Study of the behavior of tritiated water vapor on concrete materials

コンクリート材料中のトリチウム水蒸気の挙動に関する研究

小林 和容; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦

Kobayashi, Kazuhiro; Iwai, Yasunori; Hayashi, Takumi; Yamanishi, Toshihiko

安全性及び社会的受容性の高い核融合炉施設を建設するうえで、トリチウムの安全取扱技術の向上は、大きな課題の一つである。特に、環境への放出の防止,作業者への被ばくの低減が、重要である。ITERのトリチウムホットセルでは、さまざまな材料が用いられ、それら材料は、トリチウムに曝される可能性がある。特に最終閉じ込め系で用いられるコンクリート材料におけるトリチウムの挙動は非常に重要である。そこで、本研究では、トリチウムを一定期間曝露することで、コンクリート中のトリチウムの吸着量を把握するとともに、脱離時の化学形の測定,FT-IRによる吸着時の表面状態の観察を行うことにより、トリチウムの挙動に関して検討した。その結果、セメントペーストやモルタルは、少なくとも半年以内で飽和に達し、コンクリートは、1か月前後で飽和に達した。脱離時の化学形は、トリチウム水蒸気がほとんどであるが、水蒸気の添加や、昇温することにより、水素ガスやその他化合物として脱離することも明らかになった。

In a fusion reactor of high safety and acceptability, safe confinement of tritium is one of key issues for the fusion reactor. Tritium should be well-controlled and not excessively released to environment and to prevent workers from excess exposure. Especially, the hot cell and tritium facility of ITER will be used various construction materials such as the concrete, the organic materials. As the results, the concrete materials were almost saturated with HTO vapor within about 1month except for cement paste and it was larger in the order of cement paste mortar concrete. Even if one month passes from the exposure beginning, the amount of sorbed tritium to cement paste did not reach saturation. The chemical form of desorbed tritium from the sample was almost HTO. In addition, the tritium behavior that adsorbs the surface of concrete materials will be discussed by using FT-IR.