JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理

山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB

JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J14.007

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

Hydrogen isotope behavior on a water-metal boundary with simultaneous transfer from and to the metal surface

林 巧; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 小林 和容; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1520 - 1523, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.03.069

トリチウムの閉じ込めは核融合炉の最も重要な安全上の課題である。特に、水冷却のトリチウム増殖ブランケットではトリチウムの冷却水への移行が重要である。そのため、1kPaの純トリチウムを封入した金属試料配管(純鉄や7ミクロン程度の金メッキを施した純鉄)を高温高圧水容器(150C, 0.8MPa)にいれ、金属側から水中及び水蒸気中に移行するトリチウムを化学形別に測定した。また、高温高圧重水(300C, 15MPa)からの各種金属配管(純鉄,純ニッケル,ステンレス鋼(SS304),金メッキ純鉄など)への重水素の移行挙動を調べ、水側から金属側への移行を確認した。今回、上記の同時移行挙動を、重水からの重水素の安定移行確認後に軽水素を試料配管内側へ導入することにより、検証した。

Hydrogen isotope permeation from cooling water through various metal piping

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 山西 敏彦; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1333 - 1337, 2012/08

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.03.009

科学研究費補助金:基盤研究(B)の補助を受け、金属水界面での水素同位体移行挙動を調べるために、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)及び純鉄に10mの金メッキを施した試料配管などを高温耐圧水(重水)容器内に設置し、重水側からこれら配管内側へ透過してくる重水素の挙動を、573K-15MPaにて調べた。実験中、金メッキ試料配管以外は金属水界面が酸化し、それに伴って重水素が発生した。この重水素が配管内側へ透過してくる挙動を四重極質量分析計にて連続的に監視した。結果、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)のいずれの金属配管についても、顕著な重水素の定常透過が観測できた。一方で、金メッキを施した純鉄配管では明確な重水素の透過は観測できなかった。本報告ではこれらの結果を整理するとともに、重水素の金属水界面での移行機構について議論する。

Detritiation behavior of HTO in a epoxy paint

小林 和容; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1335 - 1338, 2011/11

https://doi.org/10.13182/FST11-A12676

ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出,作業従事者被ばくの低減及びトリチウムに曝された廃棄物の低減に対し、安全を確保する観点から、核融合炉施設を構成する各種材料表面及び内部におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特にホットセルでのメンテナンス時や異常時において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される可能性がある。この中で、エポキシ塗料は、建屋の構造材料であるコンクリートへのトリチウムの取り込みを防ぐために用いられる。しかしながら、ステンレス鋼のような金属材料に比べ、エポキシ塗料は、トリチウムを多く取り込むことが知られている。本報告では、トリチウム水蒸気に曝したエポキシ塗料からのトリチウムの脱離挙動に関するデータを取得し議論する。なお、本研究は、平成22年度科学研究費補助金「材料中へのトリチウム移行挙動及び効率的な除染方法に関する研究」の成果として報告する。

Behavior of tritiated water on concrete materials

小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1041 - 1044, 2011/10

https://doi.org/10.13182/FST11-A12594

ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出,作業従事者被ばくの低減及びトリチウムに曝され廃棄物の低減対し、安全を確保する観点から、核融合炉施設を構成する各種材料表面及び内部におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特にホットセルでのメンテナンス時や異常時において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される可能性がある。建屋の構造材料として用いられるコンクリート中のトリチウムの挙動を把握することは、作業従事者の被ばく低減、廃棄物の低減の観点からも非常に重要である。そこで、トリチウム水蒸気に曝露したコンクリート試料に対し、温度変化させた水に浸し、コンクリート中に取り込まれたトリチウムを溶出させ、その脱離挙動について検討する。なお、本研究は、平成22年度科学研究費補助金「材料中へのトリチウム移行挙動及び効率的な除染方法に関する研究」の成果として報告する。

Performance of various hydrophobic coatings to reduce HTO contamination

岩井 保則; 小林 和容; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1187 - 1190, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.12.298

トリチウム閉じ込めは核融合炉の安全確保の根幹である。したがって、建家に使用されるコンクリートやエポキシ材上へのトリチウム水汚染はできる限り低減する必要がある。本報告では、シリカ無機撥水剤,アクリルコーティング剤,撥水性フッ素塗料,トリメチルメトキシシラン剤,金属薄膜といった疎水性コーティングの性能を評価した。これらコーティングを施したコンクリートサンプルやエポキシサンプルを1-60週間、740-1110Bq/cmのトリチウム水濃度に維持された室温環境下でバクロした。その後、取り出したサンプルを純水に浸漬し、溶出トリチウム水量を測定した。1週間といった短時間バクロでは特に疎水性コーティングが有効に機能し、材料中へのトリチウム水収着量が減少した。一例として単位重量あたりのトリチウム水収着量をコーティングを施していないコンクリート試料と比較した場合、シリカ無機撥水剤で66.8%,撥水性フッ素塗料で56.0%,トリメチルメトキシシラン剤で54.2%にまで減少した。コーティングの効果は長時間のHTOバクロでは徐々に低減する傾向が見られた。

Hydrogen isotope behavior transferring through water metal boundary

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(1), p.369 - 372, 2011/07

https://doi.org/10.13182/FST11-A12382

Tritium confinement is the most important safety issue in the fusion reactor. Specially, tritium behavior transferring through water metal boundary is very important to design tritium plant with breading blanket system using cooling water. A series of tritium permeation experiment into pressurized water jacket with He or jacket purging less than 1000 ppm of water vapor in Ar has been performed through pure iron piping, which contained about 1 kPa of pure tritium gas at 423 K, with monitoring the chemical forms of tritium permeated into water or water vapor jackets. The effect of metal surface condition was also investigated, such as oxidation to magnetite or gold plating on pure iron. The results clearly show that chemical species of permeated tritium depends on the oxygen population on the metal boundary. In case of pure iron, several hundreds ppm of HO is enough to transfer tritium as HTO from the boundary surface to outer jacket. When oxygen population on the boundary surface decreases by gold plating, HT fraction increases drastically. On the other hand, it is also found the possibility of hydrogen generation effect on the metal boundary, such as Schikorr reaction. In order to discuss more detail mechanism, actual hydrogen transfer behavior from water to metal was investigated as a function of temperature.

R&D of atmosphere detritiation system for ITER in JAEA

林 巧; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 山西 敏彦; Perevezentsev, A.*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1386 - 1390, 2010/12

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2010.03.048

ITERのトリチウム除去設備は安全の要の設備であり、日本がその5割を調達分担する予定である。この間、より効果的なトリチウム除去設備の確立を目指し、種々の異常事象条件での性能や機能劣化について試験するとともに、ITERの設計評価活動を通して概念設計の最終化を支援してきた。現在の安全上重要な機器であるトリチウム除去設備は、主として触媒酸化反応器と交流型水-水蒸気交換塔及び排風機で構成する。今回、その設備としての故障確率を、個別の弁や制御機器等の故障率データから評価し、従来の触媒酸化-水分吸着方式の評価結果と比較したところ、約1桁から2桁改善されたことが判明した。主たる改善の要因は、(1)交換塔を使用することにより吸着塔の定期的な再生による弁切り替え時の故障の回避と、(2)標準化による複数系統配置による。さらに、本評価上の観点からは、系統数を低減しても、大きな影響は出ないことが判明し、今後の合理化が計れる可能性があることがわかった。

Function of water molecule for tritium behavior on the water-metal boundary

林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 山西 敏彦; 石川 寛匡*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 56(2), p.836 - 840, 2009/08

https://doi.org/10.13182/FST09-A9014

How to confine tritium within high temperature breeding blanket is the key issue for safety and fuel economy of the fusion reactor. Specially, tritium permeation into cooling water is very important, however, there is little report of the systematic experiment comparing with that into gaseous coolant. In our recent report, a series of tritium transportation experiments into water was performed through pure iron piping samples, which contained more than 1 kPa of pure tritium gas and fixed inside the water jacket under controlled temperature and pressure. Chemical species of tritium in water were measured during the experiment until reaching enough stable permeation, and tritium distribution/situation on the metal surface layer was also measured using autoradiography etc. after the experiment. The results showed clearly that tritium permeated constantly even after growth of magnetite layer with more than 1 micro-meter, though chemical species drastically changed from HT to HTO. In order to discuss more detail of tritium behavior on the water-metal boundary, a series of tritium transportation experiments into humid atmosphere was performed through pure iron piping using same set of previous one for cooling water. In this paper, tritium behavior on the boundary surface and the function of water molecule for the tritium behavior are discussed.