再処理工場におけるトリチウムの挙動

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山之内 種彦*; 新谷 貞夫*; 福島 操*; 野島 康夫*; 槇 彰*

not registered; not registered; not registered; not registered; Maki, Akira*

トリチウムは,水素の同位体で12.36年の半減期を持ちベーター線を放出する核種であり,原子炉の運転中に一次冷却水中及び燃料中で生成される。燃料中で生成したトリチウムは,燃料の破損部分から冷却水中へ広散するが,その量は1%以下であり,大部分は使用済燃料中に含まれて再処理工場へ運ばれて来る。動燃再処理工場においては,1977年9月のJPDR燃料せん断開始以来,1980年末の使用前検査完了までに約80トンの国内の軽水炉(BWR,PWR)の使用済燃料の処理を行って来た。この処理を通して各工程のトリチウム量及びトリチウムの環境放出量の測定を行ない,そのデータをもとに再処理工場におけるトリチウムの挙動の検討を行った。その結果,次の点が明らかになった。(1)再処理工場のトリチウムのmainpathway(主たる経路)は,酸回収系であった。(2)環境へ放出されるトリチウムの燃料中での生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対する比率は,大気(BWR,PWR)が約1%,海洋がBWRの場合2030%,PWRの場合3545%であった。(3)溶解工程以降で確認されたトリチウムの総量は燃料中の生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対してPWR燃料の場合約50%であり,残り約50%が確認できなった。(4)この50%の不足分は,計算コード及び原子炉の運転中にハルへ移行するトリチウムによるものと考えられる。米国の実験によれば,ハルへ移行するトリチウムの割合は燃料の線出力に依存し,数%90%と変動する。BWR燃料とPWR燃料処理時のトリチウムの環境放出量の差は,この線出力の違いによるものと考えられる。

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