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菊池 勝美*; 秋野 昇; 池田 佳隆; 大賀 徳道; 大島 克己*; 岡野 文範; 竹之内 忠*; 棚井 豊*; 本田 敦
平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03
冷媒循環系制御用システムは1987年から約17年間運転されてきた。本制御システムは液体Heを用いた排気速度2,000万l/sの世界最大規模のクライオポンプの制御のためのものであり、アナログ400点,デジタル800点の監視,帰還制御を行う。今回、高経年化のため制御システムの更新を行うこととなり、システムのコスト,堅牢性,導入の難易度,汎用性等の比較検討を実施した。その結果、PLCベースでアナログループ制御が簡易に導入できるシステムを選択し更新の作業に着手したので、その検討内容を報告する。
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。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
JAERI-Tech 2000-002, p.37 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-002.pdf:1.49MB
ITER-FDRの定常状態プラズマオペレーション(燃焼時間10,000s,排気流量200Pam
/s)に対応した水素同位体分離システム(ISS: Isotope Separarion System)について、ISSに供給される三種類のフィード流(プラズマ排ガス、水処理システムの排ガス、中性粒子流量システムの排気ガス)の中の水処理システムからの水素流量を大幅に減少できるという見通しに基づき、設計の見直しを行った。本検討ではITERの段階的建設のシナリオも考慮して、四塔からなる独自の塔構成を提案した。最大冷媒容量はFDRのISS基本設計の44%と大幅に減少した。一方、最大トリチウムインベントリーについてはFDR-ISS基本設計と同等となったが、運転条件に対応したペレット用のトリチウム濃縮流の検討の進展によって、トリチウムインベントリー低減の可能性を見いだした。
関 宏*; 大賀 徳道; 秋野 昇; 棚井 豊*; 山口 将男*; 栗山 正明; 伊藤 孝雄; 菊池 勝美*
KEK Proceedings 99-17 (CD-ROM), 4 Pages, 1999/00
JT-60冷媒循環系は、昭和61年から現在に至るまで、約13年間に亘って運転を行ってきた。この間、ヘリウム冷凍機の液化能力が年々減少傾向にあるため、過去の運転データを整理してみた。その結果、膨張タービン入口圧力が規定値まで上昇していないことにより、規定の風量が保てなくなっていることが判明した。その原因として膨張タービンへの不純物混入防止を目的に設置してある入口フィルターに何らかの異物が詰まったと考えられる。そのため、昨年12月にタービン入口フィルターの交換作業を行った。交換後の試運転において、タービン系の風量、圧力共に従来の運転領域に回復し、それと共に液化能力も計算上の値まで上昇した。又、交換したフィルターを調査した結果、ヘリウム圧縮機から出た潤滑油や内部吸着器から出た活性炭の粒子が多く詰まっていることが明らかとなった。
宮田 寛*; 新井 貴
JAERI-Tech 98-038, 49 Pages, 1998/09
JT-60のトロイダル磁場コイル(TFC)において、割れが検出された導体用冷却管に水に代わりフルオロカーボンを流すことを検討した。フルオロカーボンであるフロリナート(3Mの登録商標)の特性調査に基づき、沸点以下で使用すれば地球温暖化への影響を無視できることから、TFC導体の使用温度よりも沸点が高く、かつ熱容量の比較的大きい「FC-43」を選択した。この「FC-43」を冷媒とした熱解析により、TFCへの冷却効果はかなり期待できることを明らかにした。さらにこの冷媒とTFCの各部及び冷却通路を構成する材料との腐食反応を、JT-60の経年劣化及び短絡等の異常事象をも考慮した条件下で評価し、特に問題のないことを実証した。以上により、通水不能の冷却管の増加時にはフロリナートによる冷却はJT-60の運転に有効であることを示した。
内田 武伸; 澤崎 浩昌; 森岡 辰也; 佐藤 健; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 大川内 靖
no journal, ,
1次主冷却系関連室での放射化ナトリウムと水の反応を防止するため、FBRの原子炉格納容器内は禁水区域としている。もんじゅでは、原子炉格納容器内の熱負荷を除熱する換気空調設備に供給する冷却材として、水の代わりに冷媒を使用している。冷媒を使用した換気空調設備(冷媒冷却空調設備)は軽水炉では例がなく、FBRプラント特有の設備である。本報告では、20年間プラントデータを用いて冷媒冷却空調設備の運転実績から原子炉格納容器内雰囲気の除熱量の評価を行った。