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奥野 健二; 榎枝 幹男; 井手 隆裕*; 福井 裕*; 吉田 浩; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; Sherman, R. H.*; R.V.Carlson*; et al.
JAERI-M 90-028, 73 Pages, 1990/02
本報告書は、日米協力Annex IVに基づいて1988年7月に米国ロスアラモス国立研究所のトリチウム試験施設(TSTA)において実施されたTSTA共同ループ試験の結果をまとめたものである。本共同ループ試験の主要目的は、DOEによる技術安全審査委員会(TSA)に対してTSTAシステムの安全性を示すことにあった。試験は安全かつ成功裏に終了した。また、本試験において多くの技術的成果も得られた。特に、水素同位体分離システムの制御およびその分離特性に及ぼすヘリウムの影響に関しては重要な知見が得られた。
木下 正弘
JAERI-M 84-160, 105 Pages, 1984/08
深冷蒸留法は、多くの場合に適用できる。フィードの条件、塔カスケード構成、入出力条件は、各場合によって大きく異なる。核融合炉の燃料給排気システムにおいては、フィードの組成は操作中にかなり変動する可能性がある。環境へのトリチウム放出量に対する規制は、フィードの条件が大きく変動しても、厳しい出力条件を満たした長期的な操作が行えるようにするという目標を達成するためには、系統的な研究が不可欠となる。本報は、著者の現在までの研究を批評的にレビューしたものである。対象となるテーマは、シュミレーション手法の開発、フィードバック流れを持つH-T分離塔の特性、動特性及び制御に関する解析、1つの新しいカスケードの提案、ヘリウムが塔特性に及ぼす影響、塔カスケードのスタートアップに関する解析、及びHETPの操作条件への依存性に関する実験的研究である。
木下 正弘; J.R.Bartlit*; R.H.Sherman*
Proc.9th Symp.On Engineering Problems of Fusion Research, Vol.IX, p.1217 - 1227, 1981/00
水素同位体とヘリウムとを分離するための有望なユニットの1つである流下液膜式凝縮器(FLFC)の特性解析用の計算コードを開発すると共に、その予備的な設計モデルを提案する。ヘリウムは完全に除去できること、水素同位体の分離をも同時に促進させることができ、除かれたヘリウム中のトリチウム量をかなり低く(1%以下)抑えることができるので、そのヘリウムガスはそのままTWTに送ることができるということ、最適な操作圧力が存在する(4atm~5atm)こと、トリチウムインベントリー及び必要冷凍能力は共に深冷蒸留システムのそれらに比べて充分小さいことなどを明らかにする。また、TSTAの入力条件を仮定し、FLFCの概念設計を試みている。本研究は、ロスアラモス国立研究所で行われた。