランケットであり、インベントリーは同規模でありながらトリチウム処理系の性格が大きく異なる。大量トリチウム除去系が能動的に常時トリチウム放出を管理する特徴から、核融合プラントは異常時のためのシステムを特別に必要としない。
小林 和容; 林 巧; 岩井 保則; 浅沼 徳子; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 41(3), p.673 - 677, 2002/05
安全性が高く社会的に受容される核融合炉の建設には、トリチウムの安全な取り扱い技術(閉じ込め・除去)が必要である。万一のトリチウムの室内漏洩を想定し、その除去挙動を把握するために、大型(12m)の気密簡素化空間(ケーソン)からなるトリチウム安全性試験装置(CATS)を用い、トリチウムの室内漏洩・閉じ込め・除去模擬試験を実施してきた。その結果として、トリチウム水蒸気(HTO)が漏洩した場合には、汚染の残留が検出され、その程度がケーソン内の雰囲気湿度に顕著に依存することがわかった。トリチウムの除去換気中に水分を添加して雰囲気湿度を高めることにより汚染トリチウムの除去が促進されることを見いだした。さらに、HTO吸脱着を考慮した解析モデルにより、実験結果を再現することに成功した。
小林 和容; 林 巧; 岩井 保則; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.1059 - 1064, 2001/11
被引用回数：11 パーセンタイル：61.99(Nuclear Science & Technology)トリチウムの最終閉じ込め系を構成する建屋内におけるトリチウムの挙動及び雰囲気中からのトリチウム除去に関する研究は、核融合炉の安全性を確保するうえで重要である。原研では、12mの大型気密空間からなるトリチウム安全性試験装置を用い、空間中に放出されたトリチウムの挙動について研究してきた。この結果、放出トリチウム中に水蒸気状のものがある場合には残留汚染が顕著に現れてトリチウム除去速度を遅らせること、また、雰囲気の湿度が結果に大きく影響を与えられることを見いだした。さらに、この現象が、トリチウム蒸気の壁面への吸着・脱離によって説明できることを解析によって明らかにした。
林 巧; 小林 和容; 西 正孝
原子力eye, 47(5), p.73 - 76, 2001/05
核融合炉は、放射性物質であるトリチウムを燃料として用いることから、その十分な安全を確保することが重要な課題である。トリチウムは通常、気密の装置の中で安全に取り扱われるが、万一、室内への異常漏洩を想定した場合、換気装置を停止してトリチウムを室内に閉じ込め、除去設備によってトリチウムを除去する。トリチウム除去設備は、触媒酸化水分吸着方式が世界のトリチウム施設で採用され最も実績がある。この実績から、ITERの大規模空間でのトリチウム除去について予測することは可能であるが、安全の立場から、ITERと同程度の大規模空間でトリチウム除去設備の性能を検証することが望まれていた。今回、ロスアラモス国立研究所の所有する3000mの実験室を用い、トリチウムを室内に計画放出して2500m/hの大型トリチウム除去設備の性能を実証する日米共同試験に成功した。
林 巧; 奥野 健二; 石田 敏勝*; 山田 正行; 鈴木 卓美
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.901 - 907, 1998/00
被引用回数：24 パーセンタイル：85.15(Nuclear Science & Technology)ITERクラスの施設におけるトリチウム除去設備は、その安全の考え方及び運転シナリオにもよるが、非常に大規模な設備となり得る。原研では、より小型で効率的なトリチウム除去設備をめざして、気体分離膜の水素及び水蒸気に対する選択的透過性能に着目した新しいシステムを考案、開発してきている。本システムでは、被処理ガスを気体分離膜を介して循環することにより、最終的な処理ガス量を減容し、又、大気中の湿分を直接凝縮する。膜質は、トリチウム成分(HT、HTO)に対する選択的透過性能と耐久性、大容量モジュール(中空糸膜等)の存在からポリイミドとした。現状では、トリチウムでの実証試験済の中空糸膜モジュールは40.1m
1.8m long程度のサイズで、処理流量は、(1)モジュール透過側をパージする方式と(2)高透過タイプ膜の適用により、約1桁(~数100m/mクラス)向上した。このモジュールを適用し、ITER規模用除去設備を設計した。
林 巧
プラズマ・核融合学会誌, 73(12), p.1341 - 1346, 1997/12
より安全性及び社会的受容性の高い核融合エネルギーシステムを建設するためには、通常運転時・点検保守及び異常時におけるトリチウムの作業従事者への被ばく防止、環境への放出量低減など、総合的なトリチウム安全閉じ込め技術の向上が重要な課題の1つである。本章では、核融合炉における閉じ込め系(特に作業室、建屋等)内のトリチウム挙動に関する研究の現状と課題について、(1)トリチウム閉じ込め概念とさらなる安全性向上に向けた研究対象を整理し、(2)現状の研究状況(基礎データ、トリチウム挙動評価手法など)と閉じ込め系開発状況を紹介し、(3)今後の課題(基礎データの整理・拡充と閉じ込め系総合実証試験など)を整理した。
池田 佳隆; 牛草 健吉; 関 正美; 菅沼 和明; 豊島 昇
JAERI-Research 97-075, 15 Pages, 1997/10
JAERI-Research-97-075.pdf:0.89MB
グラファイトタイルから成る第1壁を有するJT-60Uにおいて、電子サイクロトロン共鳴放電洗浄(ECR-DC)を調べた。低域混成波帯熱装置の2GHz帯を用いてトロイダル磁場約0.6TにおいてECR-DCを実施し、最大入射電力125kWまでの準定常運転を行った。グラファイトタイルに対してECR-DCは、リサイクリング率を低下させるが、重水素ECR-DCは重水(m/e=20)脱離に有効であった。さらにグラファイトからのトリチウム除去に対して重水素ECR-DCが効果的であることを明らかにした。
林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 松田 祐二; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1503 - 1508, 1995/10
既存の触媒酸化・水分吸着方式のトリチウム除去系は原研・TPLにおいても十分な除去性能を実証しているが、ITERクラスの大型格納系にスケールアップすると、設備が大きくなりすぎる。このため、当研究室では、気体分離膜を用いたトリチウム除去設備の小型化の研究開発を進めている。市販の大型気体分離膜の中で水素及び水蒸気の窒素に対する透過係数の比の大きなものはポリイミド膜があり、その透過性能(選択的)は入口水素濃度100ppm,トリチウム条件下でも(50ci/mで10年連続運転)変化しないことを確認した。そのポリイミド中空系膜モジュール(40m
程度)を用い、水素及びトリチウムの窒素及び空気からの回収率を、透過/供給流量比(CUT),透過/供給圧力比(
)等をパラメータとして調べた。本報では特に、モジュールの回収性能についてまとめる。
林 巧; 奥野 健二
Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, p.205 - 207, 1994/06
原研・TPLでは、ITER及び将来の核融合炉等大規模トリチウム格納室を必要とする施設にむけ、水素及び水蒸気に対して高い透過性能を有する気体分離膜を用いた新しいコンパクト・トリチウム格納,除去システムの研究開発を行っている。小型のポリイミド膜(気体分離膜)モジュール(有効面積~2m)を用いた予備試験では、(1)トリチウム汚染ガス処理流量を実質的に1桁以上減容できること,(2)室内の湿度が大部分をしめる水を通常の乾燥塔を通す前に直接回収できる可能性があること,(3)以上より、全体のトリチウム除去システムを十分小型化できることなどを確認した。現在、ITER-ADS(雰囲気トリチウム除去設備)の設計に向け、本格的な有効な気体分離膜の透過性能,対トリチウム耐久性等の確認とともに、スケールドモジュール(有効面積~40m)を用いたトリチウム分離特性試験を実施している。
吉田 浩; 清水 徳; 沼田 和義; 奥野 健二; 成瀬 雄二
日本原子力学会誌, 23(12), p.923 - 929, 1981/00
被引用回数：3 パーセンタイル：45.64(Nuclear Science & Technology)触媒酸化反応器および乾燥器を主要構成機器とするトリチウム除去システムの特性を把握するために、水素、メタンを用いてシステム模擬実験を行った。実験に使用したEngelhard社製の貴金属アルミナ系触媒の水分吸着量は、モレキュラーシーブ5Aの平衡吸着量の10%以上に達した。重水素の転換率は,空間速度1800~5100hr
触媒層温度23
C~100Cのとき99.99%以上であり、ガス流量、水素濃度、触媒層温度および吸着水の影響は認められなかった。メタンの転換率は、空間速度2000hr、触媒層温度350C~500Cにおいて99%以上であった。モレキュラーシーブ5Aを充填した乾燥器の水分除去率は、99.9998%に達した。除去システムの循環運転による重水素、メタンの除去速度は、高濃度域では転換率および換気回数をパラメータとする指数関数で推定できた。しかし、低濃度域では器壁からの吸脱着の影響が無視できなくなる。
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。
林 巧; 中村 博文; 岩井 保則; 河村 繕範; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 枝尾 祐希; Perevezentsev, A.*
no journal, ,
日本は、ITERのトリチウム除去系(DS)の50%の調達分担の責任を負っており、現在DSの設計支援、性能実証試験等の活動を行っている。DSは通常時および異常時においてITER施設から排出される空気からトリチウムを除去し、環境へのトリチウム排出量を抑制する安全上の要となるシステムであり、大きく分けて3つの除去システム(トカマク複合建屋除去系、ホットセル施設除去系およびグローブボックス除去系)からなる。基本的に触媒酸化-水分吸着方式を適用するが、ITER-DSでは水分吸着に従来の乾燥塔ではなく、長期運転時の故障確率の低減の観点から、水-水蒸気向流交換法による湿式スクラバ塔(SC法)を採用する。一般に、SC法は産業利用実績を有するが、トリチウム除去系への採用実績は無く、ITERタスクを受け、単体での性能実証試験(1/4規模: 350m/h)を実施して平成25年度ITER機構に報告した。これらを踏まえ、現在、予備設計評価(平成26年度7月)の準備支援を実施しつつ、コスト低減及び工程遅延防止の観点から、ITER機構と共同調達活動を行う案を検討であり、本稿では、これらのDS調達の現状を報告する。
枝尾 祐希; 岩井 保則; 佐藤 克美; 林 巧
no journal, ,
ITERトリチウム除去設備は火災等の異常時においても確実なトリチウム除去性能の維持が求められる。トリチウム酸化触媒塔の設計において、施設内火災時にケーブル被覆材等が燃焼することで発生する炭化水素が漏洩トリチウムと反応し、トリチウム化炭化水素が生成することで、トリチウム酸化反応が阻害され全体のトリチウム除去性能が低下することが懸念される。そこで、ITERでの使用が予定されている低ハロゲンケーブルが燃焼した際に発生するメタン・エチレン・プロピレンガスを混合した火災模擬ガスを用い、トリチウム化炭化水素の生成率とトリチウム除去性能に与える影響を精査した。50
350Cの触媒温度範囲においては難燃性のトリチウム化メタンの生成は極めて小さいこと、また、150C以下ではトリチウム化エチレンの生成率が突出して高いことを明らかにし、炭化水素の種類によってトリチウム化炭化水素の生成率が大きく異なることを見出した。異常時用トリチウム除去系のトリチウム酸化触媒塔の設計においては、ワンススルーの運転を想定した場合、トリチウム化メタンの生成率が小さいためトリチウム化メタン分解用の高温触媒塔を必要としないこと、他のトリチウム化炭化水素は200Cの低温触媒塔で完全燃焼するためトリチウム除去性能へ与える影響は小さいことを明らかにした。
岩井 保則; 近藤 亜貴子*; 枝尾 祐希; 佐藤 克美; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*
no journal, ,
トリチウム取扱施設に火災等の異常事象が生じ、ハロゲンを含むトリチウムガスの処理を想定した場合の触媒や水分吸着剤のハロゲンガス影響を精査した。塩素ガスに長期間さらされた触媒は触媒の水素酸化活性は有意に低下することを確認した。ハロゲンによる触媒活性の低下を抑制するためには白金・パラジウム合金触媒が適していることを確認した。また水素とハロゲン間の触媒反応により生じる酸が触媒活性に強く影響することがわかった。モレキュラーシーブ水分吸着剤は塩素ガス共存下では水分吸着容量が低下する影響が見られた。今後の大量トリチウムの取扱いが必要となる核融合施設のトリチウム除去システムの設計では火災時のハロゲン発生を考慮することが必要である。
松嶌 聡
no journal, ,
「重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉」である「ふげん」は、減速材である重水と中性子の反応等により重水中にトリチウムが生成する。重水中のトリチウム濃度は1979年の運転開始から運転とともに上昇し、2003年の運転終了段階において約250MBq/cmに達した。このため、原子炉運転中はもとより現在の廃止措置段階においても、重水を内包する系統の点検や解体にあたっては、トリチウム拡散防止対策、作業者の防護対策、モニタリングが重要となっている。本報告では、「ふげん」が確立してきたトリチウムの管理技術について、測定、拡散防止、防護、被ばく管理の観点で紹介するとともに、廃止措置段階に入ってから実施している重水を内包する系統のトリチウム除染状況について紹介する。また、トリチウムの取り扱い経験として、環境へのトリチウム放出状況、トリチウム漏えいトラブルの経験を紹介する。
