(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
真空中に形成または真空中に射出された液滴からのふく射熱放射によって、液の保持する熱を液滴と分離する熱分離工程と、
前記ふく射熱放射によって前記液滴と分離された前記熱を回収する熱回収工程とを含み、
前記熱分離工程により分離した熱を、前記熱回収工程において、前記真空の周囲の壁面を介して熱媒体に吸収させ、前記熱媒体とともに回収することを特徴とする、熱の分離回収方法。
【請求項２】
前記液滴が、金属の液滴である請求項１記載の熱分離回収方法。
【請求項３】
前記液滴が、リチウム含有液体の液滴である請求項１または２記載の熱分離回収方法。
【請求項４】
前記液滴が、リチウム鉛（PbLi）の液滴である請求項１から３のいずれか一項に記載の熱分離回収方法。
【請求項５】
前記液滴が、伝熱液体の液滴である請求項１記載の熱分離回収方法。
【請求項６】
前記伝熱液体が、溶融塩または有機液体である請求項５記載の熱分離回収方法。
【請求項７】
前記熱媒体が、ヘリウムである請求項１から６のいずれか一項に記載の熱分離回収方法。
【請求項８】
真空中に形成または真空中に射出された液滴中に溶存している気体を、前記気体の拡散放出により前記液滴から分離回収する気体分離回収方法と、請求項１から７のいずれか一項に記載の熱分離回収方法とを同一の反応系中で行なうことにより、前記液滴から前記気体および前記熱をそれぞれ個別に分離し、さらに、前記気体と前記熱とが分離された状態でそれぞれを個別に回収することを特徴とする、気体および熱の分離回収方法。
【請求項９】
請求項１から７のいずれか一項に記載の熱分離回収方法を行なう熱分離回収手段を含むことを特徴とする、熱分離回収装置。
【請求項１０】
請求項８記載の気体および熱の分離回収方法を行なう気体および熱分離回収手段を含むことを特徴とする、気体および熱の分離回収装置。
【請求項１１】
請求項１０記載の気体および熱分離回収装置を含み、
前記気体および熱分離回収装置が、トリチウムを分離回収可能であり、
さらに、前記回収トリチウムを核融合させる核融合プラズマを含むことを特徴とする、
核融合装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、熱分離方法、熱の回収方法、気体および熱の分離方法、気体および熱の分離回収方法、熱分離装置、気体および熱分離装置、気体および熱分離回収装置、ならびに核融合装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
核融合装置に於いては発生する熱エネルギーのみならず運転時に生成される燃料トリチウムを媒体である液体金属から抽出する必要がある。また熱エネルギーの回収効率及び液体金属の融点の制約から生成媒体の運転温度は最低でも３００℃以上、一般的な設計では５００℃以上の高温が必要である（例えば、非特許文献１）。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００３】
【非特許文献１】M.S.  Tillack  et  al.,  Fusion  power  core  engineering  for  the  ARIES-ST  power  plant,  Fusion  Eng.  Des.  65  (2003)  215-261.
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
図１１に、核融合装置の一例によるトリチウムおよび熱の回収メカニズムを模式的に示す。この装置は、液体ＰｂＬｉ（リチウム鉛、ＬｉＰｂと表記することもある）をトリチウムおよび熱の回収用に併用するブランケット方式の一つであるＤｕａｌ−Ｃｏｏｌａｎｔ  Ｌｉｔｈｉｕｍ  Ｌｅａｄ（ＤＣＬＬ）を用いている。図示のとおり、この装置は、核融合プラズマ１６１、ブランケット１６２、トリチウム回収部１６３、および熱交換部１６４を含む。図示のとおり、核融合プラズマ１６１から発生した中性子によりトリチウムおよび熱が、ブランケット１６２中に発生し、ブランケット１６２中の液体ＰｂＬｉ（図１１中ではＬｉＰｂと表記）とともに、まず、配管１６５を通じてトリチウム回収部１６３に送られる。トリチウム回収部１６３では、トリチウムが回収され、配管１６８を通じて核融合プラズマ１６１に戻され、再利用される。一方、トリチウム回収後の液体ＰｂＬｉおよび熱は、トリチウム回収部１６３から、配管１６６を通じて熱交換部１６４に送られる。熱交換部１６４では、熱が回収され、利用されるとともに、ＬｉＰｂは、配管１６７を通じてブランケット１６２に戻され、再利用される。
【０００５】
このような従来の方式では、前述のとおり、トリチウムおよび熱のそれぞれに対し専用の抽出装置を配置し、さらに、隔膜（金属メンブレン）との接触方式で抽出を行う。具体的には、上流にトリチウム回収ステーション（Tritium  Recovery  Station、TRS）を配置し、下流に熱交換ステーション（Heat  Excange  Station、HES）を配置する。しかしながら、この方式では、下記の二つの問題があり、それが、核融合装置の実現性の制約となる。一つ目の問題は、液体金属による配管および隔膜の腐食による装置寿命の問題である。二つ目の問題は、放射性物質であるトリチウムが、配管または隔膜を介して周囲環境および二次媒体に透過するおそれがあることである。
【０００６】
そこで、本発明は、装置の腐食と、放射性物質の透過との問題を防止または抑制することが可能な、熱分離方法、熱の回収方法、気体および熱の分離方法、熱分離装置、気体および熱分離装置、ならびに核融合装置の提供を目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
前記目的を達成するために、本発明の熱分離方法は、真空中に形成または真空中に射出された液滴からの熱放射によって、液の保持する熱を液滴と分離する熱分離工程を含むことを特徴とする。
【０００８】
本発明の熱の回収方法は、前記本発明の熱分離方法により分離した熱を、前記真空の周囲の壁面を介して回収することを特徴とする。
【０００９】
本発明の気体および熱の分離方法は、真空中に形成または真空中に射出された液滴中に溶存している気体を、前記気体の拡散放出により前記液滴と分離する気体分離方法と、前記本発明の熱分離方法とを同一の反応系中で行なうことにより、前記液滴から前記気体および前記熱を分離することを特徴とする。
【００１０】
本発明の気体および熱の分離回収方法は、真空中に形成または真空中に射出された液滴中に溶存している気体を、前記気体の拡散放出により前記液滴と分離する気体分離方法と、前記本発明の熱分離回収方法とを同一の反応系中で行なうことにより、前記液滴から前記気体および前記熱を分離回収することを特徴とする。
【００１１】
本発明の熱分離装置は、前記本発明の熱分離方法を行なう熱分離手段を含むことを特徴とする。
【００１２】
本発明の気体および熱分離装置は、前記本発明の気体および熱の分離方法を行なう気体および熱分離手段を含むことを特徴とする。
【００１３】
本発明の気体および熱分離回収装置は、前記本発明の気体および熱の分離方法を行なう気体および熱分離回収手段を含むことを特徴とする。
【００１４】
本発明の核融合装置は、前記本発明の気体および熱分離回収装置を含み、前記本発明の気体および熱分離回収装置が、トリチウムを分離回収可能であり、さらに、前記回収トリチウムを核融合させる核融合プラズマを含むことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１５】
本発明の熱分離方法、熱の回収方法、気体および熱の分離方法、熱分離装置、気体および熱分離装置、ならびに核融合装置によれば、装置の腐食と、放射性物質の透過との問題を防止または抑制することが可能である。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】図１は、本発明の核融合装置の一例を示す模式図である。
【図２】図２は、図１の容器１３の構造を、さらに具体的に示す図である。
【図３】図３は、モデル計算の一例（０．１ｓ毎のブロックに分割）を示す模式図である。
【図４】図４は、球形の液滴を示す模式図である。
【図５】図５は、ＰｂＬｉ液滴の温度と真空中滞在時間との関係の計算結果の一例を示すグラフである。
【図６】図６は、ＰｂＬｉ液滴の温度と真空中滞在時間との関係の計算結果の別の一例を示すグラフである。
【図７】図７は、ＰｂＬｉ液滴の温度と真空中滞在時間との関係の計算結果のさらに別の一例を示すグラフである。
【図８】図８は、ＰｂＬｉ液滴の温度と真空中滞在時間との関係の計算結果のさらに別の一例を示すグラフである。
【図９】図９は、ＰｂＬｉ液滴の温度と真空中滞在時間との関係の計算結果のさらに別の一例を示すグラフである。
【図１０】図１０は、ＰｂＬｉ液滴の温度と真空中滞在時間との関係の計算結果のさらに別の一例を示すグラフである。
【図１１】図１１は、従来の核融合装置の一例によるトリチウムおよび熱の分離回収メカニズムを模式的に示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
以下、本発明について、例を挙げて説明する。ただし、本発明は、以下の説明により限定されない。
【００１８】
本発明の熱分離方法は、例えば、前記液滴が、金属の液滴であっても良い。
【００１９】
本発明の熱分離方法は、例えば、前記液滴が、リチウム含有液体の液滴であっても良い。
【００２０】
本発明の熱分離方法は、例えば、前記液滴が、リチウム鉛（PbLi）の液滴であっても良い。
【００２１】
本発明の熱分離方法は、例えば、前記液滴が、伝熱液体の液滴であっても良い。前記伝熱液体は、例えば、溶融塩または有機液体等であっても良い。
【００２２】
なお、本発明において、真空中に液滴を形成する液体は、蒸気圧が低いことが好ましい。「蒸気圧が低い」とは、具体的には、例えば、液滴の雰囲気が真空であることを妨げない程度の蒸気圧であることをいう。また、本発明において、「真空」は、例えば、液滴の流動（落下等）を妨げず、かつ、伝熱に影響を与えない程度の真空度（雰囲気圧）であれば良く、さほど高度な真空度を必要としない。
【００２３】
以下、本発明について、図面、数式等を用いて、さらに具体的に説明する。ただし、以下の説明は例示であり、本発明をなんら限定しない。例えば、各図は、例示的な模式図であり、本発明はこれらに限定されない。また、数式は、理論計算の一例であり、本発明はこれらに限定されない。
【００２４】
［本発明の装置および方法］
図１に、本発明の核融合装置の一例を模式的に示す。図示のとおり、この装置は、核融合プラズマ１１と、ブランケット１２と、容器１３とを主要構成要素とする。図示のとおり、核融合プラズマ１１から発生したトリチウム（気体）および熱は、ブランケット１２中の液体ＰｂＬｉ（図１中ではＬｉＰｂと表記）とともに、まず、配管１４を通じて容器１３内に送られる。容器１３内は真空であり、液滴形成手段（図示せず）により、容器１３内に液体ＰｂＬｉの液滴を形成する。そして、容器１３内で液体ＰｂＬｉの液滴が落下する間に、前記液滴から、トリチウムと熱とを同時に回収する。トリチウムについては、移流拡散により液体ＰｂＬｉの液滴から放出させて回収する。熱（ｈｅａｔ）については、図示のように、ふく射（熱放射）により容器１３の周囲の壁（壁面）を加熱し、二次媒体に変換し、配管１７を通じて回収する。回収した熱は、例えば、水蒸気を発生させてタービンを回して発電するために利用する。回収したトリチウムは、配管１６を通じて核融合プラズマ１１に戻され、再利用される。一方、熱およびトリチウムを回収後の液体ＰｂＬｉは、配管１５を通じてブランケット１２に戻され、再利用される。
【００２５】
なお、図１において、核融合プラズマ１１以外の部分は、本発明の、気体分離装置、熱分離装置、気体および熱の分離装置、または、本発明の気体分離回収装置に該当する。図１の装置では、液体ＰｂＬｉの液滴から、前記液滴中に溶存している気体であるトリチウムを、前記トリチウムの拡散放出により前記液滴と分離することができる。また、容器１３は液滴から気体および熱を放出させる真空を保持し、、本発明の気体および熱の分離回収装置に該当する。
【００２６】
図１の装置によれば、真空中において、非接触で（液体金属を装置壁、配管等に接触させずに）熱およびトリチウムを回収（分離）するため、従来のＤＣＬＬの課題であった装置の腐食と、放射性物質の透過との問題を防止または抑制することが可能である。
【００２７】
また、図１の装置によれば、熱とトリチウムとを、容器１３内の同一の反応系中において、同時に回収（分離）する。このため、従来のＤＣＬＬにおける熱とトリチウムとの二段階回収よりも高効率で熱およびトリチウムを回収することが可能である。すなわち、図１のような一段階回収であれば、二段階回収よりも、短時間で回収が可能であるため、その分、時間の経過で放熱が進むことによる熱エネルギーのロスを低減できる。
【００２８】
また、本発明の装置では、例えば、図１のように、熱とトリチウムとを同一の反応系中で回収（分離）することにより、二段階回収よりも装置の小型化が可能である。
【００２９】
つぎに、図２に、図１の容器１３の構造を、さらに具体的に示す。図示のとおり、容器１３の内部には空洞１３ａがある。空洞１３ａは、真空状態に保たれている。容器１３の上端には、液体ＰｂＬｉ注入口２１が設けられており、ノズル（図示せず）から液体ＰｂＬｉを空洞（真空）１３ａ中に液体ＰｂＬｉの液滴２２を形成放出する。液滴２２からは、トリチウム２３と熱（ｈｅａｔ）とを分離する。分離したトリチウムは、容器１３の上端および中腹のトリチウム回収部２４および２５から回収する。また、容器１３の器壁内には、前記器壁下端のヘリウム導入部２６からヘリウム（Ｈｅ）を導入することが可能であり、かつ、導入したヘリウムを、前記器壁上端のヘリウム導出部２７から導出することが可能である。そして、前記ヘリウムを熱媒体として熱を分離する。また、容器１３内の下端には、熱およびトリチウムを分離済の液体ＰｂＬｉ２８を溜めることが可能であり、これを、液体ＰｂＬｉ回収部２９から回収可能である。
【００３０】
従来、熱の回収において、ふく射熱伝達は、１０００℃以上等のきわめて高い温度の場合を除いて、効率的な方法であるとは考えられていなかった。
【００３１】
これに対し、本発明者らは、１０００℃未満の温度範囲でも、十分小さな液滴では表面積が大きくなるためふく射熱熱伝達の効率を良くすることが可能であることを見出した。
【００３２】
例えば、図４に示すような球形の液滴において、液滴の半径ｒと、ふく射熱伝達効率    ｄＴ１／ｄｔとの関係は、下記数式（１）および（２）で表される。
【００３３】
【数１−２】
0006750777.tif 000002
ｒ：液滴の半径（ｍ）
Ｔ１：液滴の温度（Ｋ）
Ｔ２：液滴外部の環境温度（Ｋ）
σ：シュテファンボルツマン定数（Ｗｍ−２Ｋ−４）
ε：放射率（−）
ρ：密度（ｋｇｍ−３）
ｃｐ：比熱（ＪＫ−１ｋｇ−１）
Ｖ：体積（ｍ３）
Ａ：表面積（ｍ２）
【００３４】
前記数式（１）および（２）によれば、ふく射熱伝達効率ｄＴ１／ｄｔは、液滴の半径ｒに反比例するため、液滴の半径ｒを小さくすることにより、ふく射熱伝達効率ｄＴ１／ｄｔを十分高くできると考えられる。一例として、ｄＴ１／ｄｔは、下記のように算出される。
ＰｂＬｉ  径＝１ｍｍ
Ｔ１＝７００℃
Ｔ２＝６５０℃
ε＝０．２５
ｄＴ１／ｄｔ＝１５℃／ｓ
【００３５】
本発明のトリチウムおよび熱の分離方法および分離装置において、金属の液滴の半径は、例えば１×１０−４ｍ以下、５×１０−５ｍ以下、４×１０−５ｍ以下、３×１０−５ｍ以下、２×１０−５ｍ以下、または１．５×１０−５ｍ以下であり、例えば１×１０−５ｍ以上である。
【００３６】
図３に、モデル計算の一例（０．１ｓ毎のブロックに分割）を模式的に示す。各ブロック内では温度は一定として熱エネルギーの伝達と温度変化を逐次計算した。時間ｔ後の液滴の表面温度Ｔは、下記数式（３）で表され、時定数は、下記数式（４）で表される。
【００３７】
【数３】
0006750777.tif 000003
【００３８】
【数４】
0006750777.tif 000004
【００３９】
７００℃（９７３Ｋ）のＰｂＬｉ液滴においては、例えば、下記数式（５）および（６）のとおり計算される。ブロックサイズは、Δｔ＝０．１秒に固定されており、この時間は、温度変化の時定数の約５倍である。したがって、１ブロック内で、全ての液滴の温度が等しいと仮定される。
【００４０】
【数５−６】
0006750777.tif 000005
【００４１】
また、液滴から放出される熱とガス媒体が受け取った熱との間におけるエネルギーバランス（ふく射エネルギーと伝達エネルギーとの関係）は、下記数式（７）で表される。
【００４２】
【数７】
0006750777.tif 000006
Ａｈ：液滴表面積（ｍ２）
Ｔｈ（ｉ）：経過時間ｉ秒後の液滴の温度（Ｋ）
Ｔｗ（ｉ）：経過時間ｉ秒後の隔壁の温度（Ｋ）
Ｔｃ（ｉ）：経過時間i秒後の二次媒体（ガス）の温度（Ｋ）
ｈ：隔壁二次媒体間の熱伝達率（ＷＫ−１ｍ−２）
Ａｃ：隔壁二次媒体間の単一ブロック表面積（ｍ２）
【００４３】
また、隣接するブロックにおける液滴と雰囲気（二次媒体）との間の温度変化は、下記数式（８）および（９）で表される。
【００４４】
【数８−９】
0006750777.tif 000007
ｍｈ：液滴質量（ｋｇ）
ｍｃ：単位ブロック内二次媒体（ガス）質量（ｋｇ）
ｃｐｃ：二次媒体（ガス）比熱（Ｊｋｇ−１Ｋ−１）
ｃｐｈ：液滴比熱（Ｊｋｇ−１Ｋ−１）
【００４５】
なお、図５〜１０のそれぞれのグラフに、ＰｂＬｉ液滴の温度と真空中滞在時間との関係の計算結果の一例を示す。液滴と真空中滞在時間の比較により、熱のふく射放出が決定因子であり小球程効率が良いことから、目標を満たす最少径を求めた。計算はモデルを０．１ｓｅｃ単位のブロックに分割し各ブロック内でのみ熱の交換がなされる前提とした。目標として、真空中滞在時間１ｓｅｃ（真空中での自由落下を行う年て装置高１０ｍ相当）の間に、ＰｂＬｉ液滴の温度が７００℃から５５０℃まで変化するという目標を設定した。ただし、この目標は例示であり、本発明をなんら限定しない。図５〜１０の各グラフにおいて、横軸は、真空中滞在時間［秒］であり、縦軸は、ＰｂＬｉ液滴の温度［℃］である。「ｄｄ」は、ＰｂＬｉ液滴の直径である。図５は、ＰｂＬｉが液滴（球）の場合である。また、図６および７は、ＰｂＬｉが、それぞれ、液滴（Ｔｈｉ）、隔壁（ｂｕｌｋ  ｐｌａｔｅ）の場合（Ｔｗｉ）、および気体（Ｔｃｉ）の場合を表す。なお、図６においては、真空中への放出時（０秒時）において、液滴の温度Ｔｈ（０）＝７００℃、雰囲気温度Ｔｇ（０）＝６５０℃であり、図７においては、０秒時において、液滴の温度Ｔｈ（０）＝８００℃、雰囲気温度Ｔｇ（０）＝６５０℃である。図８は、雰囲気（ｇａｓ）の最終温度６８０℃において、ＰｂＬｉ液滴の直径ｄｄを変化させた場合を表す。図示のとおり、液滴の直径を０．０２ｍｍ以下にすれば前記目標値を達成できる。また、図９は、０秒時における液滴の温度Ｔｈ（０）＝７００℃、雰囲気（ｇａｓ）の最終温度６５０℃におけるＰｂＬｉ液滴の直径ｄｄを変化させた場合のグラフである。図示のとおり、真空中滞在時間１秒以内に液滴の温度を５５０℃以下に低下させるためには、ＰｂＬｉ液滴の直径ｄｄが約０．０４ｍｍ以下であれば可能であると計算される。また、図１０は、図９と同条件において、ＰｂＬｉ液滴の直径ｄｄを０．０５ｍｍに固定し、放出率（ｅｍｉｓｓｉｖｉｔｙ）εの影響を加味して計算した結果である。図示のとおり、ε＝０．２５、０．５、０．７５でそれぞれ計算したところ、εが大きければ、ＰｂＬｉ液滴の直径ｄｄが０．０５ｍｍまたはそれ以上でも、経過時間１秒以内に液滴の温度を５５０℃以下に低下させることができると計算される。なお、放出率εは、一般的に光沢が有るほど低い傾向にある。図５〜９では、光沢金属表面の類似データより、ＰｂＬｉの放出率εを、安全サイドの数値であるε＝０．２５と推定した。ただし、εの数値は、ＰｂＬｉの光沢により、大きく変化し得る。
【産業上の利用可能性】
【００４６】
以上、説明したとおり、本発明の熱分離方法、熱の回収方法、気体および熱の分離方法、気体および熱の分離回収方法、熱分離装置、気体および熱分離装置、気体および熱分離回収装置、ならびに核融合装置によれば、装置の腐食と、放射性物質の透過との問題を防止または抑制することが可能である。Ｄｕａｌ−Ｃｏｏｌａｎｔ  Ｌｉｔｈｉｕｍ  Ｌｅａｄ（ＤＣＬＬ）は高い熱抽出効率が得られる反面、トリチウム透過、隔膜耐久性等の技術的課題がありＩＴＥＲ−ＴＢＭ（テストブランケットモジュール）には採用されていない。これに対し、本発明によれば、これらの問題を解決し、安全で長期間運転可能なトリチウムと熱の回収装置を提供できる。また、本発明は、これに限定されず、広範な分野に適用可能である。例えば、本発明は、宇宙空間における飛行物体から、排熱のための媒体を用いずに冷却への応用が可能である。金属工業においては溶存ガス不純物の除去にも利用可能である。
【符号の説明】
【００４７】
１１  核融合プラズマ
１２  ブランケット
１３  容器
１４、１５、１６、１７  配管
１３ａ  空洞（真空）
１６１  核融合プラズマ
１６２  ブランケット
１６３  トリチウム回収部
１６４  熱交換部
１６５、１６６、１６７、１６８  配管
【図１】
0006750777.tif 000008
【図２】
0006750777.tif 000009
【図３】
0006750777.tif 000010
【図４】
0006750777.tif 000011
【図５】
0006750777.tif 000012
【図６】
0006750777.tif 000013
【図７】
0006750777.tif 000014
【図８】
0006750777.tif 000015
【図９】
0006750777.tif 000016
【図１０】
0006750777.tif 000017
【図１１】
0006750777.tif 000018