JPH02207825A - 水素同位体の分離、固定、供給装置 - Google Patents
水素同位体の分離、固定、供給装置Info
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- JPH02207825A JPH02207825A JP2745689A JP2745689A JPH02207825A JP H02207825 A JPH02207825 A JP H02207825A JP 2745689 A JP2745689 A JP 2745689A JP 2745689 A JP2745689 A JP 2745689A JP H02207825 A JPH02207825 A JP H02207825A
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Landscapes
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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。
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〕
本発明は混合ガス中の水素同位体ガスの分離に係り、特
に1分離後の水素同位体を固定後、供給するのに好適な
水素同位体の固定、供給装置に関する。
に1分離後の水素同位体を固定後、供給するのに好適な
水素同位体の固定、供給装置に関する。
トリチウム(Tz)、重水素(D2)は水素の同位体で
、特に、トリチウムは半減期が約12年の放射性物質で
あり、その物理的、及び、化学的性質は通常の水素(H
2)と類似している。このトリチウムは核融合炉の燃料
となる物質である。核融合炉では炉内に注入されたトリ
チウムが未反応のまま放出される比率が極めて高いため
、これを回収し炉内へ再注入する技術が不可欠である。
、特に、トリチウムは半減期が約12年の放射性物質で
あり、その物理的、及び、化学的性質は通常の水素(H
2)と類似している。このトリチウムは核融合炉の燃料
となる物質である。核融合炉では炉内に注入されたトリ
チウムが未反応のまま放出される比率が極めて高いため
、これを回収し炉内へ再注入する技術が不可欠である。
核融合炉におけるトリチウムの流れは1例えば、第4図
に示すような流れとなっており、未反応のトリチウムは
種々の核融合副生成物が混入した混合ガスとともに排気
系によって炉内から取出され、精製糸、および、同位体
分離系を経て回収される。
に示すような流れとなっており、未反応のトリチウムは
種々の核融合副生成物が混入した混合ガスとともに排気
系によって炉内から取出され、精製糸、および、同位体
分離系を経て回収される。
このトリチウムの分離回収には従来より、例えば、第5
図に示すような触媒燃焼方式等が用いられている。すな
わち、第5図において、トリチウムを含んだ混合ガス5
1は触媒燃焼装置52によってガス中のトリチウムが酸
素(Oz)50と結合された後、気液分離装置53によ
って液体と気体に分離され、トリチウム水(T2O)の
形で貯蔵容器54に貯蔵される。また、気液分離装置5
3で液体と分離された気体はガス成分吸着装置55によ
って処理された後、大気へ放出される。貯蔵されたT2
.Oは一酸化炭素(C○)によりT2に還元されて次の
同位体分離系に送られ、D2と分離して、T2.D2そ
れぞれ水素吸蔵合金充填層等からなる貯蔵系を経て、プ
ラズマに供給される。触媒燃焼方式のかわりに、混合ガ
ス中の主要成分であるT2.D2を選択的に璃過するパ
ラジウム合金膜等を利用して不純物ガスと分離し、大部
分のT2゜D!、H2を酸化物(Two、DzO)の形
を経由しないで分離し、ついで液化蒸留法により、T2
゜D2.Hzを分離する方法が考えられている。
図に示すような触媒燃焼方式等が用いられている。すな
わち、第5図において、トリチウムを含んだ混合ガス5
1は触媒燃焼装置52によってガス中のトリチウムが酸
素(Oz)50と結合された後、気液分離装置53によ
って液体と気体に分離され、トリチウム水(T2O)の
形で貯蔵容器54に貯蔵される。また、気液分離装置5
3で液体と分離された気体はガス成分吸着装置55によ
って処理された後、大気へ放出される。貯蔵されたT2
.Oは一酸化炭素(C○)によりT2に還元されて次の
同位体分離系に送られ、D2と分離して、T2.D2そ
れぞれ水素吸蔵合金充填層等からなる貯蔵系を経て、プ
ラズマに供給される。触媒燃焼方式のかわりに、混合ガ
ス中の主要成分であるT2.D2を選択的に璃過するパ
ラジウム合金膜等を利用して不純物ガスと分離し、大部
分のT2゜D!、H2を酸化物(Two、DzO)の形
を経由しないで分離し、ついで液化蒸留法により、T2
゜D2.Hzを分離する方法が考えられている。
しかし、前述の二つの方法では、いずれも液化蒸留法を
経由するが、液化蒸留法では水素同位体を液状にして沸
点の差を利用して分離するため、トリチウムインベント
リが必然的に大きくなるという問題が生じている。
経由するが、液化蒸留法では水素同位体を液状にして沸
点の差を利用して分離するため、トリチウムインベント
リが必然的に大きくなるという問題が生じている。
上記従来技術は1〜リチウムインベントリの点について
考慮が不十分であった。
考慮が不十分であった。
本発明の目的は、トリチウムインベントリを減少させる
ためガス状のままで、トリチウムを他の重水素、水素等
の同位体と分離し、かつ、連続的に供給できる装置を提
供することにある。
ためガス状のままで、トリチウムを他の重水素、水素等
の同位体と分離し、かつ、連続的に供給できる装置を提
供することにある。
上記目的はトリチウムと重水素等の同位体分離にトリチ
ウムを選択的に励起イオン化するイオン化装置と、イオ
ン化したトリチウムを引き出すイオン引き出し装置と、
トリチウムを連続的に貯蔵。
ウムを選択的に励起イオン化するイオン化装置と、イオ
ン化したトリチウムを引き出すイオン引き出し装置と、
トリチウムを連続的に貯蔵。
供給するための貯蔵供給装置とにより達成される。
上記構成を特徴とする本発明によれば、次のような作用
が得られる。
が得られる。
(1)混合ガスの中からトリチウムを取り出す手段とし
て選択励起イオン化装置とイオン引き出し装置、及び、
貯蔵供給装置を用い、トリチウムを液体の形を経由しな
いで重水素や他の不純物ガスと分離回収することができ
る。
て選択励起イオン化装置とイオン引き出し装置、及び、
貯蔵供給装置を用い、トリチウムを液体の形を経由しな
いで重水素や他の不純物ガスと分離回収することができ
る。
(2)液化蒸留法を使用しなくて良いため、複雑な低温
における温度制御を必要としない。
における温度制御を必要としない。
(3)ガス状で分離すること、及び、貯蔵供給に半連続
貯蔵供給装置を用いることで、トリチウムのインベント
リを大幅に低減することができる。
貯蔵供給装置を用いることで、トリチウムのインベント
リを大幅に低減することができる。
以下、本発明の一実施例を第1図により説明する。本実
施例は、核融合炉プラズマ排ガス中のトリチウムの分離
、供給に好適な例を示す。プラズマ排ガスは、排ガス供
給系4より、イオン化装置1内へ供給される。高周波加
熱装置5により、トリチウムを含むガスは加熱され、原
子状態になる。
施例は、核融合炉プラズマ排ガス中のトリチウムの分離
、供給に好適な例を示す。プラズマ排ガスは、排ガス供
給系4より、イオン化装置1内へ供給される。高周波加
熱装置5により、トリチウムを含むガスは加熱され、原
子状態になる。
プラズマ排ガス中にトリチウムは、T2、以外に、DT
、トリチウム化メタン、トリチウム化アンモニウムの化
学形で存在するが、数千℃に加熱されることで、原子状
のTになる。この時、同位体である、D、Hも原子状態
になる。この原子団に三種類の波長を合成したレーザビ
ーム12を照射する。このレーザビーム12は、トリチ
ウム原子の選択励起用波長可変真空紫外レーザ6からの
波長120±10nmのレーザビーム12、イオン化励
起用の可視光レーザ9、好ましくは、銅蒸気レーザから
の波長510nmのレーザビーム、そして、可視光レー
ザ9でポンピングされた色素レーザ8からの波長650
nm付近のレーザビームをハーフミラ−10、ミラー1
1、そして紫外光透過、可視光反射型のダイナミックミ
ラー7により重ね合せたものである。レーザビーム12
はイオン化装置1の壁面に設けられた窓より、装置内の
原子団に照射され、トリチウム原子のみを選択的にイオ
ン化励起する。イオン化されたトリチウムは、イオン引
き出し装置2を構成する。引き出し電極13、及び、電
磁石14の働きで、トリチウムイオン(T÷)を、回収
供給装置i3内に回収する。
、トリチウム化メタン、トリチウム化アンモニウムの化
学形で存在するが、数千℃に加熱されることで、原子状
のTになる。この時、同位体である、D、Hも原子状態
になる。この原子団に三種類の波長を合成したレーザビ
ーム12を照射する。このレーザビーム12は、トリチ
ウム原子の選択励起用波長可変真空紫外レーザ6からの
波長120±10nmのレーザビーム12、イオン化励
起用の可視光レーザ9、好ましくは、銅蒸気レーザから
の波長510nmのレーザビーム、そして、可視光レー
ザ9でポンピングされた色素レーザ8からの波長650
nm付近のレーザビームをハーフミラ−10、ミラー1
1、そして紫外光透過、可視光反射型のダイナミックミ
ラー7により重ね合せたものである。レーザビーム12
はイオン化装置1の壁面に設けられた窓より、装置内の
原子団に照射され、トリチウム原子のみを選択的にイオ
ン化励起する。イオン化されたトリチウムは、イオン引
き出し装置2を構成する。引き出し電極13、及び、電
磁石14の働きで、トリチウムイオン(T÷)を、回収
供給装置i3内に回収する。
この時、引き出し電極13への印加電圧あるいは、電磁
石14への供給電力を増減することにより、トリチウム
イオンの運動半径を増減させ、複数の回収供給装置に、
順次、流入させるようにする。
石14への供給電力を増減することにより、トリチウム
イオンの運動半径を増減させ、複数の回収供給装置に、
順次、流入させるようにする。
すなわち、弁15を開き、弁17、弁16を閉じると、
トリチウムイオンが水素吸蔵合金を充填した水素吸蔵充
填M19に流入する。ここで、水素吸蔵合金は、水素を
合金中に吸蔵する働きをもつもので、水素同位体である
トリチウムに対しても同様の吸蔵能力を持つ0通常、パ
ルコニウム−コバルト合金、ランタン−ニッケル合金、
あるいは、ウラン金属が使用される。一定時間回収後、
弁15を閉じ、逆に、弁16を開く、同時に引き出し電
極13の印加電圧を下げ、あるいは、電磁石14への供
給電力を下げることによって、トリチウムイオンの運動
半径を小さくして、より内側の半径に位置した水素吸蔵
充填層20に、トリチウムイオンを入射させる。これと
同時に、水素吸蔵充填層19では、弁17を開いた状態
で、加熱ヒータ21へ通電して加熱し、水素吸蔵充填層
19からトリチウムを放出させ、燃料注入系を経て。
トリチウムイオンが水素吸蔵合金を充填した水素吸蔵充
填M19に流入する。ここで、水素吸蔵合金は、水素を
合金中に吸蔵する働きをもつもので、水素同位体である
トリチウムに対しても同様の吸蔵能力を持つ0通常、パ
ルコニウム−コバルト合金、ランタン−ニッケル合金、
あるいは、ウラン金属が使用される。一定時間回収後、
弁15を閉じ、逆に、弁16を開く、同時に引き出し電
極13の印加電圧を下げ、あるいは、電磁石14への供
給電力を下げることによって、トリチウムイオンの運動
半径を小さくして、より内側の半径に位置した水素吸蔵
充填層20に、トリチウムイオンを入射させる。これと
同時に、水素吸蔵充填層19では、弁17を開いた状態
で、加熱ヒータ21へ通電して加熱し、水素吸蔵充填層
19からトリチウムを放出させ、燃料注入系を経て。
プラズマ中ヘトリチウムを供給する0本発明では、水素
吸蔵充填層を二つの例で示した0通常充填層におけるト
リチウムインベントリは数gで、液化蒸留法の一割程度
であるが、水素吸蔵充填層を多数用意することによって
、トリチウムインベント・りをさらに小さくすることが
できる。なお、図中18は弁、20は水素吸蔵充填層、
22は加熱ヒータである。
吸蔵充填層を二つの例で示した0通常充填層におけるト
リチウムインベントリは数gで、液化蒸留法の一割程度
であるが、水素吸蔵充填層を多数用意することによって
、トリチウムインベント・りをさらに小さくすることが
できる。なお、図中18は弁、20は水素吸蔵充填層、
22は加熱ヒータである。
第2図にはトリチウムの選択励起、イオン化の原理図を
示す、トリチウムの励起レベル(2P)と基底レベル(
IS)のエネルギ差に相当する、又はそれより短かい波
長をもつレーザ光を照射することにより、トリチウム原
子のみを選択的に励起できる。このレーザ光の波長は、
真空紫外〜紫外域である0選択励起レベルにある励起ト
リチウム原子は、さらに、イオン化レベルと励起レベル
のエネルギ差に相当する、あるいは、それ以上のエネル
ギに相当する波長のレーザ光を照射することによりイオ
ン化される。この過程は、イオン化レベルと選択励起レ
ベルの準位間を数段階に分割し、その準位間のエネルギ
差に相当する波長をもつレーザ光を複数重ね合わせて照
射することによっても可能である。このイオン化のため
のレーザは、−段階でイオン化するためには、近紫外〜
紫外域のレーザ光1例えば、エキシマレーザが好適であ
り、二段階でイオン化するには、波長可変色素レーザや
銅蒸気レーザ、YAGレーザが好適である。
示す、トリチウムの励起レベル(2P)と基底レベル(
IS)のエネルギ差に相当する、又はそれより短かい波
長をもつレーザ光を照射することにより、トリチウム原
子のみを選択的に励起できる。このレーザ光の波長は、
真空紫外〜紫外域である0選択励起レベルにある励起ト
リチウム原子は、さらに、イオン化レベルと励起レベル
のエネルギ差に相当する、あるいは、それ以上のエネル
ギに相当する波長のレーザ光を照射することによりイオ
ン化される。この過程は、イオン化レベルと選択励起レ
ベルの準位間を数段階に分割し、その準位間のエネルギ
差に相当する波長をもつレーザ光を複数重ね合わせて照
射することによっても可能である。このイオン化のため
のレーザは、−段階でイオン化するためには、近紫外〜
紫外域のレーザ光1例えば、エキシマレーザが好適であ
り、二段階でイオン化するには、波長可変色素レーザや
銅蒸気レーザ、YAGレーザが好適である。
本実施例で用いる波長可変真空紫外レーザ6は可視〜紫
外域のパルス色素レーザと非線形媒質(例えば、希ガス
、金属蒸気等)の組み合わせで構成される。−例として
、非線形媒質として水銀蒸気を用いた場合、波長31:
2.8nmの二光子励起で水銀は7’ Soの励起状態
になり、さらに、追動起用波長可変色素レーザの波長を
420〜670nmの範囲で掃引すると、114nm〜
127nmの範囲の波長が変えられる真空紫外レーザ光
が得られる。これはトリチウムの選択励起用として好適
である。波長312.8n m のレーザ光はYAGレ
ーザとローダミン系色素、及び、にDP結晶の組み合わ
せが最適であり、追動起用レーザはYAGレーザとロー
ダミン系色素を組み合わせて得られる。
外域のパルス色素レーザと非線形媒質(例えば、希ガス
、金属蒸気等)の組み合わせで構成される。−例として
、非線形媒質として水銀蒸気を用いた場合、波長31:
2.8nmの二光子励起で水銀は7’ Soの励起状態
になり、さらに、追動起用波長可変色素レーザの波長を
420〜670nmの範囲で掃引すると、114nm〜
127nmの範囲の波長が変えられる真空紫外レーザ光
が得られる。これはトリチウムの選択励起用として好適
である。波長312.8n m のレーザ光はYAGレ
ーザとローダミン系色素、及び、にDP結晶の組み合わ
せが最適であり、追動起用レーザはYAGレーザとロー
ダミン系色素を組み合わせて得られる。
本実施例では、混合ガス中のトリチウム原子を選択励起
、イオン化分離の例を述べたが、対象とする原子は、ト
リチウムに限ったことでなく、重水素を選択励起イオン
化した場合は、波長可変真空紫外レーザの波長を重水素
の選択励起レベルにあわせることにより実施できる。
、イオン化分離の例を述べたが、対象とする原子は、ト
リチウムに限ったことでなく、重水素を選択励起イオン
化した場合は、波長可変真空紫外レーザの波長を重水素
の選択励起レベルにあわせることにより実施できる。
さらに1本実施例の変形例を第3図で示す。プラズマ排
ガスを、まず、パラジウム合金膜等からなる水素同位体
分離膜31で処理して、水素、重水素トリチウムで、水
素の化学形のみを分離し、次いで、選択励起イオン化系
32で、水素原子のみを励起、イオン化して除去し、残
ったトリチウム、重水素をトリチウム、重水素貯蔵系3
6に一諸に回収し、次いで、調整系35を経て、燃料注
入系34に送り、アイスペレット状にしてプラズマガス
中に注入する。この場合、選択励起イオン化される水素
原子濃度は、プラズマ排ガス中では他のトリチウム、重
水素に比べ一桁以上低いので、選択励起イオン化に要す
るエネルギは小さくて良い0図中33は水素貯蔵系。
ガスを、まず、パラジウム合金膜等からなる水素同位体
分離膜31で処理して、水素、重水素トリチウムで、水
素の化学形のみを分離し、次いで、選択励起イオン化系
32で、水素原子のみを励起、イオン化して除去し、残
ったトリチウム、重水素をトリチウム、重水素貯蔵系3
6に一諸に回収し、次いで、調整系35を経て、燃料注
入系34に送り、アイスペレット状にしてプラズマガス
中に注入する。この場合、選択励起イオン化される水素
原子濃度は、プラズマ排ガス中では他のトリチウム、重
水素に比べ一桁以上低いので、選択励起イオン化に要す
るエネルギは小さくて良い0図中33は水素貯蔵系。
本発明によれば、従来法に比ベプロセスが単純になり、
かつ、トリチウムを液体状で操作する深冷蒸留装置を必
要としないので、トリチウムインベントリを大幅に低減
することができる。
かつ、トリチウムを液体状で操作する深冷蒸留装置を必
要としないので、トリチウムインベントリを大幅に低減
することができる。
第1図は本発明の一実施例の水素同位体分離固定供給装
置の系統図、第2図は水素同位体の基底、励起及びイオ
ン化状態図、第3図は、トリチウム、重水素から水素を
分離する場合のブロック図、第4図は核融合炉における
トリチウム燃料のフローチャート、第5図は従来の触媒
酸化、トリチウム水回収によるトリチウムの分離系統図
である。 1・・・イオン化装置、2・・・イオン引き出し装置、
3・・・回収供給装置、4・・・排ガス供給系、5・・
・高周波加熱装置、6・・・波長可変真空紫外レーザ、
7・・ダイナミックミラー、8・・・色素レーザ、9・
・・可視光レーザ、10・・・ハーフミラ−11・・・
ミラー12・・・レーザビーム、13・・・引き出し電
極、14第1図 第3図 を 第2図
置の系統図、第2図は水素同位体の基底、励起及びイオ
ン化状態図、第3図は、トリチウム、重水素から水素を
分離する場合のブロック図、第4図は核融合炉における
トリチウム燃料のフローチャート、第5図は従来の触媒
酸化、トリチウム水回収によるトリチウムの分離系統図
である。 1・・・イオン化装置、2・・・イオン引き出し装置、
3・・・回収供給装置、4・・・排ガス供給系、5・・
・高周波加熱装置、6・・・波長可変真空紫外レーザ、
7・・ダイナミックミラー、8・・・色素レーザ、9・
・・可視光レーザ、10・・・ハーフミラ−11・・・
ミラー12・・・レーザビーム、13・・・引き出し電
極、14第1図 第3図 を 第2図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、トリチウム、又は、重水素を含む水素分子を原子化
した後、分離する水素同位体を選択励起レベルに相当す
る波長のレーザビームを照射して、分離する水素同位体
原子のみを選択的に励起し、かつ、イオン化して分離す
る装置において、 イオン化した前記水素同位体を複数の水素吸蔵合金粒子
を充填した充填層に、順次、導入することを特徴とする
水素同位体の分離、固定、供給装置。 2、特許請求項第1項において、 イオン化された粒子の円運動の半径を、引き出し電極の
印加電圧、磁場強度を変えることで変化させ、変化する
前記イオン化された粒子の円運動軌道上に前記水素吸蔵
合金粒子の充填層を複数配置することを特徴とする水素
同位体の分離、固定、供給装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2745689A JPH02207825A (ja) | 1989-02-08 | 1989-02-08 | 水素同位体の分離、固定、供給装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2745689A JPH02207825A (ja) | 1989-02-08 | 1989-02-08 | 水素同位体の分離、固定、供給装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH02207825A true JPH02207825A (ja) | 1990-08-17 |
Family
ID=12221619
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2745689A Pending JPH02207825A (ja) | 1989-02-08 | 1989-02-08 | 水素同位体の分離、固定、供給装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH02207825A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114280005A (zh) * | 2021-12-28 | 2022-04-05 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种氢及氢同位素的快速分析检测装置及方法 |
-
1989
- 1989-02-08 JP JP2745689A patent/JPH02207825A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114280005A (zh) * | 2021-12-28 | 2022-04-05 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种氢及氢同位素的快速分析检测装置及方法 |
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