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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。
堀川 豊彦*; 神永 敦嗣; 中村 博文; 東島 智; 新井 貴; 久保 博孝; 小西 哲之*; 西川 正史*
JAERI-Tech 2003-082, 66 Pages, 2003/12
JAERI-Tech-2003-082.pdf:3.44MB
放電洗浄中の真空容器内からの排ガスの組成を調べることは、水素同位体の除去特性の評価のための基本的な事項であるとともに、核融合炉の燃料サイクルシステム設計上有益なデータとなる。JT-60Uで実施した放電洗浄試験において、ガスクロマトグラフを用いて真空容器から排出される水素,炭化水素等の化学種の濃度及びそれらの時間挙動を分析した。排ガスからは水素,炭化水素等が検出され、真空容器第一壁温度が高いほど、また洗浄方法ではグロー放電洗浄(GDC)において、化学種が増加する傾向が見られた。排出能力は、GDCで最も高く、テイラー放電洗浄と電子サイクロトロン共鳴放電洗浄では低く、別途測定されたトリチウムの排出との相関が認められた。炭化水素の化学種としてメタン,エチレン,アセチレン及びエタンが検出された。生成量はH
を用いたGDCで大きく、また第一壁温度に依存した。ITERの重要課題であるトリチウム炭素共堆積層の除去の観点から、反応に伴う炭素消費量を評価し、GDC1時間あたり単一層程度の除去であることがわかった。
岡野 文範; 鈴木 貞明
JAERI-Tech 2003-059, 57 Pages, 2003/06
JAERI-Tech-2003-059.pdf:11.92MB
JFT-2M本体付属設備は、JFT-2M本体装置を運転・維持管理するうえで必要とする周辺設備であり、真空排気設備,ガス導入設備,本体リークテスト設備,冷却設備,Heグロー放電洗浄・ボロナイゼーション設備及びベーキング設備からなる。ベーキング設備を除いた本体付属設備の制御システムは、平成12年度から14年度にかけて改造を行った。本体付属設備の従来の制御システムは旧式のため種々の機器の能力不足が著しく、JFT-2Mの多様な実験モードに対応できなくなってきた。そのため、制御システムはパーソナルコンピュータ(PC)を用いた統括制御により、設備内各機器からの大量な情報の収集機能や操作性の大幅な向上を図り、トラブルの早期発見・早期対策が可能なシステムに改造した。本報告書は、改造を行った本体付属設備の概要を含めて制御システムの機能を詳細に記載した。特にHeグロー放電洗浄・ボロナイゼーション設備については、制御機能に関する複雑でシーケンシャルな動きも詳細に記載し、運転マニュアルとしても用いることができる内容とした。
東島 智; 中村 博文; 堀川 豊彦*; 神永 敦嗣; 関 正美; 久保 博孝; 小西 哲之; 田辺 哲朗*
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
国際熱核融合実験炉(ITER)では、炭素タイルや炭素再堆積層に含まれるトリチウムが運転を制限する可能性があり、トリチウムリテンションを下げる手法の確立が望まれている。また、除去されるトリチウムの化学形に対する知見は、トリチウム回収プラントを設計するうえで不可欠である。JT-60Uではこれまで、不純物低減・粒子リサイクリング低減の観点から壁調整法を開発して来たが、水素同位体除去の観点からも壁調整法の最適化が必要である。そこで、大型トカマク装置における真空容器内の水素同位体挙動を研究し、その有効な除去方法を探索することを目的として、壁調整放電を実施した。講演では、水素同位体除去を目的としたJT-60U壁調整放電の解析結果を報告する。
河村 繕範; 小西 哲之; 西 正孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.536 - 542, 2000/06
低温モレキュラーシーブ塔は、核融合炉増殖トリチウム回収システムへの適用が検討されており、モレキュラーシーブ5Aは、それに用いられる有力な吸着剤候補である。吸着塔の設計には、精度の良い吸着平衡式が必要である。本研究ではモレキュラーシーブ5Aにおける軽水素と重水素の吸着量を77Kから195Kの温度範囲で定量した。吸着量は2サイト・ラングミュアモデルで精度良く表現できた。また温度依存性から、仮定している2種の吸着サイト各々について、みかけの吸着熱を求めた。さらに、トリチウムを含む成分の吸着量を換算質量を用いて推定した。
新田 秀行*; 小野 正博*
JNC TJ8420 2000-010, 171 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-010.pdf:5.34MB
表面汚染が主な放射性固体廃棄物に対して、高除染度の得られる可能性がある技術として、レーザークリーニング法、真空アーククリーニング法について、文献および特許調査を実施した。また、得られた情報に基づき具体的な適用例として集合型遠心機チェンバーの胴体部を除染するための装置の概念設計及び経済性評価を実施した。固体表面クリーニング技術(レーザー法、放電法)の現状調査では、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。また、クリーニングシステムを設計するために有用な情報を構成機器毎にまとめた。除染処理への検討例、適用例等の調査と評価では、固体表面クリーニング技術と同様、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。これら調査結果に基づき、炭酸ガスレーザー、YAGレーザー、真空アークそれぞれを用いた除染処理プロセス・装置概念設計を実施し、装置および処理プロセス概念の具体化をはかった。いずれの装置も回転リングを用いて除染対象物を回転させ、除染ヘッドを除染対象物の円周方向に走査することにより、除染速度が一定となるように設計した。本概念設計結果に基づき、各除染システムの経済性について比較評価した。
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。
笹島 唯之; 児玉 幸三; 本田 正男; 新井 貴; 正木 圭; 森本 将明*; 高橋 昇龍*
KEK Proceedings 99-17 (CD-ROM), 4 Pages, 1999/00
グロー放電洗浄は真空容器内に設置した電極を陽極として真空容器との間に印加し、スパッタリング現象を利用して第一壁や真空容器内壁の洗浄を行うものである。グロー放電洗浄を効率的に行うには、真空容器内に設置する電極数を増やしてグロー放電電流を大きくすることが必要である。核融合実験装置の真空容器では、一搬に、計測用ポートに電極を設置するが、JT-60ではグロー放電用に使用できるポート数に制約がある。この問題を解決するため、真空容器の内面を保護するために貼られているタイル(第一壁)を電極として利用する第一壁兼用のグロー放電電極を開発した。本講演では、第一壁グロー放電電極の構造、運転における問題点について報告する。
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。
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。
小西 哲之; 榎枝 幹男; 山西 敏彦; 奥野 健二
Fusion Technology 1996, 0, p.1221 - 1224, 1996/00
原研はITERなどの次期装置を念頭においた核融合炉燃料循環系の研究開発を実施している。主要な構成要素は、トーラス排気を処理して水素同位体を精製回収するシステム、同位体分離システム及びブランケットからのトリチウム回収を行う低温モレキュラーシーブシステムである。それぞれが原研独自の発想に基づくプロセス構成であり、構成コンポーネント特性研究、大量トリチウムを用いた総合システム試験、数値計算などにより開発を進めている。また、これらの開発研究で得られたデータに基づいてITERの燃料系全体のシステム設計を行った。
新井 貴; 山本 正弘; 秋野 昇; 児玉 幸三; 中村 博雄; 新倉 節夫*; 高津 英幸; 清水 正亜; 大久保 実; 太田 充; et al.
Journal of Nuclear Materials, 145-147, p.686 - 690, 1987/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.64(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60の建設時期からの真空容器の清浄化処理および昭和60年4月~6月の運転期間における放電洗浄の効果について述べる。 JT-60の放電洗浄は、弱電流パルス放電洗浄であり、パラメータサーベイの結果、真空容器圧力5
10
Pa程度ガス流量にして1.0Pam/s程度、トロイダル磁場0.45T、プラズマ電流30KA、放電時間40msの条件にて行われた。また真空容器を高温にして放電洗浄効果を高めた。 これにより、実験放電は、ダイバータ有の場合、プラズマ電流1.85MA、プラズマ密度5.710
コ/mを得ることができた。
松崎 誼; 小川 宏明; 三浦 幸俊; 大塚 英男; 鈴木 紀男; 山内 俊彦; 谷 孝志; 森 雅博
Journal of Nuclear Materials, 145-147, p.704 - 708, 1987/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.63(Materials Science, Multidisciplinary)JFT-2Mでは放電洗浄の最適な選択・組合せにより、low Zeffプラズマ生成を目指している。これ迄テーラ型放電洗浄(TDC)、グロー放電洗浄(GDC)、ECR放電洗浄(ECR-DC)の各方式を適用し、その効果を実験した。この実験では三方式の比較を行う。三方式の主な運転パラメータはTDCでI
~20kA,GDCでI
~1.5A2,ECR-DCではP
~2.3kWである。まずマス・アナ、オージェ電子分光器で各方式の洗浄効果を観察した。TDCは酸素を主に、GDCは炭素を主に、ECR-DCでは双方を比較的良く除去する事が判明した。更に容器へ0.03Torr・lの酸素を注入、壁を汚染する。そのトカマク放電、放電洗浄を繰り返してトカマクプラズマの変化を調べた。その結果TDC、ECR-DCではVe,Prad/ne,O?V/neの減少など洗浄効果が出たが、GDCではプラズマにその様な効果は表われなかった。
中村 博雄; 安東 俊郎; 新倉 節夫*; 新井 貴; 山本 正弘; JT-60チーム
JAERI-M 86-173, 34 Pages, 1986/11
JT-60のジュ-ル実験におけるプラズマ・壁相互作用に関する実験結果について述べた。JT-60では、第1壁が全て20
m厚さのTiCで被覆されている。そのため、放電洗浄、リサイクリング等の特性に、TiC被覆第1壁の興味有る特徴が見られた。リミタ放電においても、密度制御が容易であることが判った。ダイバ-タ板でのリモ-トク-リングによる熱負荷の軽減が観測された。実験後の第1壁観察により、第1壁の大きな損傷は、約10000個の第1壁部材中の僅か1個である事が判った。また、粒子制御実験として、ポンプリミタおよびダイバ-タ排気実験を行ない、有効性を明らかにした。
松崎 誼; 大塚 英男; 谷 孝志
Japanese Journal of Applied Physics, 25(3), p.L209 - L211, 1986/00
被引用回数：9 パーセンタイル：46.68(Physics, Applied)JFT-2Mトカマクにおいて電子サイクロトロン共鳴プラズマによる放電洗浄(ECR-DC)を行った。ECR-DCの装置として2.45GHz,5kW CWの高周波発振装置とヘリカルアンテナ付ランチャーを製作・据付けた。ECR-DCの洗浄効果を直接観察するため、Moサンプルをリミタ位置まで挿入・照射し,その場でオージェ電子分光器(AES)で表面成分を観察した。その結果、酸素成分は照射前の28at.%から9at.%と約1/3に減少した。母材であるMoでは12at.%から34at.%となり、照射前より約3倍露出した。炭素成分は一旦減少するが、その後徐々に増加する。増加した炭素のオージェ電子ラインの形は、純粋なカーボンに似ている。120
Cベーキング中での放電洗浄ではイオウが現われる。これはステンレス鋼中のイオウが、ベーキングによって表面へ露出し、それがプラズマによりサンプル表面へ移送・堆積したものである。
横倉 賢治; 松崎 誼; 谷 孝志; 菊池 一夫; 椛澤 稔; 長谷川 浩一; 岡野 文範; 樫村 隆則; 鈴木 紀男; 木島 滋; et al.
真空, 26(4), p.300 - 311, 1983/00
JFT-2トカマクプラズマ装置を使用して、グロー放電洗浄(GDC)の手法開発を行い、GDCの洗浄効果とTDCの洗浄効果との比較を行なった。また、それぞれの役割を実験結果から明確にした論文である。
