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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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.11(Nuclear Science & Technology)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.
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。
野口 宏
日本原子力学会誌, 39(11), p.915 - 916, 1997/00
特集「トリチウムの影響と安全管理」の第2章である。本特集の基礎情報として、環境中トリチウムの発生源である天然、核実験、医療・産業・研究、原子力等を起源とするトリチウムのインベントリと発生量をまとめた。大気中核実験起源のトリチウムは環境中トリチウムの最大の発生源であったが、年々そのインベントリは減少している。医療や産業起源のトリチウム発生量は少ないと考えられる。将来的には原子力利用に伴うトリチウムの割合が増加する可能性があるが、ITERは大量のトリチウムインベントリを有するものの、平常時の環境への放出量は他の原子力施設に比べて大きくなることはないと考えられる。
内山 軍蔵; 藤根 幸雄; 前田 充; 杉川 進; 辻野 毅
Solvent Extr. Ion Exch., 13(1), p.59 - 82, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：13.33(Chemistry, Multidisciplinary)ピューレックス再処理工程におけるトリチウムの閉じ込めプロセスを評価検討するためにトリチウムのリン酸トリブチル(TBP)による抽出挙動を調べた。回分抽出実験ではU-30%TBP/n-ドデカン(nDD)-HNO
-H
O系におけるトリチウムの分配比を、また、6段のミキサセトラ型抽出器(内部循環式)を用いた化学工程実験では、トリチウム洗浄工程におけるトリチウムの除染係数をそれぞれ測定した。実験の結果、(1)大部分のトリチウムは水及び硝酸の化学形でTBPに抽出されること,(2)有機相中トリチウムの約1%は有機溶媒の分解生成物に固定化されること,(3)有機相ウラン濃度=85g/dm
,水相硝酸濃度=3M,O/A(有機相流量と水相流量の比)=25の条件で6段の洗浄段で約500のトリチウムの除染係数が得られることがわかった。
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。
内山 軍蔵; 北村 正史*; 山崎 一伸; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅
JAERI-M 91-199, 35 Pages, 1991/11
再処理前処理工程においてトリチウムを管理することを目的とするボロキシデーション法についてプロセス開発研究を行った。実験には工学規模のボールミル型反応器(処理量:2kg/バッチ実験)を用い、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、温度、反応器回転数など)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、燃料中のトリチウムの約60%は燃料の酸化とともに放出されるが、99.9%以上の放出率を得るにはさらに窒素ガスによる約2時間の追い出し操作が必要であった。得られた結果をもとに行ったシステム予備評価は、酸化工程のみからなるボロキシデーション法が再処理施設におけるトリチウムの管理技術として有効であることを示した。
奥野 健二; 宇田 達彦*; 大平 茂; 成瀬 雄二
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.509 - 516, 1991/06
核融合の燃料プロセスにおいてプロセスガスを「その場」で分析測定する技術を開発するため、水素同位体ガスの測定によってレーザーラマン散乱分光法の適用性を調べた。波長488nm、出力700mWのAr
レーザーをシングルパス法で照射し、水素同位体ガスのストークス回転線とQブランチのラマン散乱強度を求めた。このうち、分析に適したラマン散乱としてストークス回転線を選定し、H:HD:Dの強度比として、100:58:47を得た。水素ガスの検出限界はシングルパス法で測定したときは分圧0.05kPa、1気圧のガス中濃度にして500ppmであった。また、マルチパス法を使うと検出限界レベルは更に100ppm程度まで下げられることが判明した。この結果から、レーザーラマン散乱法がトリチウムプロセスにおける「その場」分析計として有効である見通しを得た。
成瀬 雄二; 奥野 健二; 吉田 浩; 小西 哲之; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1081 - 1095, 1990/12
トリチウムプロセス研究棟でのトリチウム技術に関する基礎工学的研究と米国ロスアラモス国立研究所のTSTA施設でのトリチウム精製・循環システムの実証試験とは核融合炉における燃料サイクルを確立する上で相補的関係にある。この観点に立ち、1980年代初めより約10年間に亘って日米協力が実施されている。AnnexIIIではトリチウム燃料・捕集システムのために開発されたコンポーネントのトリチウム実証試験が実施され、その有用性が証明された。また、AnnexIVでは、100g規模のトリチウムを用いてTSTAによるトリチウム精製・循環システムの実証試験が日米共同で実施され、核融合炉燃料サイクルに関するトリチウム技術およびトリチウム安全技術について多くの成果が得られた。本論文では、これらの成果をレビューする。
内山 軍蔵; 島飼 誠之*; 北村 正史*; 山崎 一伸; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅
JAERI-M 90-016, 71 Pages, 1990/02
改良ボロキシデーションプロセス実験装置は核燃料再処理工程からの放射能放出低減化研究の一貫として、ボロキシデーション法のプロセス工学的な研究を実施するために設計・製作されたベンチスケール規模(処理量2kg-UO/バッチ)の実験装置である。本装置を用いて、軽水炉模擬使用済み燃料(酸化ウラン)の酸化一還元サイクル挙動、トリチウムなどの揮発性核分裂生成物の放出挙動および回転軸封部のシール性能などを把握することができた。ここでは、本装置の概要などについてまとめた。
藤根 幸雄; 内山 軍蔵; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅
JAERI-M 89-152, 14 Pages, 1989/10
トリチウム分配比を30%TBP-nDD/硝酸ウラニル-硝酸-水系で測定した。トリチウムは、トリチウム水(HTO)とトリチウム硝酸(TNO)の化学形でTBPに抽出され、その分配比は、水相中の硝酸濃度が0~6mol/l、トリチウム濃度が0.5~800mCi/l、有機相中のウラン濃度が0~125g-U/lの範囲で0.002から0.005の間で得られた。また、このトリチウムの2相間同位体分配係数は、約0.95と求められた。
