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瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志
JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB
日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。
中村 博文; 東島 智; 磯部 兼嗣; 神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 久保 博孝; 宮 直之; 西 正孝; 小西 哲之*; 田辺 哲朗*
Fusion Engineering and Design, 70(2), p.163 - 173, 2004/02
被引用回数：19 パーセンタイル：75.17(Nuclear Science & Technology)核融合炉における有効で簡便なトリチウム除去方法を確立するために、壁調整用放電洗浄法の1つであるグロー放電洗浄(GDC)のJT-60U真空容器からのトリチウム除去への適用を目的として、ヘリウムと水素を用いたGDCによるJT-60Uプラズマ対向面からの水素同位体放出挙動を調べた。その結果、水素同位体の放出挙動は、3種類の時間に対する単純指数減少関数の組合せで表せることを見いだした。解析の結果、水素GDCがヘリウムGDCよりも水素同位体除去に優れていることが判明し、これは、水素の放電に起因する化学スパッタと放電水素とタイル表面水素同位体との同位体交換反応の相乗効果等の化学的な反応によるものと推測される。本結果で得られた放出特性に基づけば、573Kにおける連続的な水素GDCによりJT-60Uの表面水素同位体濃度を1/2に低減させるのに数日程度を要することが示唆された。
工藤 博司; 田中 吉左右
Radiochem.Radioanal.Lett., 23(2), p.57 - 62, 1975/02
制御核融合炉の概念設計の一つとして、酸化リチウム(Li
O)をトリチウム増殖体として用いる固体ブランケットが提案されている。LiO中に生成したトリチウムを、効率よく回収することができるかどうかということが問題となっているが、従来このことに関する実験データはほとんど無い。LiO粉末を原子炉(JRR-4)で照射した後、ターゲットを真空中で600
Cまで加熱し、放出されるトリチウムの化学形をラジオガスクロマトグラフ法によって分析した。今回の実験条件下では、生成したトリチウムの大部分がLiOから放出されることを確認するとともに、LiO中でのトリチウムの存在状態およびその化学的挙動を推論した。
北野 匡四郎; 池沢 芳夫; 原田 康典; 国分 守信; 梶本 与一
保健物理, 8(2), p.67 - 71, 1973/02
トリチウム表面汚染を評価するためスミヤ法が多く採用されているが、本実験では、25w/oグリセリン含浸スミヤ濾紙を用いてトリチウム表面汚染を評価する上で問題となる種々の因子について実験的検討を行なった。その結果、主として次のようなことがわかった。(1)スミヤ濾紙によるトリチウム表面汚染の採取効率は、非浸透性表面汚染材に対しては約10%、浸透性表面汚染材に対しては約1%である。(2)2
ガスフローカウンタに対する計数効率は約10%であったが、トリチウウム表面汚染の全量を評価する場合、総合効率(計数効率に採取効率を乗じたもの)を用いるのが実用的で、その値は、非浸透性の表面汚染材については約1%、浸透性の表面汚染材については約0.1%である。(3)トリチウムスミヤ試料からのトリチウムの離脱する割合は、採取後40分以内であれば20%以下におさまり、管理上は補正する必要はない。
