核融合原型炉における放射性廃棄物のマネージメント戦略について

Management strategy of radioactive waste in the fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 飛田 健次; 近藤 正聡*; 柳原 敏*; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Someya, Yoji; Tobita, Kenji; Kondo, Masatoshi*; Yanagihara, Satoshi*; Uto, Hiroyasu; Sakamoto, Yoshiteru; Asakura, Nobuyuki; Hoshino, Kazuo; Nakamura, Makoto; Tokunaga, Shinsuke

炉内機器の交換のたびに大量の放射性廃棄物が発生する核融合原型炉では、運転開始後の比較的早期から放射性廃棄物の管理が必要となる。この影響は建屋設計や安全性にとどまらず、廃棄物の低減化まで考慮すれば、炉構造、炉内機器、遠隔保守の概念検討にも波及する課題である。本研究では、(1)廃棄物の誘導放射能、トリチウム及び残留熱の管理手法、(2)そのために求められる保守概念とホットセル及び廃棄物管理施設の機能と規模、(3)放射性廃棄物の物量評価とその減量化のためのリサイクル処理の作業フローについて検討した。廃棄物量の大半を占めるブランケットを固定するバックプレートの再利用は減容化のために有効であることが明らかになった。しかし、線量率の観点から全て遠隔機器での製作・検査が求められ、炉内に搬入する機器の品質・信頼性の低下、延いては事象・事故リスクの増加に繋がることが課題である。また、ホットセルの設計においては、遮蔽壁で区切られた多数の区画で構成して廃棄物を処理・一時保管し、残留熱除去、トリチウムや放射性ダスト回収、汚染拡大リスクの抑制、遠隔保守機器のアクセスのための空間線量率低減を考慮した。その結果、ホットセルと廃棄物一時保管の総床面積は、ITERのホットセルの約6倍程度と試算した。

We are considering the reduction of radioactive waste which is generated in every replacement of an in-vessel component such as a blanket segment and divertor cassette for fusion DEMO reactor. Main parameters of DEMO reactor are 8.2 m of major radius and 1.35 GW of fusion output. Maintenance scheme is to replace the blanket segment and divertor cassette independently, as the lifetime of them is different. The blanket segment consists of some blanket modules mounted to back-plate. A conducting shell for plasma positional stability and high beta access is installed in between the blanket modules and back-plate. Total weight is estimated to amount to about 6,648 ton (1,575 ton of blanket module, 3,777 ton of back-plate, 372 ton of conducting shell and 924 ton of divertor cassette). The lifetimes of blanket segment and divertor cassette are assumed to be 4 years and 1 year, respectively, 9,420 ton wastes is generated in 4 years. Therefore, there is a concern that a contamination controlled area for the radioactive waste may increase because much the waste is generated in every replacement. In a hot cell, the blanket module is removed from the back-plate by a remote handing. A tritium, radioactive dust and decay heat are inherent in the in-vessel component. The hot cell environment for the maintenance is cooled by natural air convection to prevent diffusion of the tritium and radioactive dust. Since the hot cell made a concrete, on the other hand, the temperature of the hot cell must be maintained below 65C for preventing water evaporation. As a result of thermal analysis, the maintenance of blanket segment is started after 6 years of storage until the temperature required for the concrete in the hot cell. 6 years after shutdown, a dominant contact dose rate of the component was 100 Sv/hour.