JPH04128686A - 核融合装置 - Google Patents

核融合装置

Info

Publication number
JPH04128686A
JPH04128686A JP2247525A JP24752590A JPH04128686A JP H04128686 A JPH04128686 A JP H04128686A JP 2247525 A JP2247525 A JP 2247525A JP 24752590 A JP24752590 A JP 24752590A JP H04128686 A JPH04128686 A JP H04128686A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
tritium
isolation damper
diffusion
nuclear fusion
concentration
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2247525A
Other languages
English (en)
Inventor
Takashi Okazaki
隆司 岡崎
Mitsuji Abe
充志 阿部
Kazuhiro Takeuchi
一浩 竹内
Michio Otsuka
大塚 道夫
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP2247525A priority Critical patent/JPH04128686A/ja
Publication of JPH04128686A publication Critical patent/JPH04128686A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10Nuclear fusion reactors

Landscapes

  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野] 本発明は、核融合装置の事故対策に好適な事故対策支援
システムを持つ核融合装置に関する。 〔従来の技術〕 周知のように、核融合装置で発電する場合、あるいはそ
のための基礎実験を行なう場合、D−T反応(D:デュ
ウテリウム、Tニトリチウム)を用いる。トリチウムは
放射性物質であり、物質中への透過性が優れているため
、漏洩しやすく、その取扱いには注意を要する。特に、
核融合装置のように多量のトリチウムを取扱う施設では
、施設外へのトリチウム漏洩は、最重要な事故対策の一
つとなる。 このトリチウム漏洩対策には、従来、雰囲気トリチウム
浄化系で対処していた。この雰囲気トリチウム浄化系は
、次の特徴を持つ。 (1)トリチウム発生の可能性により、トリチウム濃度
別に3ゾーンに分は換気空調する。 (2)雰囲気トリチウム浄化系は閉回路・循環浄化方式
とし、換気空調系はあるトリチウム濃度に達すると給・
排気ダクトに設置しである隔離ダンパを閉じる。 (3)雰囲気トリチウム浄化系は、通常時は運転せず、
事故時に大量トリチウムを発生した室を集巾約に浄化す
る。 雰囲気トリチウム浄化系では、あるトリチウム濃度で隔
離ダンパを閉じても、トリチウムモニタ設置位置でトリ
チウム濃度に達するまでに、トリチウムは隔離ダンパ以
降の下流側にも漏洩する可能性が十分ある。また、雰囲
気トリチウム浄化系ではトリチウム漏洩は一箇所から発
生すると限定しており、同時に複数箇所からの発生は考
えていない。このため、例えば、第2図に示すように、
■、■の両側からトリチウム漏洩が起き、■、■側であ
るトリチウム濃度に達して隔離ダンパ5を閉じたとして
も、上記ダンパを閉じるまでに、■、■側のトリチウム
がトリチウム給排ダクト33の◎側へ漏洩し、それらの
和としてトリチウム濃度が許容値以上になることも考え
られる。以上のように、従来の雰囲気トリチウム浄化系
では、確実にトリチウム拡散を防止できるという点で信
頼性がなく、トリチウムが核融合施設外へも出ていき、
環境を放射能汚染してしまうという危険性がある。
【発明が解決しようとする課題〕
以上従来技術は、隔離ダンパ以降の下流側へのトリチウ
ム漏洩及び、トリチウム漏洩の複数個所からの同時発生
の点について考慮がされておらず。 トリチウム拡散を防止できるという点で信頼性がないと
いう問題があった。 本発明の目的は、核融合装置において、事故時のトリチ
ウム拡散を防止し、信頼性の高い事故対策支援システム
を持つ核融合装置を提供することにある。 【課題を解決するための手段] 上記目的を達成するために、本発明はトリチウムモニタ
、前記トリチウムモニタの信号を基にトリチウムの拡散
範囲及びトリチウム漏洩レベルを算出し予測する演算部
、前記演算部の信号にもとづき隔離ダンパを駆動する駆
動部と、前記隔離ダンパとを、事故対策支援システムと
して核融合装置に具備した。 さらに、運転員に事故状況を知らせ、対処の仕方をガイ
ドするために、前記演算部で算出・予測したトリチウム
の拡散範囲とトリチウム漏洩レベルを表示する表示部を
、前記事故対策支援システムとして核融合装置を具備し
たものである。 【作用〕 あらかじめ核融合施設内に設置した複数個のトリチウム
モニタで計測した、各点でのトリチウムとをもとに、演
算部で一定時間Δを後の各点でのトリチウム濃度n (
r、t+Δt)を予測する。 ここで、rはトリチウムモニタを設置した位置、tは時
間である0例えば、予測値は n(r、t+Δt) = n (r、 t )+ n 
(r、 t)Δt(1)である。 まず、現在時刻tで測定したトリチウム濃度がトリチウ
ム濃度の許容値以上であると、その信号を隔離ダンパ駆
動部に伝え、駆動部で隔離ダンパを閉じる。 次に、予測値n (r、を十Δt)とあらかじめ決めて
おいたトリチウム濃度の許容値とを比べ、予測値の方が
大きい時は、駆動部で隔離ダンパを閉じ、トリチウムの
拡散を二重の隔離ダンパで防止する。大量のトリチウム
漏洩の場合には、この手続きを繰返し、複数の隔離ダン
パでトリチウム拡散を防止する。 また、トリチウム濃度表示部では、トリチウム濃度別に
トリチウムの拡散状況を表示し、併せてΔL待時間後ト
リチウム拡散状況も表示し、運転員の事故対策処理のガ
イダンスに用いる。 【実施例】 以下、本発明の一実施例を第15!Jにより説明する。 第1図において、■はトリチウムモニタ、2はトリチウ
ム拡散範囲・レベル演算部、3は隔離ダンパ駆動部であ
る。 あらかじめ核融合施設内に複数個のトリチウムモニタ1
を設置する。トリチウムモニタ設置場所の一例を第3図
に示す。第3図で、6は炉建屋、7は緊急トリチウム浄
化システム、8はクライオスタット、9は真空容器、1
0はダイバータ、11は第−壁、12はブランケット、
13は遮蔽体、14は冷却系、15は冷却塔、16は燃
料注入系、17はブランケットトリチウム回収系、18
はトリチウム精製系、19はトリチウム同位体分離系、
20はトリチウム貯蓄系、2】は放射性廃棄物処理建屋
、22は放射性廃棄物処理システム、23はトリチウム
処理建屋、24はガス状放射性廃棄物処理システム25
はスタック、34は冷却パイプ用バルブである。トリチ
ウムモニタ1は原則として16〜20のような各県及び
各機器、それらを格納している各建屋に取付ける。隔離
ダンパ5は原則として各県・各機器を連結するトリチウ
ム給排ダクト33に取付ける。 第1図において、トリチウムモニタlで測定された各場
所でのトリチウム濃度n (r、t)及びその微分n 
(r、t)をもとに、現在時刻と一定時間(Δし)後の
トリチウム拡散範囲とそのレベルを、それぞれトリチウ
ム拡散範囲・レベル演算部2で求める。更に、演算部2
で、各系各機器。 各建屋であらかじめ定めておいたトリチウム濃度no 
(r 、  L ) 、  no (r 、  を十へ
L)と、測定したトリチウム濃度n(r、t)と八を後
の予測値n(r、t+Δt)とをそれぞれ比べ、n (
r、t) 之no (r、t)      (2)ある
いは n(r、t+Δt )、z no(r、 t+Δt) 
  (3)であるならば、その場所に対応する隔離ダン
パ5を閉にする隔離ダンパ駆動部3へ信号を送る。演算
部2から送られてきた信号をもとに、駆動部3は各隔離
ダンパ5の開閉動作を行なう。 本実施例によれば、現時点でのトリチウム拡散状況及び
、ある時間後のトリチウム拡散の範囲とそのレベルを知
ることができ、それに応じて各隔離ダンパを閉じるので
、トリチウム拡散を二重の隔離ダンパで防止することが
できる。これにより、トリチウム拡散防止に対する信頼
性が向上する。 本発明の他の実施例を第4図により説明する。 第4図において、lはトリチウムモニタ、2はトリチウ
ム拡散範囲・レベル演算部、3は隔離ダンパ駆動部、4
はトリチウム濃度表示部である。第1図と同様の動作で
求めたトリチウム濃度n (r。 t)、n (r、t+Δt)をトリチウム濃度表示部4
に表示する。 表示の一例を第5図に示す。第5図において、26は炉
建屋、15は冷却塔、28は分解修理建屋、29は冷凍
建屋、30は加熱系電源、31はコイル用電源、32は
制御棟、35はあらかじめ定めたトリチウム濃度別に表
わした現時刻のトリチウム拡散範囲、36は現時刻から
ある時間後のトリチウム拡散範囲である。実際には、各
機器。 各建屋でトリチウム濃度が異なるので同心円にはならな
い。 第4図において、表示部で表示された図を見て運転員は
、演算部で決めた隔離ダンパの開閉信号に、運転員の判
断で決めた隔離ダンパの開閉信号を重ね合せて、隔離ダ
ンパ駆動部3を駆動させる。 本実施例によれば、現時点でのトリチウム拡散状況及び
、ある時間後のトリチウム拡散範囲とそのレベルを視覚
的に捕えることができ、運転員の判断も加味されるので
、トリチウム拡散防止に対する信頼性はより向上する。 [発明の効果J 本発明によれば、トリチウム濃度の拡散範囲及びそのレ
ベルを予測し、あらかじめ定めておいたトリチウム濃度
許容値に応じて、二重以上にトリチウム給排ダクトの隔
離ダンパを閉とするので、トリチウムの拡散を防ぐこと
ができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例の処理フローチャート、第2
図は従来技術の説明図、第3図は本発明の一実施例のト
リチウムモニタ・隔離ダンパ等の配置を示す系統図、第
4図は本発明の他の実施例の処理フローチャート、第5
図は本発明の他の実施例の表示概念を示す説明図である
。 l・・・トリチウムモニタ、2・・・トリチウム拡散範
囲・レベル演算部、3・・・隔離ダンパ駆動部、4・・
・トリチウム濃度表示部、5・・・隔離ダンパ、6・・
・炉建屋。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、トリチウム生成・処理施設を持つ核融合装置におい
    て、トリチウムモニタ、前記トリチウムモニタの信号を
    基にトリチウムの拡散範囲及びトリチウム漏洩レベルを
    算出し予測する演算部、前記演算部の信号にもとづいて
    隔離ダンパを駆動する駆動部と、前記隔離ダンパとから
    成る事故対策支援システムを設けたことを特徴とする核
    融合装置。 2、請求項1において、前記演算部で算出・予測したト
    リチウムの拡散範囲とトリチウム漏洩レベルとを表示す
    る表示部を設けた核融合装置。
JP2247525A 1990-09-19 1990-09-19 核融合装置 Pending JPH04128686A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2247525A JPH04128686A (ja) 1990-09-19 1990-09-19 核融合装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2247525A JPH04128686A (ja) 1990-09-19 1990-09-19 核融合装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH04128686A true JPH04128686A (ja) 1992-04-30

Family

ID=17164794

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2247525A Pending JPH04128686A (ja) 1990-09-19 1990-09-19 核融合装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH04128686A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Bernardi et al. Towards the EU fusion-oriented neutron source: The preliminary engineering design of IFMIF-DONES
Arranz et al. Remote handling in the accelerator systems of DONES
Becerril et al. Update on the status of the IFMIF-DONES test systems
Bartels et al. ITER reference accidents
JPH04128686A (ja) 核融合装置
CN110534222B (zh) 一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法
JP2005043131A (ja) 原子炉建屋の排気処理設備
Jiang et al. Design of the exhaust system in the confinement of the HTR-10
Cherdack et al. Technical Aspects of the Upgrade and Commissioning of the Tritium and Related Systems at TFTR
MEASURERIENT DOE HANDE OOK
Maekawa et al. Minutes of the second IFMIF-CDA design integration workshop. Proceedings
Spampinato et al. Target Enclosure and System Design for a Mercury-Target Neutrino Producing Facility
Kent Tertiary containment in a multi-room tritium facility
Fessler US Nuclear Regulatory Commission Attention: Document Control Desk Washington DC 20555-0001 References: 1) Fermi 2 NRC Docket No. 50-341
Haange et al. Radiation and safety aspects of removal of activated components from the ITER vacuum vessel
Kim et al. Fundamental Design of systems and facilities for cold neutron source in the HANARO
McGuire Exposure Control for Operations and Maintenance at the Accelerator Production of Tritium
Bartels Safety design for ITER and fusion power reactors
Leonard Emergency operations procedures development and training
JPH05126989A (ja) 主蒸気隔離弁制御装置
Djerassi et al. Safety system study of a fusion reactor confinement
Bradshaw Hot conditioning equipment conceptual design report
Goebel Design and operation of an inert gas facility for thermoelectric generator storage
O’hira et al. Safety Design Concepts for ITER-Tritium Facility:-Toward construction in Japan
Myers et al. US Nuclear Regulatory Commission Attention: Document Control Desk Washington, DC 20555-0001