Hydrogen release reaction from sodium hydride with different sample quantities

土井 大輔

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

https://doi.org/10.1115/ICONE29-91847

In sodium-cooled fast reactors (SFRs), hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium had been transiently detected in the gas space of the actual SFR plant. However, the chemical reactions that caused hydrogen generation, which involve several sodium compounds, have not been identified. Furthermore, the thermal behavior of these hydrogen release reactions has not been thoroughly investigated. In this study, the hydrogen release behavior of sodium hydride, which could be involved in all of these reactions, was clarified by two experimental methods dealing with different sample quantities. In the thermal analysis with a semi-micro sample of about 1mmol, the hydrogen generation was demonstrated by mass spectrometry as the sample mass decreased, suggesting thermal decomposition. A monomodal hydrogen release curve similar to the thermal analysis result was obtained in the heating experiment with a macro amount sample of about 1mol. These experimental results showed consistent activation energies within the standard error. Therefore, it was elucidated that the ideal reaction behavior obtained by thermal analysis could be sufficiently extrapolated to the reaction behavior occurring in a larger amount of sample. These findings provide fundamental insights into the thermal decomposition of sodium hydride and are indispensable for analyzing hydrogen release behavior in other hydrogen release reactions involving sodium hydride.

ストロンチウム-セリウム酸化物セラミックス中のトリチウムの存在状態及びその除去特性(協力研究)

中村 博文; 西 正孝; 森田 健治*

JAERI-Research 2003-016, 32 Pages, 2003/08

JAERI-Research-2003-016.pdf:5.5MB

核融合炉材料からのトリチウム除去回収に関する研究の一環として、核融合炉のトリチウム回収システムへの応用研究が進められているストロンチウム-セリウム(Sr-Ce)系酸化物セラミックスプロトン導電体にトリチウムを注入し、酸化物試料中のトリチウムの存在状態を等速昇温脱離法により調査した。その結果、Sr-Ce系酸化物中でのトリチウムは、主として水酸基の状態で存在しているため、その除去には1300K以上での加熱放出が必要なことを明らかにした。また、トリチウムを注入した試料を水蒸気濃度が異なる空気中に曝露し、その際のトリチウム放出量及び放出化学形の水蒸気濃度依存性を測定することにより、トリチウム除去機構について検討した。その結果、空気曝露によるトリチウム除去率は小さく、そのほとんどが、試料表層のOT基と水蒸気との同位体交換反応により水状として放出されるトリチウムであることを明らかにした。また、酸化物中の溶解トリチウムと酸素欠損への酸素の引き抜き現象に起因する水蒸気曝露による水素状でのトリチウム放出もわずかではあるが確認できた。以上の結果、酸化物中におけるトリチウムの存在状態の違いによる空気曝露時のトリチウム除去機構の違いを明らかにし、トリチウム除去法の最適化のための基礎データを得た。

Thermal desorption of deuterium and helium implanted in oxide overlayers of molybdenum

馬場 祐治; 佐々木 貞吉

J. Vac. Sci. Technol., A, 6(5), p.2933 - 2937, 1988/09

種々の条件下で作成したモリブデン酸化被膜に、重水素及びヘリウムイオンを注入し、その昇温脱離挙動より、注入イオンの捕捉状態を調べた。

A Thermal desorption study of the surface interaction between tritium and type 316 stainless steel

平林 孝圀; 佐伯 正克; 立川 圓造

Journal of Nuclear Materials, 126, p.38 - 43, 1984/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(84)90530-0

ガス状トリチウム(HT-ガス)とステンレス鋼(SUS316)表面との相互作用について、昇温脱離法による研究を行なった。ステンレス鋼表面に収着したトリチウムの昇温脱離スペクトル中には4つのピークが、430(HT-I),540(HTO),750(HT-II)および970K(HT-III)付近に現われ、トリチウムは少なくとも、4つの異なる状態で収着されていること、また、各収着状態からのトリチウムの脱離に要する活性化エネルギーは、204(HT-I),277(HTO),559kJ/mol(HT-II)であることが見いだされた。これらの結果から、次のような結論を得た。収着トリチウムの約90%は収着過程でOTイオンを形成しており、このOTイオンは脱離過程で表面酸化物の触媒作用によりHTOになる。収着トリチウムの約10%はHTの形で脱離する。その内の約1/2は解離して収着されており、完全に脱離するには、970K以上に加熱する必要があるのに対し、残りの約1/2は解離せずに収着しており、きわめて容易に脱離する。

Rapid removal of cesium from vermiculite by collapsing the interlayers with hydrothermal column system

Yin, X.; 駒 義和; 稲葉 優介*; 竹下 健二*

no journal, , 

The decontamination and volume reduction of Cs contaminated soil by efficient Cs removal remains a great challenge after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. In present work, we studied the removal of Cs from the clay soils by treating with hydrothermal cations in a column system. The new results showed that Cs can be selectively removed from its collapsed interlayers in vermiculite by hydrothermally heating at 150 degrees.