JPS6246289A - Tritium recovery method in nuclear fusion breeding li20 blanket - Google Patents
Tritium recovery method in nuclear fusion breeding li20 blanketInfo
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- JPS6246289A JPS6246289A JP60185590A JP18559085A JPS6246289A JP S6246289 A JPS6246289 A JP S6246289A JP 60185590 A JP60185590 A JP 60185590A JP 18559085 A JP18559085 A JP 18559085A JP S6246289 A JPS6246289 A JP S6246289A
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
（産業上の利用分野）
本発明は、核融合増殖Ｌｉ２０（酸化リチウム）ブラン
ケットに於るトリチウムの回収方法に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION (Field of Industrial Application) The present invention relates to a method for recovering tritium in a fusion-breeding Li20 (lithium oxide) blanket.
（従来の技術）
核融合炉、例えばトロイダル磁場コイルによって作られ
るトロイダル磁場と円周方向に沿つて作ったプラズマ中
に電流を流して、この電流によって発生するボロイダル
磁場の力でプラズマヲ閉じ込めるトカマク型核融合炉で
は、第２図に示す如く゛ドーナツ状のプラズマ１の周囲
に１内側ブランケット２％外側ブランケット２′、内側
遮蔽体３、外側遮蔽体３′、トロイダル磁場コイル４％
ボロイダル磁場コイル５等が配置されている。(Prior art) Fusion reactor, for example, a tokamak-type nucleus in which a current is passed through a toroidal magnetic field created by a toroidal magnetic field coil and a plasma created along the circumferential direction, and the plasma is confined by the force of the voloidal magnetic field generated by this current. In the fusion reactor, as shown in Fig. 2, around the doughnut-shaped plasma 1 there are 1 inner blanket 2% outer blanket 2', an inner shield 3, an outer shield 3', and a toroidal magnetic field coil 4%.
Voloidal magnetic field coils 5 and the like are arranged.
プランケラ） ２ 、２’は、重要な炉心機器の１つで
あり、核融合反応によって発生した中性子とＬｉ２ Ｏ
（酸化リチウム）等の増殖材とを核反応せしめて核融合
炉の燃料となるトリチウム（三重水素）を生産する機能
と、その中性子のもつ核エネルギーをブランケット内で
発電等に利用できる熱エネルギーに変換させる機能と、
遮蔽体と共に放射線の遮蔽をも行う機能等を有している
。Planchera) 2, 2' is one of the important reactor core equipment, and is a device that combines neutrons and Li2O generated by nuclear fusion reactions.
The function is to produce tritium (tritium), which is the fuel for a fusion reactor, by causing a nuclear reaction with a breeder material such as lithium oxide (lithium oxide), and to convert the nuclear energy of the neutrons into thermal energy that can be used for power generation etc. within the blanket. A function to convert,
It has the function of shielding radiation as well as a shielding body.
このようにブランケット内では中性子のもつエネルギー
が変換して大量の熱エネルギーとなるので、これを除去
し発電等の利用系へ輸送するための冷却材が必要であり
、水又はヘリウムが冷却材として用いられている。In this way, the energy of neutrons is converted into a large amount of thermal energy within the blanket, so a coolant is required to remove this and transport it to a power generation or other utilization system, and water or helium is used as a coolant. It is used.
冷却盤ブランケット容器内には、ペブル状或いはベレッ
ト状のＬｉ２Ｏが充填され、核融合によシ発生した中性
子は、Ｌら０中のＩｊと核反応し、核融合炉燃料のトリ
チウム（Ｔ）が発生し。The cooling disk blanket container is filled with pebble- or pellet-shaped Li2O, and the neutrons generated by nuclear fusion undergo a nuclear reaction with Ij in L et al., and tritium (T) in the fusion reactor fuel is Occurred.
再生産される。発生したトリチウムはブランケットにヘ
リウム等のスイープガスを流すことにより、ブランケッ
トから回収され、再び核融合炉燃料として使用される。be reproduced. The generated tritium is recovered from the blanket by flowing a sweep gas such as helium through the blanket and used again as fusion reactor fuel.
（発明が解決しようとする問題点）
ところで、前記トリチウム（Ｔ）は、Ｔ、０（トリチウ
ム水蒸気）″またはＨＴＯ或いはＴ２の形態で発生する
。このＴ、 ０またはＨＴＯは。(Problems to be Solved by the Invention) By the way, the tritium (T) is generated in the form of T, 0 (tritium water vapor)'', HTO, or T2.
Ｔ、ｉ２Ｏ中に吸着或いは溶解し、若しくはＬ７２０＋
Ｔ、０−２ＬイＯＨ反応によりＬｉＯＴとして存在する
。このため発生したトリチウムの一部がブランケット内
に滞留し、スイープガスにより回収できず、安全上、ト
リチウム回収上問題となる。即ち、トリチウムは放射性
物質であり且つ高価であるため、早急に回収しなければ
ならないものである。T, adsorbed or dissolved in i2O, or L720+
T, 0-2L exists as LiOT through the iOH reaction. For this reason, a portion of the generated tritium remains in the blanket and cannot be recovered by the sweep gas, which poses a safety and tritium recovery problem. That is, since tritium is a radioactive substance and is expensive, it must be recovered as soon as possible.
またＬｉＯＴは、一定温度（Ｔ、０５０ｐｐｍで４００
℃程度）以下では全く分解せず、発生したＴ、 Ｏは全
てブランケット内に滞留するため、ブランケット設計温
度はこの温度以上としなければならないものである。In addition, LiOT has a temperature of 400 at a constant temperature (T, 050 ppm).
The blanket design temperature must be at least this temperature because it does not decompose at all and all of the generated T and O stays within the blanket.
さらに発生したＴ！０を再度燃料とする場合は。More T! If you want to use 0 as fuel again.
電気分解等によりＴ、ガスに分解しなければならないも
のである。It must be decomposed into T and gas by electrolysis or the like.
そこで本発明は、ブランケット内に滞留するトリチウム
（Ｔ、０或いはＩｊＯＴ）を、ブランケット設計温度が
低温度でもＴ、ガスに分解して回収し、直ちに燃料とし
て再度使用できるようにしよ５とするものである。Therefore, the present invention makes it possible to recover the tritium (T, 0 or IjOT) that remains in the blanket by decomposing it into T and gas even if the blanket design temperature is low, so that it can be immediately used again as a fuel5. It is.
（問題点を解決するための手段）
上記問題点を解決するだめの本発明の技術的手段は、ブ
ランケットにスイープガスを流してブランケットからト
リチウムを回収する際、スイープガス中にＣＯガスを添
加して、スイープガス中のＴ２０１ Ｌ Ｚｌｏに吸着
するＴ、０又は：［ｊＯＴをＴ２ガスに分解して回収す
るものである。(Means for Solving the Problems) The technical means of the present invention to solve the above problems is to add CO gas to the sweep gas when collecting tritium from the blanket by flowing the sweep gas through the blanket. Then, T, 0 or :[jOT adsorbed on T201 L Zlo in the sweep gas is decomposed into T2 gas and recovered.
（実施例）
本発明による核融合増殖Ｌｉ２Ｏブランケットに於るト
リチウム回収方法の実施例について説明する。第１図は
水沫を実施するトリチウム回収設備の系統図で、１はブ
ランケットでＬｊ２０ペレット（またはペブル）が充填
されている。(Example) An example of the tritium recovery method in a fusion-breeding Li2O blanket according to the present invention will be described. FIG. 1 is a system diagram of a tritium recovery facility that performs water splashing, and 1 is a blanket filled with Lj20 pellets (or pebbles).
２はスイープガス排出流路に並列に設けられたベーパト
ラップで、交互に使用されるようになっている。ベーパ
トラップ２の下流にはフィルタ３、ブレヒータ４．オキ
シダイザ−５，クーラ６が設けられ、該クーラ６の下流
には並列に４基のドライヤー７が設けられている。この
４基のドライヤー７の下流にはフィルタ８が設けられ、
さらにその下流に交互に使用するために並列にサーキュ
レータ９が設けられ、その下流が前記ブランケット１に
接続されて、サーキット１０が形成されている。前記各
ドライヤー７の入口側には分岐流路１０′が設けられ、
これら分岐流路１０′が集合されたその下流には交互に
使用するために並列にバキュームポンプ１１が設けられ
、その下流はフューエルガスのサーキュレーシ目ンシ′
ステム（図示省略）に接続されている。Reference numeral 2 denotes a vapor trap that is provided in parallel with the sweep gas discharge channel and is used alternately. Downstream of the vapor trap 2 are a filter 3, a breech heater 4. An oxidizer 5 and a cooler 6 are provided, and four dryers 7 are provided in parallel downstream of the cooler 6. A filter 8 is provided downstream of these four dryers 7,
Furthermore, circulators 9 are provided in parallel downstream for alternate use, and the downstream side of the circulators 9 is connected to the blanket 1 to form a circuit 10. A branch flow path 10' is provided on the inlet side of each dryer 7,
Vacuum pumps 11 are provided in parallel in order to be used alternately downstream of the collection of these branch flow paths 10', and downstream of the vacuum pumps 11 are provided with vacuum pumps 11 for alternate use.
It is connected to a stem (not shown).
さて上記トリチウム回収設備に於て、核融合反応によっ
て発生した中性子は、ブランケット１中に充填されてい
るＬ（２０ペレツト（又はペブル）中のＬｉと核反応し
、核融合炉燃料のトリチウム（Ｔ）を再生産するが、こ
のトリチウムはＴ、０（又はＨＴＯ）或いはＴ２の形態
で発生し、Ｌｉ２中に吸着或いは溶解し、若しくはＬｉ
２Ｏ＋ Ｔ２Ｏ−２ＬｉＯＨ反応によりＬＯＯＴとして
存在し、このため発生したトリチウムの一部がブランケ
ット１内に滞留し、通常のスイープガス（Ｈｅガス）ｔ
−送給しても回収できないが、本発明ではブランケット
１にサーキュレータ９の上流から流路に供給したスイー
プガス（Ｈｅガス）中にＣＯガスを添加することにより
、スイープガス中のＴ２Ｏ（又はＨＴＯ）及びＬｉＯＴ
はＣＯガスと次式のように３５０℃程度から容易に反応
を開始する。Now, in the tritium recovery equipment mentioned above, the neutrons generated by the fusion reaction undergo a nuclear reaction with Li in the L (20 pellets (or pebbles)) filled in the blanket 1, and the tritium (T ), but this tritium occurs in the form of T, 0 (or HTO) or T2, and is adsorbed or dissolved in Li2, or
2O+ T2O-2LiOH exists as LOOT due to the reaction, and therefore a part of the tritium generated stays in the blanket 1, and the normal sweep gas (He gas) t
- Although CO gas cannot be recovered even if it is fed, in the present invention, by adding CO gas to the sweep gas (He gas) supplied to the blanket 1 from upstream of the circulator 9, T2O (or HTO gas) in the sweep gas can be recovered. ) and LiOT
easily starts to react with CO gas at about 350°C as shown in the following equation.
Ｉｊ２Ｏ＋Ｔ２０＋ＣＯ→Ｌｉｔ Ｃｏ、 ＋ Ｔ！２
Ｌｊ ＯＴ＋ＣＯ−Ｌｉ２ＣＯ３＋Ｔ。Ij2O+T20+CO→Lit Co, + T! 2
Lj OT+CO-Li2CO3+T.
従って、スイープガス（Ｈｇガス）中のＴ２Ｏ。Therefore, T2O in the sweep gas (Hg gas).
Ｌｉ２Ｏに吸着するＴ２Ｏ，ＬｉＯＴは容易にＴ２ガス
に分解する。T2O and LiOT adsorbed on Li2O are easily decomposed into T2 gas.
ブランケット１から排出されるＴ２ガスを含むスイープ
ガスは、トラップ２、フィルタ３を通って浄化され、プ
レヒータ４にて加熱された後、オキシダイザ−５，クー
ラ６を通って４基のドライヤー７のいずれか１基に送り
込まれる。そしてＴ、ガスが分離され、スイープガス（
）（ｇガス）が送り出されて、フィルタ８を通ってサー
キュレータ９に入り、再びブランケット１に送り込まれ
る。スイープガス（Ｈｅガス）が不足の時はサーキュレ
ータ９の上流の途中から補給される。Sweep gas containing T2 gas discharged from the blanket 1 is purified through a trap 2 and a filter 3, heated in a preheater 4, and then passed through an oxidizer 5 and a cooler 6 to any of the four dryers 7. Or sent to one unit. and T, the gas is separated and the sweep gas (
) (g gas) is sent out, passes through the filter 8, enters the circulator 9, and is sent into the blanket 1 again. When the sweep gas (He gas) is insufficient, it is replenished from upstream of the circulator 9.
前記分離されたＴ、ガスは、バキュームポンプ１１料と
して使用される。The separated T gas is used as a vacuum pump 11 charge.
（発明の効果）
以上の説明で判るように本発明の核融合増殖Ｌｉ２Ｏブ
ランケットに於るトリチウム回収方法によれば、ブラン
ケット内に滞留するトリチウム（Ｔ２Ｏ或いはＬｆｆｌ
ＯＴ）が容易にＴ！ガスに分解し、ブランケットからト
リチウムを回収できる。(Effect of the invention) As can be seen from the above explanation, according to the tritium recovery method in a fusion breeding Li2O blanket of the present invention, tritium (T2O or Lffl) retained in the blanket is
OT) is easily T! Tritium can be recovered from the blanket by decomposing it into gas.
またＬｉＯＴはＣＯガスにより、ＬｉＯＴのみの分解温
度に比較して低温度で分解するため、ブランケットの設
計温度を低温にできる。さらに回収されるトリチウムは
、Ｔ、ガスの形態となり。Furthermore, since LiOT is decomposed by CO gas at a lower temperature than the decomposition temperature of LiOT alone, the design temperature of the blanket can be lowered. The tritium that is further recovered is in the form of T gas.
ＴｔＯのように電気分解等を行わずに燃料として再使用
できる等の効果がある。It has the advantage that it can be reused as a fuel without electrolysis or the like, unlike TtO.
第１図は本発明のトリチウム回収方法を実施するための
トリチウム回収設備の系統図、第２図はトカマク屋核融
合炉の概略を示す断面図である。FIG. 1 is a system diagram of tritium recovery equipment for carrying out the tritium recovery method of the present invention, and FIG. 2 is a cross-sectional view schematically showing a tokamakuya nuclear fusion reactor.
Claims (1)
してブランケットからトリチウムを回収する際、スイー
プガス中にＣＯガスを添加して、スイープガス中のＴ＿
２Ｏ、Ｌｉ＿２Ｏに吸着するＴ＿２Ｏ又はＬｉＯＴをＴ
＿２ガスに分解して回収することを特徴とする核融合増
殖Ｌｉ＿２Ｏブランケットに於るトリチウム回収方法。When collecting tritium from the blanket by flowing a sweep gas through the fusion breeding Li_2O blanket, CO gas is added to the sweep gas to increase the T_ in the sweep gas.
T_2O or LiOT adsorbed on 2O, Li_2O
A method for recovering tritium in a fusion-breeding Li_2O blanket, characterized by recovering it by decomposing it into _2 gas.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60185590A JPS6246289A (en) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | Tritium recovery method in nuclear fusion breeding li20 blanket |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60185590A JPS6246289A (en) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | Tritium recovery method in nuclear fusion breeding li20 blanket |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6246289A true JPS6246289A (en) | 1987-02-28 |
Family
ID=16173460
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60185590A Pending JPS6246289A (en) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | Tritium recovery method in nuclear fusion breeding li20 blanket |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6246289A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH058994A (en) * | 1991-10-31 | 1993-01-19 | Hikoma Seisakusho Kk | Hook receiving mechanism for crane |
| CN106353789A (en) * | 2016-08-25 | 2017-01-25 | 中国人民解放军陆军军官学院 | Vacuum sieve plate device and method for on-line extraction of tritium in fusion reactor liquid metal blanket |
-
1985
- 1985-08-23 JP JP60185590A patent/JPS6246289A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH058994A (en) * | 1991-10-31 | 1993-01-19 | Hikoma Seisakusho Kk | Hook receiving mechanism for crane |
| CN106353789A (en) * | 2016-08-25 | 2017-01-25 | 中国人民解放军陆军军官学院 | Vacuum sieve plate device and method for on-line extraction of tritium in fusion reactor liquid metal blanket |
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