Radiochemical characteristics of tritium to be considered in fusion reactor facility design

核融合炉施設設計において考慮すべきトリチウムの放射線化学的性質

大平 茂; 林 巧; 洲 亘; 山西 敏彦

Ohira, Shigeru; Hayashi, Takumi; Shu, Wataru; Yamanishi, Toshihiko

核融合炉施設の設計において考慮すべきトリチウムの放射化学的性質(常温における自己触媒的反応,放射線分解,金属材料中でのヘリウムへの崩壊)といったトリチウムの放射線化学的性質を、ITERでの例を上げてレビューする。D-T核融合炉で使用されるトリチウムの化学形は多岐に渡っており、例えば、酸化物(水),水素化物,炭化水素等で施設に存在している。D-T核融合炉の設計では、トリチウムのそのような多くの性質がプロセス設計,安全取扱,計量管理、及び廃棄物管理のために考慮に入れられなければならない。特に高い比放射能が予想される、真空容器からのトリチウム回収時の排ガスやICE時の圧力緩衝機構の水の処理については、上記の性質がよく考慮され設計に反映される必要がある。また一方で、崩壊熱を利用し、トリチウムの計量管理手法が開発されてきた。本発表においては、原子力機構のトリチウム取扱施設等でこれまで蓄積されてきた結果等を紹介し、今後の課題等についても述べる。

Radiochemical characteristics of tritium, such as self-catalyzed reactions by beta decay in room temperature, radiolysis, decay to helium in metal, etc., to be considered in a D-T fusion reactor facility design are reviewed with some practical examples taken into account into the systems of ITER. Tritium used in a D-T fusion reactor has varieties of chemical form besides elemental form, e.g. water, hydride, hydrocarbons, etc. Such many faces of tritium shall be taken into account for process design, safety, accountancy and waste managements. Especially, in some process treating tritium of high specific activity, like that of exhaust gas produced when tritium recovery from the ITER vacuum vessel is carried out, that of water contaminated after ICE, such characteristics shall be considered for the design appropriately. Other topics, such as, utilization of calorimetric methods to measure decay heat for tritium accountancy will be presented with some future issues.