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岩井 保則; 山西 敏彦; 大平 茂; 鈴木 卓美; 洲 亘; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.553 - 560, 2002/11
被引用回数：14 パーセンタイル：63.36(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法を採用した水素同位体分離システム(ISS)は核融合炉の燃料循環システムを構成する中核機器の一つである。国際熱核融合実験炉ITERのISS設計にあたり、設計検討上必要な体系的データ取得を目的とした深冷蒸留実験を実施した。得られた主な結果は以下の通りである。(1)ISS設計のキーパラメーターである理論段相当高の値は、実験から5cmと評価した。この値はITER-ISSの設計に採用された。(2)ISS制御ツールとしてレーザーラマン分光法を用いた高速遠隔多点水素同位体分析システムの開発を進め、水素同位体6成分(H2, HD, HT, D2, DT, T2)を1分以内に分析限界1000ppmの精度で分析できることを実証した。本システムの長期間信頼性は、2年間に渡り機器故障なく使用できた実績により確証した。(3)ISS動作評価コードを実験結果と比較検討を行うことで改良し、蒸留塔の動特性を模擬することに成功した。一連の実験を通し、ISSの設計手法及び運転手法を確立した。
有田 忠明*; 山西 敏彦; 岩井 保則; 西 正孝; 山本 一良*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.1116 - 1120, 2002/05
深冷壁熱拡散塔の分離係数をH(水素)-D(重水素),H-T(トリチウム)系で測定した。塔は高さ1.5m,内径0.03mである。塔の中心に同心状に設置するヒーターとして、径0.05mmのタングステン線と、径11mmのシースヒーター型のものを使用し試験した。塔の分離係数は、ヒーター温度の増加とともに増大する。また塔への供給流量の増加に対して、分離係数は減少し最適圧力は増大する。タングステン線使用時の全還流操作時の最大分離係数は、温度1273Kで、H-D系では49.2,H-T系の条件では284であった。供給流量10cm
/min,温度1273K,H-T系の条件で、タングステン線ヒーター使用の場合、最大分離係数は55であったが、シースヒータ使用の場合には温度が763K以外は同条件で、2660の高い分離係数を得た。これは、ヒーター径が大きくなることで、塔内の温度分布勾配が大きくなることによるものである。
岩井 保則; 中村 博文; 小西 哲之; 西 正孝; Willms, R. S.*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.668 - 672, 2002/05
核融合実験炉の燃料循環システムではトリチウムの大部分が水素同位体分離システム(ISS)の深冷蒸留塔に液の形で滞留する。ISSの冷却材喪失事象は塔内の液化水素の異常な蒸発を引起こす。核融合炉の安全性の観点から、冷却材喪失事象時のISSの挙動を把握し、数値評価手法を確立することを目的に、日米協力の下、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の核融合実験炉規模の深冷蒸留塔で冷却材喪失事象模擬試験を世界で初めて実施した。定常状態における深冷蒸留塔内の水素同位体インベントリーの所在を評価した後、冷凍機を手動で停止させることで冷却材喪失事象を模擬した。また同時に再沸器のヒーター出力を零とした。塔内の圧力が定常時の106.7kPaから液の蒸発とともに上昇し、235kPaに達するまでに90分を要することを観測し、水素吸蔵ベットを用いた水素急速回収等により圧力上昇を防ぐ十分な時間猶予があることを見いだした。
山井 英樹*; 小西 哲之; 原 正秀*; 奥野 健二; 山本 一良*
Fusion Technology, 28(3), p.1591 - 1596, 1995/10
LPCE(液相触媒交換)法はトリチウム水からのトリチウム濃縮・除去に有効である。この処理法では水-水素の相交換器が必要であり、従来法では電解漕でのトリチウムインベントリと電力消費が問題となる。原研においてトリチウム水分解のために広範な研究を行ってきている固体電解質セルは、この問題を解決しうる。このセルでの反応は自発的に起こり、したがって原理的にはほとんどエネルギーを消費しない。内外表面に白金を塗布したジルコニアセラミックを用いて実験を行った。相変換の効率は、電極間の電気化学ポテンシャルの函数である。相変換効率の実験結果はほぼ理論値と一致した。またトリクルベッドに基づく疎水性触媒充填の向流接触水-水素交換塔は現在研究中である。白金を担持したスチレンジビニルベンゼン共重合体を充填した比較的短い塔を用いて予備実験を行った。今後は長尺化した塔と固体電解質セルとの結合を計画している。
山井 英樹*; 小西 哲之; 山西 敏彦; 奥野 健二
Fusion Technology, 26(3), p.654 - 658, 1994/11
LPCE(液相触媒交換)はトリチウム水からのトリチウム濃縮・除去に有効である。従来のLPCE塔は鉛直な直線塔であるが、われわれは螺線型の新しい塔を提案した。塔の性能は2つの容量係数で定量化でき、同係数を知ることは塔の特性評価と最適設計を行ううえで重要である。この研究の目的は動作中の塔における容量係数測定法の確立とその測定、さらに螺線塔の技術的成立性を調査することにある。検討と実験の結果、塔両端の液・蒸気・気相における同位体濃度を実測する方法で容量係数を測定する方法を確立し、空塔速度に対する同係数を実測した。また塔内面に粗面加工を施す事により、傾斜(螺線)塔でも未加工・鉛直時と同等の性能が得られることがわかった。この事は螺線塔の技術的成立性を示すものと考えている。
山西 敏彦; 榎枝 幹男; 奥野 健二
JAERI-Tech 94-011, 32 Pages, 1994/07
ITER規模の核融合炉における燃料サイクルのための深冷蒸留塔カスケードを提案した。カスケードは3本の塔からなり、以下の重要な特長を持っている。カスケードを構成するすべての塔に対し、塔底あるいは塔頂流どちらかがより重要である。サイドカット流を、製品あるいは下流の塔のフィード流としていない。塔間のリサイクル流がない。カスケードを構成する各々の塔に対して、制御系を設計した。重要な製品流中の鍵となる成分を選択し、その成分の分析手段を提案した。設計した制御系は、鍵となる成分の分析が遅れ時間なく可能ならば安定である。一つの解析による重要な結論として、制御系を安定させるために許される分析時間が約30分であることが判明した。ガスクロマトグラフにより、水素同位体の分析を30分間で行うことは可能であり、制御系の分析手段として用いられることは可能である。
奥野 健二; 松田 祐二; 小西 哲之; 山西 敏彦; 林 巧; 成瀬 雄二
Fusion Technology 1992, p.1196 - 1200, 1993/00
本報告は、トリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム工学に関して実施された研究開発をレビューするものであり、(1)トリチウム精製・捕集・回収については電解セルを中心としたシステム開発、(2)水素同位体分解については深冷蒸留塔および深冷壁熱拡散塔の研究開発、(3)トリチウム分析測定については、レーザーラマン法による「その場」分析法の開発、(4)トリチウム安全取扱については、ポリイミドを用いたトリチウム分離膜の開発、等についてその成果を紹介する。
井上 雅彦; 小西 哲之; 山西 敏彦; 大平 茂; 渡辺 哲郎*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Sherman, R. H.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; et al.
Fusion Technology, 21(2P2), p.293 - 298, 1992/03
被引用回数：3 パーセンタイル：35.32(Nuclear Science & Technology)TSTA(Tritium Systems Test Assembly)の水素同位体分離システムは、4本の深冷蒸留塔より構成され、核融合燃料サイクルにおいて高純度T
,D,及びDTを得ると共に、トリチウムフリーのHを除去することを目的に設計されたものである。しかるに実際の核融合炉では、高純度DT及びTは必ずしも必要としないことが予想され、この場合、4塔カスケードを3塔カスケードに縮小することが可能である。本実験では、この3塔カスケードの分離特性を検討した。実験は、21.5gH, 280.1gD, 84.5gTを用い、6日間連続で行われた。その結果、塔が1本減少したことでシステムの安定性が大きく向上し、又、本3塔カスケードが達成すべき分離性能(高純度Dを得る。トリチウムフリーのHを除去する。)を満足することが実証された。本3塔カスケードは、核融合燃料サイクルの水素同位体分離システムとして有効である。
Penzhorn, R.-D.*; Abdallah, J.*; Haange, R.*; Hircq, B.*; Meikle, A.*; 成瀬 雄二
Fusion Engineering and Design, 16, p.141 - 157, 1991/12
被引用回数：11 パーセンタイル：74.4(Nuclear Science & Technology)核融合炉の燃料サイクルを構成する主要システム、すなわち、プラズマ真空排気,プラズマ排ガス処理,水素同位体分離,トリチウム貯蔵,ブランケットトリチウム回収等のトリチウムシステムについて、世界各国の主要研究機関における研究開発の進展状況をまとめたものである。
吉田 浩; 榎枝 幹男; 小原 敦*; 田中 茂; 大川 慶直; 長倉 正昭*; 内藤 大靖*; 長島 一寛*
JAERI-M 90-233, 38 Pages, 1991/01
国際熱核融合実験炉(ITER)の燃料系概念設計において、日本はトリチウムにかかわる全てのサブシスを考慮した総合設計を行った。ITERでは以下のサブシステムが必要とされる:燃料供給系(ガスパフ系,ペレット入射系)、トーラス排気系、プラズマ排ガス精製系、水素同位体分離系、NBI及びRFまわりのトリチウム系、ブランケット系、一次冷却水処理系、安全系、廃液処理系。水素同位体分離系は、これらの系統から回収されるトリチウムを分離、濃縮し、プラズマ条件を満足する燃料ガスとする役目を持つものである。本報は、日本が提案した水素同位体分離システムに関するパラメータ解析及び設計の結果をまとめたものである。
山西 敏彦; 木下 正弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(11), p.853 - 861, 1984/00
被引用回数：21 パーセンタイル：85.09(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法による水素同位体分離の予備実験が、非常に内径の小さい塔(~2cm)を用いてN-Ar系で行われた。実験は全環流操作により行われ、塔性能に及ぼす充填物の種類の影響が検討された。用いた充填物は、ディクソンリング,ヘリパック,ヘリックス,コイルパックの4種類である。その結果、オーバーオールなHETPは、ディクソンリング,コイルパックで約5.5cm、ヘリックス,ヘリパックでは約6cmとなった。加えて、オーバーオールなHETPは、蒸気流量に対しほとんど依存性を示さなかった。また、蒸気流量が比較的大きい場合は、コイルパック以外の充填物では、塔上部と下部のHETPは一致した。なお塔の圧損は、ディクソンリングを用いた場合が最も小さかった。以上の結果から、4種類のパッキングの中で、ディクソンリングが最も優れていると結論することができる。
木下 正弘; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 2, p.410 - 425, 1982/00
核融合炉主冷却系のトリチウム回収プロセスにおける深冷蒸留システムは、1本の蒸留塔と1基の同位体平衡器から構成される。塔の途中から液の一部をサイドカットとして抜き出し、常温で操作される同位体平衡器を通過させて組成変換を行った後、再冷液化して再びフィードに戻すという特殊な構成を持っているため、厳密なシミュレーションには困難が伴う。本研究では、システムのシミュレーション問題を1変数最適化問題に帰着させ、黄金分割法を適用してその難点を解決した。解析の結果、フィード供給位置及びサイドカット抜き出し位置が塔の分離特性に比較的大きく影響すること、H・HT・Tの流れをほぼ完全にHとTの流れに分離できること、トリチウムの崩壊熱及び溶液の非理想性(ラウールの法則からはずれること)による分離性能低下の問題は、全理論段数に約30%の余裕をもたせることによって解決できることなどが明らかとなった。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二; 田中 吉左右
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.525 - 539, 1981/00
被引用回数：11 パーセンタイル：78.11(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法は、核融合炉燃料給排気系の水素同位体分離プロセス用として最も有望視されている方法の1つである。そこで、深冷蒸留法に関する研究開発の第1段階として、深冷蒸留塔の定常時の分離特性を解析するためのコンピューターコードを開発した。4本の蒸留塔と2基の同位体平衡器から構成される典型的なシステムを対象とし、システム最適化のための詳細なパラメーターサーベイを行い、全理論段数、還流比、フィード供給段位置が塔の分離特性に及ぼす影響を明らかにした。また、トリチウムの崩壊熱の影響について調べ、フィード中にトリチウムが高濃度で含まれている場合にはかなりの分離性能低下が起こるため、還流比を増すか、塔の回収部を冷凍しなければ性能は確保できないという重要な結果を得た。さらに、現在までに報告されている工学データをもとに、各塔の概略の規模(充填高さ、塔内径、コンデンサーの負荷など)を評価した。
木下 正弘; 成瀬 雄二
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(8), p.595 - 607, 1981/00
被引用回数：10 パーセンタイル：75.8(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留システムの制御系を設計するためには、システムの動特性を把握しておくことが必要である。そこで、先に我々が最適化シミュレーションを行った核融合炉燃料給排気系の深冷蒸留システム(4本の蒸留塔と2基の同位体平衡器から構成される)のうち、第1塔(全理論段数=70)を対象とした動特性解析を開始した。塔の缶出流中のプロチウムHのアトム分率X
を制御変数、還流比を操作変数、フィード流中のHのアトム分率Zの変化を外乱に想定し、調節計にPI(比例積分)動作を選定した負のフィードバック回路を構成してXを定値制御することを考えた。その場合に安定かつ良好な制御を得ることができる比例感度K及び積分時間Tiの値の決定基準を導いた。さらに、Zのステップ変化に対するXの応答をK及びTiの値のいくつかの組み合わせに対して調べ、その決定基準の妥当性を検証した。
木下 正弘; 成瀬 雄二
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(9), p.718 - 726, 1981/00
被引用回数：5 パーセンタイル：58.08(Nuclear Science & Technology)多成分カスケード計算を行なうための1つの新しい解析手法を開発した。モデルは、多段フィード、多段サイドカットを考慮できる汎用性の高いもので、解析手法は、モデル式全体を同時に取り扱い、厳密解を傾斜法によって効率的に求めるものである。開発した解析手法を用いて、核融合炉燃料給排気系における水素同位体分離プロセス用に多孔質隔膜法を採用した場合を想定し、カスケードシステムの定常分離特性を解析した。分離仕様を満たすことが出来るようなシステム構成(2つのカスケードと2基の同位体平衡器から成り、2つのフィードバック流れを持つ)を考えると共に、各カスケードに対してパラメーターサーベイを行なった。その結果、上記解析手法の有用性が確認された。同時に、多孔質隔膜法は、わが国においてもかなりの技術経験があることを考えると、上記プロセス用に有望な方法の1つとして再評価する必要があるものと推定された。
木下 正弘; 成瀬 雄二
JAERI-M 9238, 40 Pages, 1980/12
本報の主目的は、気液平衡関係や蒸発潜熱、気液の定圧比熱などの水素同位体の熱力学的諸性質が深冷蒸留塔の分離特性にいかなる影響を及ぼすかについて調べることである。他の熱力学変数に比べ、溶液がラウールの法則から少しずれることの影響が比較的大きいことが推定された。特に、ラウールの法則を仮定して解析を行うと、留出及び缶出流中の微量成分の推定量に誤差が大きくなる。本報では、解析モデルの中に溶液の非理想性とトリチウムの崩壊熱を組み入れることの重要性、ならびに水素同位体の気液平衡関係に関する実験研究推進の必要性が指摘されている。
