JP3743777B2 - Vacuum pumping system for nuclear fusion equipment - Google Patents
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Description
【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、大型の磁気閉じ込め式核融合炉の真空排気システムに関するものである。
【0002】
【従来の技術】
現在研究されている核融合技術として、円環状の真空容器内にプラズマを発生させ、該真空容器の周辺の電磁石で該プラズマの密度を上げて核融合を起こさせる方式の磁気閉じ込め式核融合炉がある。
【0003】
従来は、大型の核融合炉の真空容器からの真空排気システムとして、図2に示すようなターボ分子ポンプaや、ヘリカル溝真空ポンプbからなる機械式ポンプ系を主ポンプとして使用するものと、図3に示すようなクライオポンプcを主ポンプとして使用する真空ポンプ系からなるものが知られている。
【0004】
尚、dは切替えバルブ、eは前記主ポンプを補助するためのバッキングポンプを示し、fは前記円環状の真空容器の垂直断面の半分を略示してしている。又、矢印Xはトリチウムをトリチウム処理系へ排出する管路の排出方向を示す。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】
磁気閉じ込め式核融合装置には高磁場区域があり、この高磁場区域内でターボ分子ポンプやヘリカル溝真空ポンプ等の機械式ポンプ系を運転すると、これらポンプ系の回転部に発熱等の不具合を生ずるという問題があった。
【0006】
このため、機械式ポンプ系は炉心の真空容器から十分距離を離して設置すると共に、厳重な磁気シールドを該機械式ポンプ系に施す必要があった。
【0007】
しかし、このように真空容器と機械式ポンプ系との間の距離を離して設置すると、これら両者の接続配管内での圧力損失が大きくなり、このため該接続配管の管径を大きくしたり、該機械式ポンプ系の排気速度を大きくしたりしなければ、真空容器の必要とする排気速度を確保できないという問題があった。
【0008】
更に又、上記の機械式ポンプ系の場合は、ポンプの回転部と静止部の隙間にダストが堆積して故障を生ずる恐れがあるという問題があった。
【0009】
一方、クライオポンプを主ポンプとする真空ポンプ系にあっては、クライオポンプを高磁場区域内の真空容器近くに設置することができ、両者の接続配管を短くして該配管内での圧力損失を小さくできる。
【0010】
しかし、このクライオポンプは、極低温のクライオパネル面に気体を凝着や吸着により捕捉して排気する溜め込み式のポンプであるから、連続して排気することができず、途中で運転を停止してクライオパネル面の再生を行なう必要がある。
【0011】
しかるに連続運転する核融合炉では前記真空容器からの排気の中断は許されないため、複数のクライオポンプを並列に該真空容器に接続して交互に排気と再生操作を繰り返すことが必要となる。
【0012】
このクライオポンプの再生操作では、クライオパネル面を昇温させて凝着物を気化し放出させ、再び該クライオパネル面の冷却を行うが、このクライオパネル面の昇温及び再冷却には多くの時間を要することから、前記真空容器の連続排気には多数のクライオポンプが必要となり、同時にこれらのクライオポンプと同数の切替え用真空バルブも必要となる。
【0013】
この様にクライオポンプを主ポンプとする真空ポンプ系では設備が膨大となる上に、更に該クライオポンプは危険なトリチウムの滞留量が非常に多くなるため、厳重な安全対策が必要になるという問題を有している。
【0014】
本発明はこれらの問題点を解消し、真空容器からの配管が短くてすむと共に、経済性、安全性及び信頼性の面でも優れた核融合装置の真空排気システムを提供することを目的とする。
【0015】
【課題を解決するための手段】
本発明は上記の目的を達成すべく、不活性ガスにより駆動されるエジェクタを核融合装置の高磁場区域境界の内側に備えると共に該エジェクタを駆動したガスを回収するためのガス回収装置を該エジェクタの排気側に設置し、該ガス回収装置により回収したガスを該エジェクタの駆動に再利用するための再利用回路を設置すると共に、前記ガス回収装置に機械式真空ポンプよりなるバッキングポンプ系を付設したことを特徴とする。
【0016】
【発明の実施の形態】
本発明の1実施の形態を図1により説明する。
【0017】
図1は本発明による核融合装置の真空排気システムのシステム図であり、円環状の真空容器1の内部には水素同位体、ヘリウム及び不純物が入っている。
【0018】
エジェクタ2は真空容器1の近くに設置され、短い配管3aで該真空容器1と接続している。
【0019】
尚、1aは核融合装置の高磁場区域境界を示し、該エジェクタ2はこの高磁場区域境界1aの内側に設置されている。
【0020】
本実施の形態ではエジェクタ2の駆動ガスとしてアルゴンガスを使用しており、3bは該エジェクタ2を駆動するアルゴンガス供給管路を示す。
【0021】
該エジェクタ2の排気側の配管3cは先が2つに分岐しており、該分岐の一方は切替え用開閉弁4aを介してガス回収装置5aへ接続し、他方の分岐は切替え用開閉弁4bを介してガス回収装置5bへ接続している。これらガス回収装置5a、5bは、各々内部に熱交換部5c又は5eを有するアルゴントラップ5d又は5fを具備している。尚、5gは圧力計を示す。
【0022】
このガス回収装置5aに接続した配管3dは開閉弁4dを介して配管3fへ接続し、又、ガス回収装置5bに接続した配管3eは開閉弁4eを介して同じく配管3fへ接続しており、これらがアルゴンガス再利用回路3を形成している。
【0023】
尚、前記アルゴントラップ5d、5fには、80度K程度に冷却した多孔質収着媒、特にアルゴンや不純物を集着しやすいモレキュラーシーブ、活性アルミナ、活性炭素等が用いられる。又、30度K以下に迄冷却した金属面を用いてアルゴントラップを形成することも可能である。
【0024】
これらアルゴントラップの冷却は、前記熱交換部5c、5eに冷媒を通すことによって行なわれる。尚、熱交換部5c、5eに熱媒を通すことによって、これらは蒸発器としても機能する。
【0025】
次に前記ガス回収装置5a、5bは、各々開閉弁4f又は4gを介して1本の配管3hへ接続し、更に該配管3hはバッキングポンプ系6へと接続している。該バッキングポンプ系6はターボ分子ポンプ、ヘリカル溝真空ポンプ、複合分子ポンプ等の機械式真空ポンプのいずれか、又はこれらの機械式真空ポンプの組み合わせからなっている。
【0026】
尚、該バッキングポンプ系6は高磁場区域境界1aの外側に設置されているので、該バッキングポンプ系6を構成する機械式真空ポンプの回転部が高磁場のために発熱等の不具合を生ずる恐れがない。
【0027】
又、この様に前記ガス回収装置5a、5bに接続する各配管には、それぞれ開閉弁4a、4d、4f又は開閉弁4b、4e、4gを設置して、これらガス回収装置5a、5bへの各配管の導通を遮断可能に形成している。
【0028】
矢印Yは前記バッキングポンプ系6からの排気の排出方向を示す。
【0029】
又、3gは、アルゴンガスの供給元管を示し、4cは該アルゴンガスの供給調節弁を示す。尚、3kは圧力計を示す。
【0030】
次に本実施の形態の作動について説明する。
【0031】
アルゴンガス供給管路3bよりエジェクタ2にアルゴンガスを供給すると、該エジェクタ2の作用により真空容器1及び配管3a内のガスが排気される。
【0032】
尚、配管3a内の圧力を3乃至4Paとした場合、エジェクタ2の排気側の配管3c内の圧力は50乃至70Pa程度となり、この配管3c内の排気ガスは、前記アルゴンガスと共に真空容器1から排出された水素同位体、ヘリウム及び不純物からなる。
【0033】
この排気ガスは、バッキングポンプ系6により吸引されてガス回収装置5a又は5bのいずれか一方へと導かれる。
【0034】
図1の例では開閉弁4b、4gを開として該排気ガスをガス回収装置5bへ導通させ、ガス回収装置5aの方は開閉弁4a、4fを閉として該排気ガスの導入を遮断している。尚、ガス回収装置5bの具備するアルゴントラップ5fは超低温に冷却されている。
【0035】
こうしてガス回収装置5bへ流入した前記排気ガスは、該アルゴントラップ5fによりアルゴンガスと不純物とが固化して捕捉され、水素同位体とヘリウムのみがバッキングポンプ6を通って矢印Y方向に排出される。
【0036】
この様にしてガス回収装置5bのアルゴントラップ5fがアルゴンガスと不純物の捕捉を行っている間に、ガス回収装置5aの方ではアルゴントラップ5dの再生が行われる。
【0037】
即ち、熱交換部5cに冷媒の代りに熱媒を通してアルゴントラップ5dを蒸発器として機能させ、先にアルゴントラップ5dが捕捉したアルゴンガスを気化させてアルゴンガス再利用回路3を介してアルゴンガス供給管路3bへと還流させている。
【0038】
尚、このアルゴンガスの還流圧力は、エジェクタ2の駆動に必要な圧力(圧力計3kにて示される)を維持するように調節する必要がある。このため、熱交換部5cへの熱媒の供給量をコントロールしてアルゴントラップ5dからのアルゴンガスの蒸発量を制御し、ガス回収装置5a内の圧力(圧力計5gにて示される)を調節するようにしている。
【0039】
この様にしてアルゴントラップ5dの再生と同時にアルゴンガスの回収が行われる。
【0040】
尚、ダスト等の不純物は、前記アルゴントラップ5f上に集積させて除去を行う。
【0041】
やがて、ガス回収装置5bの方のアルゴントラップ5fのアルゴンガス捕捉能力が落ちてくれば、今度は前記配管3cからの排気ガス導入をガス回収装置5aの方に切り替えると共に、ガス回収装置5bは該排気ガスの導入を遮断し、アルゴントラップ5fの再生操作に入る。
【0042】
尚、図1において、黒く塗り潰した開閉弁4a、4e及び4fは閉弁状態を示し、塗り潰していない開閉弁4b、4d及び4gは開弁状態にあることを示す。
【0043】
この様に、2組のガス回収装置5a、5bにおいて前述のアルゴンガス捕捉と再生の操作を周期的に繰り返して交互に行うことにより、本真空排気システムを連続して運転することができる。
【0044】
又、バッキングポンプ系6を通過する前記排気ガスは、既にアルゴンガスが除去されたものなので、該バッキングポンプ系6の負荷が小さくて済んでいる。
【0045】
尚、アルゴントラップ再生時の予冷及び予熱に要する時間を見込んで、排気系を連続的に働かせるために2台以上のガス回収装置を設けるようにしてもよい。又、エジェクタの駆動ガスには、アルゴンの他にネオン、クリプトン、キセノンのいずれか、又はこれらの混合ガスを用いるようにしてもよい。
【0046】
又、本実施の形態では、アルゴントラップ5d又は5fを蒸発器として機能させるために熱交換部5c又は5eに熱媒を通すとしたが、これは熱媒により加熱する代りに電熱ヒータ又は赤外線でアルゴントラップを加熱するようにしてもよく、又は加熱したアルゴンガスをガス回収装置5a又は5bに導入してアルゴントラップを加熱するようにしてもよい。
【0047】
【発明の効果】
このように本発明によれば、不活性ガスにより駆動されるエジェクタを核融合装置の高磁場区域内に設置して真空容器からの排気を行うようにしたので、大口径の真空バルブや接続配管等の付帯設備を簡略化できると共に高磁場区域内の据え付けスペースも小さくてすみ、更に該エジェクタには機械的可動部分がないので、前記真空容器からのダストや高温の吸入気体による故障や性能劣化の恐れがないと共に該ダストはエジェクタ駆動ガスに乗って前記ガス回収装置に集積するので、その処理が容易であり、更に又、前記真空容器からの水素同位体を主成分とする吸入気体がエジェクタの駆動気体である不活性ガスに希釈されて爆発の危険がなくなり、安全性が高まる等の効果を有する。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明による核融合装置の真空排気システムの1実施の形態のシステム図である。
【図2】機械ポンプ系を主ポンプとした、従来の核融合装置の真空排気システムのシステム図である。
【図3】クライオポンプを主ポンプとした、従来の核融合装置の真空排気システムのシステム図である。
【符号の説明】
1a 高磁場区域境界
2 エジェクタ
3 再利用回路
3k 圧力計
4a、4b、4d、4e、4f、4g 開閉弁
5a、5b ガス回収装置
5c、5e 熱交換部
5d、5f ガストラップ
5g 圧力計
6 バッキングポンプ系[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a vacuum exhaust system for a large magnetic confinement fusion reactor.
[0002]
[Prior art]
As a fusion technology currently being studied, a magnetic confinement type fusion reactor that generates plasma in an annular vacuum vessel and raises the density of the plasma with an electromagnet around the vacuum vessel to cause fusion. There is.
[0003]
Conventionally, as a vacuum exhaust system from a vacuum vessel of a large nuclear fusion reactor, a mechanical pump system including a turbo molecular pump a as shown in FIG. 2 or a helical groove vacuum pump b is used as a main pump, A system comprising a vacuum pump system using a cryopump c as shown in FIG. 3 as a main pump is known.
[0004]
Here, d is a switching valve, e is a backing pump for assisting the main pump, and f is a half of a vertical section of the annular vacuum vessel. An arrow X indicates the discharge direction of the conduit for discharging tritium to the tritium treatment system.
[0005]
[Problems to be solved by the invention]
The magnetic confinement fusion device has a high magnetic field area. If a mechanical pump system such as a turbo molecular pump or a helical groove vacuum pump is operated in this high magnetic field area, problems such as heat generation may occur in the rotating part of these pump systems. There was a problem that occurred.
[0006]
For this reason, the mechanical pump system must be installed at a sufficient distance from the vacuum vessel in the core, and a strict magnetic shield must be applied to the mechanical pump system.
[0007]
However, if the distance between the vacuum vessel and the mechanical pump system is set apart in this way, the pressure loss in the connection pipes of both of these will increase, and therefore the pipe diameter of the connection pipe will be increased, If the pumping speed of the mechanical pump system is not increased, the pumping speed required by the vacuum vessel cannot be secured.
[0008]
Furthermore, in the case of the above-described mechanical pump system, there is a problem that dust may accumulate in the gap between the rotating part and the stationary part of the pump and cause a failure.
[0009]
On the other hand, in a vacuum pump system using a cryopump as the main pump, the cryopump can be installed near the vacuum vessel in the high magnetic field area, and the pressure loss in the pipe can be shortened by shortening the connecting pipe between the two. Can be reduced.
[0010]
However, since this cryopump is a reservoir type pump that traps and exhausts gas on the cryopanel surface by adhesion or adsorption, it cannot be continuously exhausted, and operation is stopped halfway. It is necessary to regenerate the cryopanel surface.
[0011]
However, in a fusion reactor that operates continuously, interruption of exhaust from the vacuum vessel is not allowed, so it is necessary to connect a plurality of cryopumps in parallel to the vacuum vessel and alternately repeat exhaust and regeneration operations.
[0012]
In the regeneration operation of this cryopump, the temperature of the cryopanel is raised to vaporize and release the adhering material, and the cryopanel is cooled again. It takes a lot of time to raise and recool the cryopanel. Therefore, a large number of cryopumps are required for continuous exhaust of the vacuum vessel, and at the same time, the same number of switching vacuum valves as these cryopumps are required.
[0013]
In this way, the vacuum pump system that uses the cryopump as the main pump has a huge amount of equipment, and the cryopump has a very large amount of dangerous tritium retention, which requires strict safety measures. have.
[0014]
An object of the present invention is to solve these problems, and to provide a vacuum evacuation system for a nuclear fusion apparatus which is short in piping from a vacuum vessel and is excellent in terms of economy, safety and reliability. .
[0015]
[Means for Solving the Problems]
The present invention to achieve the above object, the gas recovery apparatus for recovering the gas that drives the Rutotomoni the ejector comprises an ejector which is driven by an inert gas inside the high magnetic field area border fusion device Installed on the exhaust side of the ejector, a recycling circuit for reusing the gas recovered by the gas recovery device for driving the ejector, and a backing pump system comprising a mechanical vacuum pump in the gas recovery device It is characterized by being attached .
[0016]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
An embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
[0017]
FIG. 1 is a system diagram of a vacuum evacuation system of a nuclear fusion apparatus according to the present invention, and a hydrogen isotope, helium and impurities are contained in an
[0018]
The
[0019]
In addition, 1a shows the high magnetic field area | region boundary of a nuclear fusion apparatus, and this
[0020]
In the present embodiment, argon gas is used as the drive gas for the
[0021]
The
[0022]
The
[0023]
For the
[0024]
These argon traps are cooled by passing a refrigerant through the
[0025]
Next, the
[0026]
Since the backing pump system 6 is installed outside the high magnetic field zone boundary 1a, the rotating part of the mechanical vacuum pump constituting the backing pump system 6 may cause problems such as heat generation due to the high magnetic field. There is no.
[0027]
In addition, in this way, on the pipes connected to the
[0028]
An arrow Y indicates the discharge direction of the exhaust from the backing pump system 6.
[0029]
[0030]
Next, the operation of the present embodiment will be described.
[0031]
Supplying A argon gas to the
[0032]
When the pressure in the
[0033]
The exhaust gas is sucked by the backing pump system 6 and guided to either the
[0034]
In the example of FIG. 1, the on-off
[0035]
The exhaust gas flowing into the
[0036]
In this way, while the
[0037]
That is, the
[0038]
Note that the reflux pressure of the argon gas needs to be adjusted so as to maintain the pressure necessary for driving the ejector 2 (indicated by the
[0039]
In this way, the argon gas is recovered simultaneously with the regeneration of the
[0040]
It should be noted that impurities such as dust are removed by being accumulated on the
[0041]
Eventually, if the argon gas trapping capacity of the
[0042]
In FIG. 1, the open /
[0043]
In this way, the vacuum exhaust system can be operated continuously by alternately repeating the above-described argon gas capturing and regeneration operations periodically in the two sets of
[0044]
Further, since the exhaust gas passing through the backing pump system 6 has already been freed of the argon gas, the load on the backing pump system 6 can be reduced.
[0045]
Note that two or more gas recovery devices may be provided in order to allow the exhaust system to work continuously in consideration of the time required for precooling and preheating during regeneration of the argon trap. In addition to argon, any of neon, krypton, xenon, or a mixed gas thereof may be used as the ejector driving gas.
[0046]
In the present embodiment, in order to make the
[0047]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, the ejector driven by the inert gas is installed in the high magnetic field area of the nuclear fusion apparatus so as to exhaust from the vacuum vessel. It is possible to simplify the incidental equipment, etc., and the installation space in the high magnetic field area is small, and since the ejector has no mechanical moving parts, failure or performance deterioration due to dust from the vacuum vessel or high-temperature intake gas The dust is carried on the ejector driving gas and accumulated in the gas recovery device, so that the processing is easy. Further, the suction gas mainly composed of a hydrogen isotope from the vacuum vessel is ejected. It is diluted with an inert gas, which is a driving gas, so that there is no danger of explosion and safety is increased.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a system diagram of an embodiment of a vacuum evacuation system of a fusion apparatus according to the present invention.
FIG. 2 is a system diagram of a vacuum evacuation system of a conventional fusion apparatus using a mechanical pump system as a main pump.
FIG. 3 is a system diagram of a vacuum evacuation system of a conventional fusion apparatus using a cryopump as a main pump.
[Explanation of symbols]
1a High magnetic
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