H/He混成ガスの連続分離基礎実験

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 猪原 崇*

真空, 44(7), p.667 - 670, 2001/07

https://doi.org/10.3131/jvsj.44.667

重水素(D)-トリチウム(T)を燃料とする核融合炉(D+THe+n)では、反応灰物質としてヘリウム(He)が炉心プラズマ部で生成する。このHe不純物が炉心部に蓄積すると燃料濃度の低下による核融合出力の低下を引き起こし、正常な炉の運転が阻害される。そのため、炉心部のHe不純物を炉外に真空ポンプで排気除去する必要がある。一方、連続排気ができ、He等の特定ガスのみを連続排気(選択排気)できるポンプは実用化されていない。そのため、現有の真空ポンプではHe不純物と未反応燃料の混合ガス(未反応燃料90%)を排気することになり、燃料利用効率を向上させるうえで、排気ガス中から未反応燃料を分離回収し、再使用することが是非とも必要である。ここでは、H/He混合ガスを例として、選択排気技術についての基礎実験を行ったので報告する。

Tritium test of cryogenic molecular sieve bed for He GDC gas cleanup by 60SLM test loop

榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二

Fusion Technology, 30(3), p.885 - 889, 1996/12

低温モレキュラーシーブ塔は、ヘリウム放電洗浄排ガスのトリチウム浄化装置として、ITERの設計候補となっている。本報告では、実条件を模擬したガスを用いて、トリチウムの低温モレキュラーシーブ塔による除去性能を実証し、ベンチスケール実験のデータからの予測性能と比較を行った。実験の結果、予測値と実測値は概ね良い一致を示し、開発した設計予測方法がスケールアップに利用できることが確認された。また除去性能としては、非常に良い性能であることが実証された。さらに、使用後の低温モレキュラーシーブ塔の再生方法についても実験を行い、有効な再生方法の検証を行った。再生運転に関しても、ベンチスケールデータによる予測が可能であることが明らかとなった。減圧再生により所要時間の短縮が可能であることが実証され、実機用システム設計のデータとして必要不可欠な情報が定量的に明らかになった。

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。

Joint operation of TSTA under the collaboration between JAERI and DOE; TSTA loop run October 1990, from October 1990 tritium run test plan and result, TTA-TP-100-19

小西 哲之; 大平 茂; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; Sherman, R. H.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-085, 40 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-085.pdf:0.8MB

原研は日米協力協定AnnexIVに基づいて米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの模擬試験を共同で行っている。本試験は1990年10月に行ったもので、同位体分離システムにおいては3カラムによる運転、分離特性の測定、また燃料精製系ではモレキュラーシーブ塔に固定されて残留するトリチウムの挙動測定を主要な目的とした。システムは5日間に渡って安定に運転され、高濃度Tの代りにDTを供給燃料として取り出す簡便な配位が実証された。また、深冷分離塔の塔内成分分布の定量的な測定に成功した。燃料精製系では装置停止後もモレキュラーシーブに残留するトリチウムのインベントリーに与える影響が明らかとなった。

Radiation-induced chemical reaction of methane in the presence of X- and Y-type molecular sieves

清水 雄一; 永井 士郎

Radiation Physics and Chemistry, 36(6), p.763 - 766, 1990/00

https://doi.org/10.1016/1359-0197(90)90175-H

X(13X)およびY(SK-40)型モレキュラーシーブスの存在下において300Cでメタンを電子線照射すると、水素およびCまでの炭化水素が生成した。炭化水素の収量は、エチレンを除き、いずれも照射時間と共にわずかに増加した。SK-40上での炭化水素の収量はモレキュラーシーブ非存在下の収量よりも大きいが、13Xでは小さかった。このように、SK-40はメタンの放射線分解に対して触媒活性を示すが、13Xはほとんど示さなかった。13XおよびSK-40上での炭化水素分布はモレキュラーシーブ非存在下での炭化水素分布とほとんど同じであった。また、メタンの放射線分解に対する各種のモレキュラーシーブスの触媒活性の度合いは直鎖炭化水素の熱触媒反応における触媒活性の度合いとは著しく異なることが明らかになった。これらの結果を、エネルギー移動およびモレキュラーシーブの細孔径と生成分子の分子径との関係の観点から議論した。

Storage krypton-85 by adsorption method

山本 忠利; 津久井 公平; 大塚 徳勝

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(5), p.372 - 380, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.372

吸着材を用いた常温常圧下におけるKr貯蔵法について基礎的検討を加えた後、長時間(38日間)のKr貯蔵試験を実施し、本貯蔵法の安全性を実証した。天然Krによる基礎実験で採りあげた吸着材の中で、最も吸着量の大きいものは、モレキュラーシーブスではAW-500(16.4ccSTP/g)、活性炭ではツルミ製のHC-30E(33.2ccSTP/g)であった。Krの吸着量はPbの添加および10Mradの照射により僅かに低下した。共存ガスとしての空気とXeの影響度を比較すると、Xeの影響は空気のそれより大きかった。さらに、100CiのKrを貯蔵した容器内の圧力は4%変動し、Krリークレートは10cc・atm/secオーダであった。また、崩壊による発熱は問題にならないことが分った。このことから、本貯蔵法はKrを長期にわたって安全に貯蔵できることが明らかとなった。

水素およびメタンによるトリチウム除去システムの模擬実験

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

https://doi.org/10.3327/jaesj.23.923

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23C~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。