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2005 Fiscal Year Annual Research Report

親水性吸着剤を充填した蒸留塔によるトリチウム水濃縮分離の高効率化の研究

Research Project

Project/Area Number 17360443
Research InstitutionKyushu University

Principal Investigator

深田 智  九州大学, 大学院・工学研究院, 助教授 (50117230)

Keywordsトリチウム水 / 蒸留塔 / 同位体分離 / 濃縮 / 吸着剤 / HETP / ITER
Research Abstract

定常運転核融合炉において、熱出力1GW当たり発生する1.8MCi/dayのトリチウムをブランケットからすべて回収するとともに、核融合炉システム全体からトリチウム漏洩率を定められた安全基準の10Ci/day以下に抑制することが核融合炉の安全運転に科せられている。例えばITER炉システム内で常時発生するトリチウム水の除染のため、充填塔高さが50mを超える塔が数本必要であることから、装置小型化が重要な解決課題になっている。本研究者は、既存の金属製充填剤を使った水蒸留法の同位体分離係数と理論段あたりの高さ(HETP)を上昇させ、既存の技術に基づき評価された塔高さを最大1/4にまで小さくすることを研究目的にし、本実験研究を開始した。研究は親水性吸着剤のHTO親和性を連続同位体分離に適用することを基本に考えており、まず研究の初年度において、市販の親水性吸着剤シリカゲル(直径3.4mm球)を充填した高さ32cmのガラス製蒸留塔をトリチウム実験室で製作し、トリチウム水蒸留実験をおこなった。その結果、同位体分離係数はステンレス製ラシヒリング充填材を使った場合の1.028から1.04-1.05に上昇しほぼ倍増した。これは予測通りシリカゲルの持つHTOへの親和性に起因すると考えられた。さらに段モデルを用いた計算結果と実験結果の比較から、HETPが約5cm程度であることが分かった。このHETPは、従来の気液接触を最適化したラシヒリング充填剤と同程度の値であり、今後市販の球形吸着剤をラシヒリングあるいはディクソンリングタイプに加工することにより、さらにHETPの改善が図れる見通しを得た。現在までに初年度の研究計画を達成し、蒸留塔のトリチウム水同位体分離に関する定常状態の実験結果をすでにFusion Engineering Science誌に公表し、非定常状態の実験結果と解析結果は日本原子力学会誌欧文誌の2006年4月号に発表される。

  • Research Products

    (6 results)

All 2005

All Journal Article (6 results) (of which Peer Reviewed: 3 results)

  • [Journal Article] Tritium isotope separation using adsorption-distillation column2005

    • Author(s)
      S.Fukada
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 48

      Pages: 141-143

    • Description
      「研究成果報告書概要(和文)」より
    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Proton transfer in SrCeO_3-based oxide with internal reformation under supply of CH_4 and H_2O2005

    • Author(s)
      S.Fukada, S.Suemori, K.Onoda
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 348

      Pages: 26-32

    • Description
      「研究成果報告書概要(和文)」より
    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Diffusion coefficient of tritium through a molten salt Flibe blanket and evaluation of tritium leak from fusion reactor system2005

    • Author(s)
      S.Fukada, R.A.Anderl, T.Terai, A.Sagara, M.Nishikawa
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 48

      Pages: 666-669

    • Description
      「研究成果報告書概要(和文)」より
    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] よく分かる核融合炉のしくみ 第8回トリチウムを扱う燃料循環システム2005

    • Author(s)
      深田智, 林
    • Journal Title

      日本原子力学会誌 47

      Pages: 623-629

  • [Journal Article] 国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計と開発の現状、3.ターゲット系の開発2005

    • Author(s)
      中村博雄, 堀池寛, 近藤浩夫, 田中知, 深田智
    • Journal Title

      プラズマ核融合学会誌 82

      Pages: 16-20

  • [Journal Article] Hydrogen diffusion in liquid lithum from 500℃ to 650℃2005

    • Author(s)
      S.Fukada, M.Kinoshita, K.Kuroki, T.Muroga
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 346

      Pages: 293-297

URL: 

Published: 2007-04-02   Modified: 2016-04-21  

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