F82H鋼のトリチウム透過挙動; トリチウム水蒸気の増殖材パージガスから冷却材への透過

Permeation behavior of tritium through F82H stainless steel; Permeation from tritiated water vapor in purge gas for breeder to coolant

小柳津 誠; 林 巧; 山西 敏彦

Oyaizu, Makoto; Hayashi, Takumi; Yamanishi, Toshihiko

核融合炉ブランケットの構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼、F82H鋼のトリチウム透過挙動を解明するための研究がなされてきているが、これまでの報告のほとんどは、純水素同位体ガスの真空への透過であった。そのため、本研究は、HCSBブランケット中のトリチウム増殖材パージガス中からF82H鋼を通して冷却材であるヘリウムへの透過挙動の解明を目的とし、実機環境を模擬した実験を行った。実験において、トリチウム供給側はヘリウムで希釈したトリチウム水蒸気を用い、透過側はヘリウムによりパージした。そして、トリチウム透過の温度依存性とトリチウム水蒸気分圧依存性を調べた。実験の結果、トリチウムの透過は拡散律速の様相を示し、F82H鋼バルク内におけるトリチウムの挙動は過去の報告と同様であるが、表面の過程が異なることが示唆された。特に、トリチウム供給側の表面がトリチウム水蒸気により酸化され、トリチウム透過防止膜として機能しうる酸化膜を形成した可能性が考えられたことから、実機においてもF82H鋼がトリチウム透過防止膜として機能しうる酸化膜を自己形成する可能性が見いだされた。

For the safety issue of fusion reactors, several studies have been performed to reveal the tritium permeation behavior in F82H, one of low-activation ferritic steels, as a potential structural material of blanket. These studies were performed with the use of pure hydrogen isotope gas for inlet side and vacuum for outlet side, although these in the blanket system are different. Therefore in the present study, it is subjected to reveal the tritium permeation from feed gas composed from tritiated water vapor diluted by helium to purge gas composed from helium, as a simulation of HCSB blanket. The temperature dependence and tritiated water vapor partial pressure dependence experiments were performed. As the results, tritium permeation looked limited by diffusion, it is implied that one or some of the surface reactions could be different, and suggested that the existence of water could result in the formation of oxide layer which have a possibility to work as tritium permeation barrier.