Tritium removal test for decommissioning of FUGEN

ふげん廃止措置におけるトリチウム除去開発

松嶌 聡 ; 石山 正弘; 松尾 秀彦; 佐藤 有司

Matsushima, Akira; Ishiyama, Masahiro; Matsuo, Hidehiko; Sato, Yuji

「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却型の原子炉であり、原子炉の運転に伴い減速材である重水が中性子を吸収し重水中にトリチウムを生成する。したがって、重水系・ヘリウム系の廃止措置を進めるにあたっては、解体作業での作業者の内部被ばくが問題となる。また、重水(トリチウム)が残留したまま解体作業を行った場合、内部被ばく防護のための装備が必要となり作業効率が悪くなることが予想される。さらに、環境へのトリチウム放出抑制,解体廃棄物中トリチウム含有量の低減等を考慮すると、解体作業の前に重水系・ヘリウム系内に残留する重水(トリチウム)を除去することが必要である。以上のことから、最適なトリチウム除去手法の確立が必要であり、そのための試験として重水精製装置の機器・配管及び重水系・ヘリウム系の機器である重水循環ポンプ熱交換器を対象としたトリチウム除去試験を実施した。試験の結果、当所想定していた手法である通気又は真空引きによるトリチウム除去は、いずれの方法も有効であることが確認された。さらに、真空引きと対象機器・配管の加熱を併用することにより効率的にトリチウムが除去できることを見いだした。

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