Radiation durability of polymeric materials in solid polymer electrolyzer for fusion tritium plant

核融合トリチウムプラントで使用される固体高分子水電解システム内の各種高分子材料の放射線耐久性

岩井 保則; 廣木 章博; 山西 敏彦; 玉田 正男

Iwai, Yasunori; Hiroki, Akihiro; Yamanishi, Toshihiko; Tamada, Masao

本報告書は核融合プラントのトリチウム施設内で使用を予定している固体高分子水電解装置に適用可能な各種高分子材料の放射線耐久性についてまとめたものである。固体高分子電解装置は国際熱核融合実験炉(ITER)のトリチウム水処理システムを構成している。ITERにおいて固体高分子電解装置は設計値として9TBq/kgのトリチウム水を2年間連続的に電解処理する性能が求められている。これはトリチウムの線量として530kGyに相当する。本研究では固体高分子水電解装置に適用可能な各種高分子材料を室温あるいは343Kの条件にて線あるいは電子線を用いて1600kGyまでさまざまな雰囲気条件下にて照射を実施した。高分子材料の機械特性及び機能の変化を、応力-ひずみ分析,熱重量分析(TGA),示差走査熱量測定(DSC),X線光電子分光測定(XPS)等にて精査した。核融合トリチウム施設で使用する固体高分子電解装置にはNafionN117イオン電解膜,VITONシール,ポリイミド電気絶縁膜の組合せが最適であるとの結論を得た。

This document presents the radiation durability of various polymeric materials applicable to a solid-polymer-electrolyte (SPE) water electrolyzer in the tritium facility of fusion reactor. In the ITER, an electrolyzer should keep its performance during two years operation in the tritiated water of 9 TBq/kg. The condition corresponds to the irradiation of no less than 530 kGy. In this study, the polymeric materials were irradiated with -rays or with electron beams at various conditions up to 1600 kGy at room temperature or at 343 K. The change in mechanical and functional properties were investigated by stress-strain measurement, thermogravimetric analysis (TGA), differential scanning calorimetry (DSC), X-ray photoelectron spectra (XPS), and so on. Our selection of polymeric materials for a SPE water electrolyzer used in a radiation environment was Pt + Ir applied Nafion N117 membrane, VITON O-ring seal and polyimide insulator.