核融合炉におけるトリチウムの効率回収に向けた疎水性白金触媒の開発

岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*

Isotope News, (736), p.12 - 17, 2015/08

http://www.jrias.or.jp/books/pdf/201508_TENBO_IWAI.pdf

原子力機構は田中貴金属工業と共同で核融合炉の実現に向けてトリチウムを回収するための新たな疎水性白金触媒の開発に成功した。核融合向けに必要であった触媒の耐放射線性、耐熱性について、無機物質を基材に疎水化処理を施す新たな触媒製法の開発により耐放射線性の目安となる530kGyの放射線照射に対して性能劣化がないこと、また通常使用される温度の70Cを大きく上回る600C超の耐熱性確保にも成功し、これまでの技術的課題を解決した。さらに、この方法で作製した触媒は、従来の約1.3倍に相当する高い交換効率を達成することも確認した。本報告は疎水性触媒による核融合炉安全性の向上につき概説する。

Interlinked test results for fusion fuel processing and blanket tritium recovery systems using cryogenic molecular sieve bed

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

https://doi.org/10.13182/FST05-A881

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。

H-D-T cryogenic distillation experiments at TPL/JAERI in support of ITER

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

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00175-8

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。

A Design study of advanced hydrogen isotope separation system for ITER

岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝

Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1078 - 1082, 2001/03

現在進行中のITER設計見直し作業の一環として、燃料循環システムの中核である水素同位体分離システム(ISS)の処理流量の減少に基づいた概念設計の再検討を行った。ISSでは供給される三種類(プラズマ排ガス,水処理システムからの排ガス,中性粒子注入システムからの排ガス)のフィードを深冷蒸留法により、燃料用のトリチウム濃縮流、中性粒子注入システム用の重水素濃縮流、軽水素排ガスに分離する。本報ではサイドカット流、平衡器の減数などシステムの簡略化とITERの段階的運転シナリオを考慮した4塔からなる独自の塔構成を提案した。プラズマ排ガスのトリチウム濃度、要求される燃料流中のトリチウム濃度及びその流量が総トリチウムインベントリーに与える影響を考察した。また現状の塔構成では軽水素排ガス中のトリチウム濃度が運転中に変動する可能性を指摘し、塔の構成変更による対策を提案した。

Development of a tritium fuel processing systems using an electrolytic reactor for ITER

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/40/3Y/311

原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。

Demonstration of the integrated fusion fuel loop at the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Research Institute

山西 敏彦; 小西 哲之; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 大平 茂; 中村 博文; 小林 和容; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.536 - 540, 1998/11

原研トリチウムプロセス研究棟において核融合炉燃料循環模擬ループを組み上げ、ITER条件での試験を行った。模擬ループは、電解反応器及びパラジウム拡散器を用いた燃料精製システム,深冷蒸留塔を用いた同位体分離システムから成る。模擬プラズマ排ガスとして、水素同位体混合ガス(トリチウム量1g)にメタン等不純物を添加してループに供給し、実証試験を行った。その結果、燃料精製システムから純粋な水素同位体のみを同位体分離システムに送ること,同位体分離システムからトリチウムを含まないHを抜き出すことを実証した。今回新たに得られた実証試験結果としては、電解反応器によりメタンを分解して水素として回収すること,同位体分離システムに設置したレーザーラマンにより、遠隔実時間分析が可能であることを示したことが挙げられる。

核融合炉燃料循環系動特性コードの開発; 単パルス運転の結果

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; C.Kim*

JAERI-Data/Code 97-042, 113 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-042.pdf:3.59MB

核融合実験炉の燃料循環のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系内における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当たりの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステム毎に状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し時間に関し定常となるサブシステムの定数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する処理量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

Tritium test of the tritium processing components under the Annex III US-Japan collaboration; Annex III final report

小西 哲之; 吉田 浩; 成瀬 雄二; K.E.Binning*; R.V.Carlson*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-090, 21 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-090.pdf:0.6MB

原研はDOEとの日米協力協定AnnexIIIに基づいて米国ロスアラモス国立研究所(LANL)のトリチウムシステム試験施設(TSTA)において核融合炉燃料サイクルに用いるトリチウムプロセス機器のホット試験を行った。原研の開発したトリチウムの精製を行うパラジウム拡散器、トリチウム水を分解する電解セルについて、純トリチウムを用いた特性試験、長時間耐久試験、トリチウム存在下での不純物試験を行い、実システムに適用可能な機器を開発すると共に数々の知見を得た。

Test of the palladium diffuser in the JAERI fuel cleanup system in the Tritium Systems Test Assembly

小西 哲之; 大平 茂; 林 巧; 渡辺 哲郎*; 井上 雅彦*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.

JAERI-M 93-088, 18 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-088.pdf:0.47MB

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。その一環として、原研製燃料精製システムを設計、製作してTSTAに設置、結合した。この装置に於て、水素同位体を精製するパラジウム拡散器の基本的な特性である透過性能を測定した。透過流量は概ね1/2乗則に従うが、透過側圧力の低いときにはある一定の圧力差までは透過が起こらない現象が見いだされた。これはパラジウム合金表面の不純物に起因するものと思われ、酸化処理によりその悪影響は減少した。

Design of the JAERI fuel cleanup system for the tritium systems test assembly; System design description of the JAERI fuel cleanup system

小西 哲之; 林 巧; 成瀬 雄二; 奥野 健二; R.V.Carlson*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-086, 40 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-086.pdf:1.35MB

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。その一環として原研製燃料精製システムを設計、製作してTSTAに設置、結合した。本報告書はこの装置の設計、運転方法および安全解析結果をLANLの指定する書式に従って記述したもので、本装置の技術的な特性を網羅している。本装置はTSTAループに於て模擬プラズマ排ガスを15mol/hで処理し、純粋な水素同位体を同位体分離システムに造る一方、トリチウムを含まない不純物元素を排出する。主要構成機器パラジウム拡散器、触媒塔、低温トラップ、電解セル、ZrCoベッドで、独立のコンピュータで制御するほか、TSTAメインコンピュータにも結合する。