ITER におけるトリチウムの安全取り扱いに向けた設計の考え方
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
Outlines for tritium handling and a fundamental approach for ensuring safety are presented. The amount of tritium stored and processed in the ITER facility will be much larger than that in the existing facilities for fusion research, though the processing methods and the conditions of processing (e.g., concentration, pressure, etc.) will be similar for those used in those facilities. Therefore, considerations to be taken for tritium handling, such as limitations of tritium permeation and leaks, provision of an appropriate ventilation/detritiation system for maintenance, measures to ensure mechanical integrity, etc., can be provided based on the knowledge obtained in the facilities. The Technical Advisory Committee of the Science and Technology Agency established a fundamental approach in 2000, and set out the basic safety principles and approaches as technical requirements of safety design and assessment, which were derived from the safety characteristics of the ITER plant. Sufficient prevention of accidents can be achieved by ensuring and maintaining the structural integrity of the enclosures containing radioactive materials against the loads anticipated during operation, and a low hazard potential of radioactive materials, sufficiently within prescribed limits, can be maintained by the vitiationand clean-up system even if large release is postulated.
- プラズマ・核融合学会の論文
- 2002-12-25
著者
関連論文
- 3.国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
- 6.まとめ(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
- 2.幅広いアプローチ(BA)活動の概要(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.6 まとめ
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.5 プラズマ対向材料のトリチウム滞留・透過研究
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.4 安全性向上技術開発
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.3 プラズマ排ガス処理技術開発
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.2 ITER工学R&Dの下における研究開発項目
- 第6章 トリチウム技術の開発 6.1 ITERの燃料サイクルの概要
- 幅広いアプローチ (BA) 活動の概要
- 29pA31P 紫外線レーザーによる水素同位体除去性能の評価(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- 第6章 トリチウム技術の開発 (特集 ITER工学R&Dにおける成果)
- V. 安全管理とモニタリング V-2 廃棄物管理および処理技術
- V. 安全管理とモニタリング V-1 安全取扱技術
- IV. 工学R&Dの現状 10. トリチウム技術開発 10. 3 トリチウム安全工学
- IV. 工学R&Dの現状 10. トリチウム技術開発 10. 2 トリチウム燃料サイクル開発
- IV. 工学R&Dの現状 10. トリチウム技術開発 10. 1 はじめに
- 7. プラズマ対向材料におけるトリチウム研究( プラズマ閉じ込め性能向上のためのプラズマ対向機器(PFC)開発およびプラズマ表面相互作用(PSI)研究の現状)
- ITER計画とBA活動の現状
- 27pB02P ITER-FEATの安全解析(トカマク1)
- 27pB01P ITERの安全確保の基本的な考え方(トカマク1)
- よくわかる核融合炉のしくみ : 第11回 核融合炉の安全性
- ITER におけるトリチウムの安全取り扱いに向けた設計の考え方
- 核融合炉のためのトリチウム確保(2) : 核融合炉のための大量トリチウム輸送について
- 30aA13P 非誘導電流駆動プラズマにおけるマイナー・ディスラプション挙動(トカマクI)