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磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.27(Nuclear Science & Technology)トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。
西 正孝; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 鈴木 卓美; et al.
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.879 - 883, 2000/11
被引用回数：4 パーセンタイル：32.52(Nuclear Science & Technology)原研では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において核融合炉燃料プロセスの研究開発を主要な研究課題の一つとして進めている。最近はITER燃料系の模擬試験に重点を置いており、世界で唯一の模擬ループの試験を開始している。ループは、ZrCoトリチウム貯蔵ベット,プラズマ排ガス処理系,深冷蒸留による同位体分離系、及びマイクロガスクロマトグラフと、光ファイバーによるレーザーラマン分析系より構成される。プラズマ排ガスを模擬したDTとHe,メタンなどの混合ガスは連続的に循環処理され、不純物元素の排出と純DTガスの再循環が模擬される。実験では、リアルタイム分析の特徴を生かして、総合システムとしての挙動の測定,動特性の解析と、運転制御法の開発を行っている。また、実験をサポートするトリチウム安全設備の運転結果についても言及する。
青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; Kim, Y.*
JAERI-Data/Code 99-004, 136 Pages, 1999/02
JAERI-Data-Code-99-004.pdf:5.82MB
核融合実験炉の燃料循環系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における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当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ごと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常数は、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供給量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。
吉田 浩; O.Kveton*; J.Koonce*; D.Holland*; Haange, R.*
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.875 - 882, 1998/00
被引用回数：25 パーセンタイル：85.91(Nuclear Science & Technology)ITER-EDA設計活動は昨年12月に詳細設計報告書(Detail Design Report)をまとめ上げ、いよいよ最終設計段階(1998年7月に報告書提出)となった。本発表ではITERのプラズマ運転に必要となるDT燃料循環系、トリチウムの安全取扱いの要となる多重隔壁閉じ込めシステム、トリチウム廃液低減化のためのトリチウム水処理系等を構成する種々のトリチウム処理プロセスの概要を述べると共にプラント全体としてのトリチウムインベントリー分布解析結果、代表的な事故解析の結果を説明する。
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。
小西 哲之; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 林 巧; 大平 茂; 山田 正行; 鈴木 卓美; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 28, p.258 - 264, 1995/00
被引用回数：4 パーセンタイル：43.46(Nuclear Science & Technology)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)は核融合炉燃料循環系の模擬試験施設であり、原研との日米協力によって100グラムレベルのトリチウムを用いて最長25日間の定常運転に成功した。しかし近未来のトカマクはパルス運転が想定され、また現実の装置では起動、停止など非定常条件にも対応する必要がある。この燃料循環系の非定常条件での挙動の研究を行うため、2年間協定を延長して実験を行っている。深冷蒸留による同位体分離システムはフィードバック流を用いた流路と1~2本に蒸留塔を減らした配位を用い、また自動制御を加えた。原研製燃料精製システム(JFCU)は新たに模擬プラズマ排ガスをバッチ処理する配位を用い、インベントリーを大きく低減することが確認された。TSTAループは満足すべき運転の柔軟性を示したが、制御上のいくつかの問題も摘出された。
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
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。
小西 哲之; 大平 茂; 林 巧; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.
JAERI-M 93-089, 46 Pages, 1993/03
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、原研が設計、製作してTSTAに設置した燃料精製システムの総合的な機能の検証のため、単独重水素試験を行った。各コンポーネントは設計通り作動し、システム全体としての水素の精製機能と、不純物処理機能が確認された。また、定常運転に加え、起動、停止及び非常停止操作におけるシステム全体の挙動に関する知見が得られた。酸化反応器への酸素添加量制御など、測定、制御システムに起因する過渡特性に問題が発見された。
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
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。
大平 茂; 小西 哲之; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
JAERI-M 93-087, 29 Pages, 1993/03
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、核融合炉燃料循環ループの模擬試験を共同で行っており、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、トリチウム化不純物を処理して生成するトリチウム水を捕集するためにコールドトラップがあるが、その機能不全が疑われたため、その特性試験を実施して運転上の対応策を構じた。トラップは切替え時に水分が通過するが、これは一時的な捕集率の低下によるもので、内部構造の変更や、バルブシーケンスによっては改善されない。運転上トリチウムの損失を防止するため、小型のモレキュラーシーブ塔を設置することが最良の対策と判明した。
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
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。
小西 哲之; 大平 茂; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; Sherman, R. H.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
JAERI-M 93-085, 40 Pages, 1993/03
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。本試験は1990年10月に行ったもので、同位体分離システムにおいては3カラムによる運転、分離特性の測定、また燃料精製系ではモレキュラーシーブ塔に固定されて残留するトリチウムの挙動測定を主要な目的とした。システムは5日間に渡って安定に運転され、高濃度T
の代りにDTを供給燃料として取り出す簡便な配位が実証された。また、深冷分離塔の塔内成分分布の定量的な測定に成功した。燃料精製系では装置停止後もモレキュラーシーブに残留するトリチウムのインベントリーに与える影響が明らかとなった。
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。
小西 啓之; 吉田 浩; 成瀬 雄二
J.Less-Common Met., 89, p.457 - 464, 1983/00
被引用回数：10 パーセンタイル：79.2(Chemistry, Physical)核融合炉燃料循環システムでは、プラズマ排ガスから不純物を取り除く燃料精製システムが必要である。パラジウム拡散器は、極めて純度の高い水素が得られるなどの長所を持ち、また最近の研究においてこのシステムへの適用の可能性が確認されている。本研究は、管型パラジウム拡散器の分離特性をモデル計算と実験によって解明したものである。この結果、従来本法の欠点とされていたブリードガス中のトリチウム濃度が低く抑えられ、一基の拡散器で高いトリチウム回収率が達成できることが判明した。数値計算によって水素同位体回収率と処理流量の関係が導かれ、水素-ヘリウム混合ガスを用いた実験との比較が行なわれた。この結果に基き、燃料精製システムの構成を検討し、パラジウム拡散器の諸元を決定した。
吉田 浩; 竹下 英文; 小西 哲之; 大野 英雄; 倉沢 利昌; 渡辺 斉; 成瀬 雄二
JAERI-M 82-158, 51 Pages, 1982/11
核融合炉の燃料循環系やブランケット系で生成するトリチウム水を水素の化学形に転換し燃料として回収する方法として触媒還元法に着目し、トリチウム回収プロセスへの適用可能性を実験的に検討した。実験は、工業用途で市販されているCuO-ZnO-CrO
触媒を使用して、温度100~350
C、水蒸気濃度10
~10
PPm、一酸化炭素と水蒸気のモル比1~10、空間速度2
10
~210hr
の範囲で行った。この実験により操作温度、ガス流量、ガス組成と水蒸気転換率の相関関係が明らかになり、例えば140Cで99.9%以上の転換率を与える還元塔の設計・運転条件が分かった。また、熱力学的解析と実験より、実機の設計にそのまま適用できる触媒反応の速度式、速度定数を求めた。これらより、本法が、金属ウラン法、固体電解質法では難しい低温操作トリチウム回収法として成立する見通しを得た。
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。
迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 大和 春海*; 真木 紘一*; 伊尾木 公裕*; 山本 孝*; 湊 章男*; 山内 通則*; et al.
JAERI-M 8286, 108 Pages, 1979/06
近い将来建設が期待されるトカマク型核融合実験炉の第2次予備設計が実施された。この設計は炉システム全般に亘るものであり、プラズマ特性、炉構造、ブランケットニュートロニクス、遮蔽、超電導マグネット、中性粒子入射装置、電源系、燃料循環系、炉冷却系、トリチウム回収系ならびに保守計画を含む。炉システムの安全性解析も行なった。本報告書は上記各項目を含む設計概要を述べたものである。また、出力密度を上げた場合の可能性評価も行ない、附録で述べている。
