Off-gas processing system operations for mercury target vessel replacement at J-PARC

甲斐 哲也; 内田 敏嗣; 木下 秀孝; 関 正和; 大井 元貴; 涌井 隆; 羽賀 勝洋; 春日井 好己; 高田 弘

Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012042_1 - 012042_4, 2018/06

https://doi.org/10.1088/1742-6596/1021/1/012042

At J-PARC an Off-gas processing system has been utilized to a purging process before the target vessel replacement and an air-flow control procedure to minimize radioactivity release during the replacement. In 2011 the first replacement was carried out after a 500 MWh operation, and the tritium release was measured. It was suggested that the tritium release must be less than that measured at the replacement in 2011 even at the nominal operation of 5,000 MWh. Some procedures of an air-flow control and a rubber plug insertion have been introduced from the replacements in 2013, resulting that the amount of tritium release could be reduced to less than that released in 2011 at the nominal operation.

Progress of target system operation at the pulsed spallation neutron source in J-PARC

高田 弘; 直江 崇; 甲斐 哲也; 粉川 広行; 羽賀 勝洋

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerators (AccApp '15), p.297 - 304, 2016/00

J-PARCでは、パルス核破砕中性子源の水銀ターゲットを1MWの設計ビーム強度で運転するために継続的に様々な努力を行ってきた。1つの技術的な進歩は、3GeVの陽子ビームが25Hzの繰り返しで入射される際にターゲット容器の尖頭部に誘起されるキャビテーション損傷の低減である。水銀ターゲットへの微小気泡注入の性能を向上させた結果、300kWの陽子ビームで2050MWhの運転を行った後で、ターゲット容器の内側表面に顕著なキャビテーション損傷がないことを観測した。これとは別に、ターゲット容器を交換する際に放出される気体状の放射性物質、特にトリチウムの量を抑制においても進展があった。ターゲット容器交換の際、ターゲットシステムが開放されるときに、その内部の空気を気体廃棄物処理設備に引き込む手順を加えることによって、スタックからのトリチウム放出を抑制した。例えば、2050MWhの運転後の場合、放出されたトリチウム量は12.5GBqであり、これば予測値の5.4%に留まった。このような進展に基づき、2015年4月から核破砕中性子源の運転ビーム強度は500kWに増強された。

Feasibility study on the blanket tritium recovery system using the palladium membrane diffuser

河村 繕範; 榎枝 幹男; 山西 敏彦; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.809 - 814, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.035

核融合炉固体増殖ブランケットで生成されたトリチウムは、ヘリウムスイープガスを流通させることによりブランケットから取り出す。取り出されたトリチウムは、ブランケットトリチウム回収システムにおいてヘリウムから分離される。ブランケットトリチウム回収システムに対して適用が提案されているプロセスの一つが、パラジウム合金膜を用いた膜分離システムである。パラジウム拡散器は高濃度水素同位体純化に対して実績があり、ITERのプラズマ排ガス処理装置にも採用されている。一方で、低水素分圧の系では透過における律速過程の変化が報告されており、ブランケット系への適用を本格的に検討した例は少ない。今回、原研で行われた実証炉の概念設計に基づき、パラジウム拡散器を用いたブランケットトリチウム回収システムの可能性について検討を行った。一例としてシェル-チューブ型熱交換器のような拡散器を想定し、スイープガスを大気圧でシェル側に受入れるとする。この場合、サイドカットを0.95程度とするには、チューブ側線流速をシェル側の6倍にしなければならない。これは透過したトリチウムを薄めることになり、回収システムとしての機能を果たさないことを意味する。

Tritium recovery from solid breeder blanket by water vapor addition to helium sweep gas

河村 繕範; 岩井 保則; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.654 - 657, 2005/07

https://doi.org/10.13182/FST05-A1010

核融合炉固体増殖ブランケットにおいて水素添加ヘリウムスイープガスをトリチウム回収に使用した場合、冷却系へのトリチウム透過漏洩が懸念される。原研で行われた実証炉に関する設計研究では、典型的な水素添加スイープガス条件で、透過漏洩量が生成トリチウム量の約20パーセントに上ると試算されている。これらのトリチウムをITER規模の水処理システムで回収しようとすれば、何らかの透過防止措置により透過量を0.3パーセント以下に低減する必要がある。有力な透過防止措置の一つとして、水素に代わり水蒸気を添加したスウィープガスを使用する場合について検討した。水蒸気添加では、同位体交換の反応速度は水素より大きく、平衡定数はほぼ1.0であると予想される。水素添加同様H/T比を100として増殖領域でのトリチウムインベントリーを比較すると、水蒸気分圧の増加に伴いインベントリーは増加するもののそれほど大きくないことがわかった。トリチウム回収システムとしてはトリチウムを含む水蒸気をヘリウムから分離するのは比較的容易であるが、燃料として利用するために分解して水素同位体に戻すプロセスが必要である。

スイープガスライン閉止栓の開発

菊地 泰二; 山田 弘一*; 齋藤 隆; 中道 勝; 土谷 邦彦; 河村 弘

JAERI-Tech 2004-026, 28 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-026.pdf:2.06MB

トリチウム増殖材の照射試験は、照射試験後に内部のトリチウム増殖材を取り出し、各種照射後試験が実施される。照射試験体を切断する際には、トリチウム増殖材装荷部からはトリチウムガス再放出が考えられること、また、切断時にスイープガス配管内にカナル内の水が流れ込まないようにする必要があることなどから、スイープガス配管を閉止する必要がある。しかしながら、スイープガス配管の閉止に際しては、中性子照射の影響や非常に小さい装荷スペース及び高い密封性能に加えて、簡便な操作方法にする必要があること等の諸要求条件から、既存のバルブやプラグ等を用いることができない。そのため、上記条件に適合する閉止栓を検討する必要がある。本書では、照射試験体切断時にスイープガス配管を閉止するための閉止栓の開発及び実際の照射試験体切断における閉止栓の操作要領について報告する。

事故放出トリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*

JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB

D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。

A Steady-state simulation model of gas separation system by hollow-filament type membrane module

岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(1), p.95 - 104, 1999/01

https://doi.org/10.3327/jnst.36.95

中空糸膜を用いた排ガス中の水素ガス回収システムの定常シミュレーションモデルを提案した。このモデルでは膜の非多孔質部分の拡散、支持構造体中の拡散及び膜表面におけるガス境膜内の拡散を考慮した。システムのガス流れとしては、十字流、混合流、向流、並流の4つの流れを想定した。膜透過の物質移動においては膜の非多孔質超薄膜層が律速段階となっており、全体の物質移動の約99%を支配していることが明らかとなった。当研究室においておこなわれた窒素-水素系あるいは空気-水素系の実験結果は流量10m/h、供給圧2580Torr、透過圧80Torrの実験条件において、十字流モデルの結果と一致することが明らかとなった。又水蒸気が混在する空気中からの水素回収において水素回収率は計算結果とよく一致するが水蒸気の回収率は計算値が若干低くなった。この原因は水蒸気の透過係数の不確定性が考えられる。

トリチウムの影響と安全管理,IV-5; 線量評価モデルとパラメータ

野口 宏; 横山 須美

日本原子力学会誌, 39(11), p.931 - 933, 1997/00

特集「トリチウムの影響と安全管理」の第IV-5章である。本章では大気放出トリチウムに対する安全評価モデルと研究用モデルの現状と課題をまとめた。事故時評価モデルは原研のTRIDOSEをはじめとして、いくつかのコードが開発されている。いずれのコードもHTとHTO放出に対応しており、HTとHTOの土壌-大気間の移行等がモデル化されている。しかし、これらのコードはわが国の指針との整合性の点で不十分であるため、原研では安全評価用コードの開発に着手した。平常時評価モデルについては、より精度の高い線量評価のために、HTとHTOの化学形に対応したコードの開発が必要と考えられる。モデルの検証については、BIOMOVS計画が終了し、現在IAEA主催のBIOMASS計画が開始したところである。

Conversion of tritium gas to tritiated water in air

野口 宏

Fusion Technology, 27(2T), p.56 - 61, 1995/03

トリチウム水の人体に対する線量寄与は、トリチウムガスに比べて、約4桁も大きい。したがって、核融合炉施設等の作業者の被ばく線量評価を行う上で、トリチウムガスからトリチウム水への転換反応を明らかにすることは重要である。このため、空気中における低濃度トリチウムガスの転換反応に及ぼすトリチウムガスの同位体組成割合、すなわち全トリチウムガス(T+DT+HT)に対するT割合の影響を実験的に調べた。その結果、転換反応の1次の速度定数はTの割合に比例することがわかった。このことから、低濃度トリチウムガスの転換反応に対しては、Tのみが寄与することが明らかとなった。

Study on voloxidation process for tritium control in reprocessing

内山 軍蔵; 北村 正史*; 山崎 一伸; 鳥飼 誠之*; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 17(1), p.63 - 79, 1992/00

再処理施設におけるトリチウムの管理技術を開発することを目的としてボロキシデーション法に関するプロセス研究を行った。同法は、使用済み燃料の酸化工程と還元工程とから成るプロセスである。実験は工学規模のボールミル型反応器(処理量:2kg-UOバッチ)を用いて行い、微照射燃料の酸化及び還元反応速度に及ぼすプロセスパラメーター(酸素濃度、水素濃度、反応温度など)の影響及びトリチウムの放出挙動を調べた。その結果、被覆管付きUOペレット燃料の酸化反応はコンスタントフラックスモデルで、UO粉末燃料の還元反応は球減少モデルでそれぞれ表現できることがわかった。また、トリチウムの大部分は燃料の酸化・粉末化とともに放出され、1,000を越える除染係数が得られた。これらの結果は、酸化工程のみからなるボロキシデーション法でもトリチウムの管理技術として有効であることを示している。