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山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 鵜澤 将行*; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.63 - 66, 2005/07
被引用回数：6 パーセンタイル：40.47(Nuclear Science & Technology)増殖ブランケットにおけるヘリウム(He)スイープガス中のトリチウム(T)回収を目的として液体窒素冷却低温吸着塔を開発した。吸着塔は、Heスイープガスから、Tを含む水素同位体を少量のHeとともに分離するものであり、そのガスを燃料処理系に送り処理することでT回収が最終的に成立する。本論文は、吸着塔と燃料処理系の連結実証試験を行い、連結時のシステムの成立性及び応答特性を報告するものである。ブランケットスイープ模擬ガス(ITERテストブランケットと同規模流量及び組成)を低温吸着塔に供給して軽水素(H)及びTを吸着し、減圧・昇温により塔を再生してそのガスを不純物除去装置(パラジウム膜拡散器)に送り、H及びTのみを最終的に回収した。吸着塔再生は、初期は減圧操作のみであり、吸着塔内の残留Heのみがパラジウム膜拡散器に送られる。その後の昇温により、H及びTが急速に脱着してパラジウム拡散器に送られる。この組成の大幅な変化に対し、システムは問題なく稼働し、吸着塔に送られた水素同位体ガス(H及びT)と再生操作で最終的に回収された水素同位体ガス量は、測定誤差範囲内で一致(99%以上の水素同位体回収を実証)し、システムの定量的成立性が実証された。
河村 繕範; 小西 哲之; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.389 - 394, 2001/11
被引用回数：26 パーセンタイル：85.07(Nuclear Science & Technology)核融合炉燃料サイクルの研究開発において、水素同位体の分離分析は必要不可欠である。低温ガスクロマトグラフは、感度や再現性においてほかの分析手段に勝るが、分析時間が長く、急激な組成変化をともなう系や分析結果をもとにプロセス制御を行う場合には対応できない。その解決方法として、小型高速ガスクロマトグラフの低温仕様への改造を提案し、既に良好な結果を得ている。今回は分離カラムを充填カラムからキャピラリーカラムにかえて分離分析性能を調べた。キャピラリーカラムの使用でさらに分析時間を充填カラムの半分以下に短縮できた。また低温吸着の知見をもとに実際には分析を行っていないトリチウムを含む成分の出現位置も予測できるようになり、水素同位体全6成分の実用レベルでの短時間分離分析への見通しを得た。
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。
榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二; 田中 憲一*; 植竹 満*; 西川 正史*
Proceedings of 4th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interface (CBBI-4), p.356 - 372, 1995/10
低温吸着法は固体ブランケットからH
とHTを回収するプロセスとして有望視されている。ITERの設計においては4.368
10
l/minの大流量のヘリウムパージガスから1000ppmのHと10ppmのHTのみを回収することとなっており、このようなきびしい条件での低温吸着システムを設計するためには、実ガス受験に近いガスを用いての小流量からの基礎データのつみ上げとスケールアップ実験を行うことが必要不可欠である。本報告では、1l/minの基礎実験によるデータとそれを用いた60l/minのスケールアップ実験に関して実ガスと同組成のトリチウムを用いて得られた結果について発表する。また微量含まれると予想される不純物の回収効率に及ぼす影響についてもメタンを用いて実験データを得た。これらの実験データを基にして低温吸着プロセスのシミュレーションモデルを構築し実験データによってその検証を行った結果を報告する。
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。
小西 哲之; 林 巧; 山西 敏彦; 中村 博文; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; et al.
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.204 - 207, 1993/00
Tritium Systems Test Assembly(TSTA)は米国ロスアラモス国立研究所の実験炉規模の核融合炉燃料循環系の模擬装置であり、原研とDOEの米国協力により運転されている。1992年4月~5月にかけて、100gレベルのトリチウムを用いて25日間の連続試験を行った。模擬プラズマ排ガスとしてHDT,He,CH
,N混合ガスを用い、連続的に不純物の処理と同位体分離を行った。不純物処理は米国の精製系では低温吸着と金属マグネシウムによる水分解,原研製装置J-FCUでは、パラジウム透過と固体電解質セルによる水蒸気電解を用いた。同位体分離は4塔の深冷蒸留により、ラマン分光分析による連続分析を用いて安全な運転が行われた。一連の結果によりITERの1/5規模での定常燃料循環系の運転が実証されるとともに、高純度トリチウムが回収された。
吉田 浩; 小西 哲之; 成瀬 雄二
JAERI-M 9747, 36 Pages, 1981/10
D-T核融合炉の燃料循環系を対象としたパラジウム拡散器およびこれを用いた燃料精製システム(Fuel Cleanup System)に関する予備的な設計を行なった。パラジウム合金膜の適用性は、筆者らの既往研究に基づいて検討した。パラジウム拡散器の操作条件は実験により決定し、その形状、大きさはコンピューター解析結果にに基づいて設定した。精製システムの設計は、Los Alamos Scientific Laboratory)のTSTA(Tritium Systems Test Assembly)における供給ガス条件に従った。本システムの必要機器は、パラジウム拡散器、触媒酸化反応器、低温トラップ、亜鉛ベッド、真空ポンプなどであり、システムの単純さや操作条件において幾つかの利点が挙げられる。この設計は、容易に他のD-T炉燃料排ガス条件に拡張することができる。
