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林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 奥野 健二
Fusion Technology, 30(3), p.931 - 935, 1996/12
原研・TPLでは、核融合炉用大量トリチウム貯蔵設備におけるその場トリチウム計量技術の開発を進めている。一般にトリチウムは金属水素化物として貯蔵され、その貯蔵ベッドのトリチウム計量は、ベッドを昇温し、大量のトリチウムを解離・移送する容量法によって実施されてきたが、時間や労力大で安全上にも問題をひめている。本研究では、金属ベッド内にHeガスを循環できる2次配管を設置し、その循環Heガスのベット出入口温度差とトリチウム量(崩壊熱0.32W/1g当り)との関係から計量する通気式熱量法を採用し、最大25gのトリチウムを貯蔵可能な試験装置を作成して計量特性を取得・蓄積してきた。本報では、実際にトリチウムを貯蔵した時の計量結果をまとめるとともに、「確からしさ」は1000Ciレベル、検出感度は500Ci程度であること、その値は試験ベッドの真空断熱層圧力等、計量時の条件の安定性に大きく左右されること等を議論する。
長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.
PNC TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03
「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 浅原 政治*; 横川 伸久*; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-136, 117 Pages, 1993/07
核融合実験炉の運転、保守、交換に伴って大量の液体及び固体廃棄物が発生する。本報告書ではITER/CDAの設計条件を想定し、各種放射性廃棄物処理設備の構成、主要機器及び専用建家等について概念設計を行った。主な項目を以下に列挙する。(1)原子力発電所における低レベル放射性廃棄物処理法、(2)実験炉1次冷却水トリチウム低減化設備、(3)炉建家トリチウム安全設備で発生するトリチウム廃液の濃縮・減容設備、(4)低レベル固体廃棄物処理設備、(5)高レベル固体廃棄物移送設備、(6)放射性固体廃棄物貯蔵設備、上記設備はいずれも大規模となることから、実験炉工学設計段階においては廃棄物発生量の低減化を目指した炉心及び建家設計が重要となることが定量的に把握された。
村尾 裕之; 求 惟子
no journal, ,
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。東北地方太平洋沖地震の発生を受け、NSRRの核燃料物質使用施設が、設計要求を超える外的事象によって受ける影響について評価した。その一環として、実験で使用する未照射の試験燃料棒を貯蔵する燃料貯蔵庫に対して、地震及び津波の重畳を考慮した臨界評価を実施した。その結果、地震及び津波の重畳を考慮しても燃料貯蔵庫の臨界安全性は確保されることを確認した。
