Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
西 正孝; 山西 敏彦; 林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美
プラズマ・核融合学会誌, 79(10), p.1078 - 1084, 2003/10
原研トリチウムプロセス研究棟(TPL)では核融合炉の燃料プロセス技術及びトリチウム安全取扱技術の研究開発が進められてきた。TPLは1g(約0.36PBq)以上のトリチウムを取り扱うことの許可された国内唯一の施設であり、その運転管理自体が核融合炉施設の開発にとってトリチウム管理の観点から重要である。TPLでは1988年以来、22PBqまでのトリチウムを放射線障害防止法に則って取り扱い、種々の実験を安全に遂行してきた。さらに、TPLでは自主的なトリチウムの計量管理計画を立て、15年間の安全実績を通してその手法を確立した。また、核融合炉でのキログラム規模のトリチウム取扱に備えて計量管理方法の研究を進め、新技術を開発してきた。本報では、ITERのトリチウム燃料システムの工学設計に大きく貢献したこれらTPLの運転実績や研究開発及び今後の課題についてレビューする。
西 正孝; 山西 敏彦; 洲 亘
プラズマ・核融合学会誌, 79(3), p.290 - 298, 2003/03
日米核融合研究協力協定付属書IVの下における、トリチウム燃料システム開発に関する14年間の日米協力の成果について紹介する。本協力の前半7年間では、米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)の核融合炉実規模の燃料システムを日米共同運転し、総合システムとして技術を実施した。この中で原研の開発した燃料精製システムのシステム構成は、その後の同システムの基本構成となっている。本協力の後半7年間はトリチウム安全工学に関する研究を実施し、核融合炉実規模室内におけるトリチウム挙動の解明,実規模トリチウム除去設備の性能実証等の成果を得た。また、プリンストンプラズマ物理研究所のトリチウム汚染した大型トカマク(TFTR)のトリチウム汚染状況のデータを得るとともに除染技術の開発を行った。これらの成果は、ITER等の核融合炉の燃料システムの設計の基盤となっている。
山西 敏彦; 西川 正史*; 中塩 信行*
プラズマ・核融合学会誌, 73(12), p.1326 - 1332, 1997/12
現在、ITER燃料システムの主コンポーネントの設計が、トリチウムインベントリー推算、故障事象解析の観点からも進められている。システムは2つの大きな特徴を持っている。約1kgの大きなインベントリーを持っていること、さまざまなプラズマからの排ガスに対応して高純度精製燃料(D-T)を再びプラズマに供給しなければならないことにある。この観点に立てば、シミュレーションコードを整備し、トリチウム計量管理及び制御システムを設計することの重要性が認識されよう。一例として、燃料システムの主コンポーネントである深冷蒸留塔の制御システム設計について、本報告で紹介する。燃料システムでのトリチウム取り扱いという観点からは、材料表面とプロセスガスのトリチウムに関する挙動が、プロセスのメンテナンス及びそれによって生じる廃棄物の問題を議論するうえで重要である。
