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論文

Feasibility study on the blanket tritium recovery system using the palladium membrane diffuser

河村 繕範; 榎枝 幹男; 山西 敏彦; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.809 - 814, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.035
 被引用回数：16 パーセンタイル：69.07(Nuclear Science & Technology)

核融合炉固体増殖ブランケットで生成されたトリチウムは、ヘリウムスイープガスを流通させることによりブランケットから取り出す。取り出されたトリチウムは、ブランケットトリチウム回収システムにおいてヘリウムから分離される。ブランケットトリチウム回収システムに対して適用が提案されているプロセスの一つが、パラジウム合金膜を用いた膜分離システムである。パラジウム拡散器は高濃度水素同位体純化に対して実績があり、ITERのプラズマ排ガス処理装置にも採用されている。一方で、低水素分圧の系では透過における律速過程の変化が報告されており、ブランケット系への適用を本格的に検討した例は少ない。今回、原研で行われた実証炉の概念設計に基づき、パラジウム拡散器を用いたブランケットトリチウム回収システムの可能性について検討を行った。一例としてシェル-チューブ型熱交換器のような拡散器を想定し、スイープガスを大気圧でシェル側に受入れるとする。この場合、サイドカットを0.95程度とするには、チューブ側線流速をシェル側の6倍にしなければならない。これは透過したトリチウムを薄めることになり、回収システムとしての機能を果たさないことを意味する。

論文

高温工学試験研究炉におけるトリチウム製造試験のための被覆リチウム粒子の開発

山下 清信; 沢 和弘; 安藤 弘栄; 北村 昶*; 西村 一久*

日本原子力学会誌, 40(1), p.65 - 69, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.65
 被引用回数：6 パーセンタイル：48.59(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉でのトリチウム製造試験に被覆リチウム粒子を用いることを提案し、この粒子のトリチウム保持特性を評価した。この粒子は、セラミックをリチウム化合物のカーネルに被覆したものであり、セラミック被覆にはAl$$_{2}$$O$$_{3}$$、カーネルにはLiAlO$$_{3}$$等の物質を使用する。本検討より、1000Kで400日加熱しても、この粒子からのトリチウムの漏洩率は1%以下に押さえることができ、また、1400K以上で加熱すれば短時間でほぼ完全に放出できることが明らかとなった。この特性から、HTTRのトリチウム製造試験では1000K以下で照射し、照射後この粒子を1400K以上に加熱することにより容易にトリチウムを抽出できるものと考える。更に、この粒子を核融合炉に装荷しバッチ交換してトリチウムを製造すれば、ブランケット等のトリチウム漏洩防止機能への要求は低くなるものと考えられる。

報告書

Design of test blanket system for ITER module testing

三浦 秀徳*; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 高津 英幸; 河村 繕範; 田中 知*

JAERI-Tech 97-051, 51 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-051.pdf:1.91MB

原型炉用ブランケットを対象としたITERでの工学試験用ブランケットシステムについて検討した。原型炉用ブランケットの試験はITERの主な工学目標のうちの1つである。テストモジュールにより、燃料自給のためのトリチウム増殖能力と発電用の熱回収機能の試験及び実証を行う。原型炉用プラズマとして、水冷却及びヘリウム冷却のセラミック増殖材ブランケットを取り上げ、これらのテストモジュールの核・熱設計、試験ポートへの設置概念検討、冷却系及びトリチウム回収系の設計を実施した。その結果、現ITER設計と整合のとれたテストモジュール及び補機系の設計が提示された。

論文

Kinetics and mechanism of tritium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O

工藤 博司; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.192 - 195, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(85)90132-1
 被引用回数：46 パーセンタイル：96.59(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)を真空中で加熱すると、結晶中に生成したトリチウムは主としてHTO(g)の化学形で気相に遊離する。このトリチウム放出反応は、300$$^{circ}$$C以上では拡散律速で進行するが、300$$^{circ}$$Cより低い温度領域では固体表面でのLiOTの熱分解反応が律速段階となる。高温側で拡散律速反応となるのは、LiOTの熱分解反応速度が、トリチウムの拡散速度に比較して速くなるためである。一方、放射化学的手法によりLi$$_{2}$$O結晶中でのトリチウムの存在状態を分析したところ、60%以上がT$$^{+}$$成分として存在し、この値は中性子照射後の熱アニーリングによりほぼ100%に達することが判明した。この実験結果は、T$$^{+}$$とO$$^{2}$$$$^{-}$$の相互作用がトリチウムの拡散過程に関与していることを示唆している。

論文

Chemical behavior of tritium in neutron-irradiated Li$$_{3}$$N

工藤 博司; 櫛田 浩平; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 116, p.78 - 81, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(83)90294-5
 被引用回数：8 パーセンタイル：67.94(Materials Science, Multidisciplinary)

リチウム化合物中に生成するトリチウムの化学挙動研究の一環として、窒化リチウム(Li$$_{3}$$N)からのトリチウム放出挙動を調べた。中性子照射したLi$$_{3}$$Nを真空中で加熱した時、生成したトリチウムの大部分($$>$$95%)はHTの化学形で気相に遊離した。その放出速度は一次反応で解析され、870から1020Kの温度範囲で測定した速度定数はk=6.6$$times$$10$$^{5}$$exp(-158$$times$$10$$^{3}$$/RT)s$$^{-}$$$$^{1}$$で表わされる。前指数係数の対数誤差ならびに活性化エネルギーの誤差はそれぞれ$$pm$$1.0s$$^{-}$$$$^{1}$$および$$pm$$8.4kJmol$$^{-}$$$$^{1}$$である。この実験結果は、Li$$_{3}$$N中に生成するトリチウムを効率よく回収するためには、その融点(1086K)近くまで加熱する必要のあることを示している。トリチウム放出過程におけるT$$^{+}$$とN$$^{3}$$$$^{-}$$の相互作用およびLi$$_{3}$$Nの熱分解反応の寄与についても考察する。

論文

Thermal release of tritium in neutron-irradiated Li$$_{2}$$C$$_{2}$$

工藤 博司; 奥野 健二

Radiochimica Acta, 33, p.223 - 237, 1983/00

https://doi.org/10.1524/ract.1983.33.4.223

リチウム化合物中に生成するトリチウムの化学挙動研究の一環として、炭化リチウム(Li$$_{2}$$C$$_{2}$$)からのトリチウム放出挙動を調べた。中性子照射したLi$$_{2}$$C$$_{2}$$を真空中で加熱すると、生成したトリチウムの大部分($$>$$95%)はHTの化学形で気相に遊離する。予想に反して、炭化水素の化学形で放出されるトリチウムは少なかった(2.8%)。HTの放出速度は拡散律速反応として解析され、760~980Kの温度範囲で拡散定数はD=4.1$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$exp(-93700/RT)cm$$^{2}$$s$$^{-}$$$$^{1}$$と表わされる。前指数係数の対数誤差および活性化エネルギーの誤差はそれぞれ$$pm$$0.5cm$$^{2}$$s$$^{-}$$$$^{1}$$および$$pm$$7.9kJmol$$^{-}$$$$^{1}$$である。この実験結果を、これまでに得られているLi$$_{2}$$O,LiOH,LiAlおよびLi$$_{3}$$Nからのトリチウム放出挙動と比較しながら検討したところ、Li$$_{2}$$C$$_{2}$$中に生成するトリチウムはT$$^{-}$$の形を取り、Li$$^{+}$$との間に強い相互作用を有することが示唆された。

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