Development of a practical tritiated water monitor to supervise the discharge of treated water from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

眞田 幸尚; 押切 圭介*; 菅野 麻里奈*; 阿部 智久

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1062, p.169208_1 - 169208_7, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.nima.2024.169208

福島第一原子力発電所(FDNPP)の廃炉作業の一環として、2023年から貯蔵処理水の放出が開始される。本研究では、FDNPPでのバッチサンプリング測定により確認されたトリチウム水の濃度を連続的に監視する実用的なトリチウムモニタを開発した。このモニターは、安価なプラスチックシンチレータペレットからなるフローセル検出器を配置し、3つの検出器による同時測定、ベト検出器、環境線の影響を低減するための鉛遮蔽を組み込んだ。このシステムは、測定時間30分で911Bq L-1の検出限界に達し、これはトリチウム水の排出基準1,500Bq L-1よりも低い。このシステムはまた、線スペクトルを用いて、トリチウム以外の妨害放射性核種やバックグラウンド放射線による妨害の存在を定性的に区別することができる。また、線スペクトルを用いて、トリチウム以外の妨害放射性核種やバックグラウンド放射線による妨害の有無を定性的に区別することができる。

福島第一原子力発電所現状視察

須藤 俊幸

技術士, 28(11), p.8 - 11, 2016/11

福島第一原子力発電所の事故から5年が経過し、原子力・放射線部会では発電所の現状を自ら確認し、技術士として情報発信すべく見学会を主催した。集合地点から発電所間の移動の際の風景、発電所での各原子炉、汚染水処理、構内、労働環境の改善等の状況について報告する。廃止措置に向けて現場は変化し続け、必ずしも順調とはいえないが粘り強く地道に進展している。関係者の真摯な努力と使命感に感銘を受けた。

核融合炉におけるトリチウムの効率回収に向けた疎水性白金触媒の開発

岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*

Isotope News, (736), p.12 - 17, 2015/08

http://www.jrias.or.jp/books/pdf/201508_TENBO_IWAI.pdf

原子力機構は田中貴金属工業と共同で核融合炉の実現に向けてトリチウムを回収するための新たな疎水性白金触媒の開発に成功した。核融合向けに必要であった触媒の耐放射線性、耐熱性について、無機物質を基材に疎水化処理を施す新たな触媒製法の開発により耐放射線性の目安となる530kGyの放射線照射に対して性能劣化がないこと、また通常使用される温度の70Cを大きく上回る600C超の耐熱性確保にも成功し、これまでの技術的課題を解決した。さらに、この方法で作製した触媒は、従来の約1.3倍に相当する高い交換効率を達成することも確認した。本報告は疎水性触媒による核融合炉安全性の向上につき概説する。

Distinctive radiation durability of an ion exchange membrane in the SPE water electrolyzer for the ITER water detritiation system

岩井 保則; 山西 敏彦; 磯部 兼嗣; 西 正孝; 八木 敏明; 玉田 正男

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.815 - 820, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.036

アルカリの添加なしに直接電解が可能な固体高分子電解法(SPE)は核融合で発生するトリチウム水の処理システム向け電解プロセスとして魅力的であるが、使用においては特にイオン交換膜の放射線耐久性を考慮する必要がある。市販イオン交換膜であるナフィオン膜の放射線耐久性を、原研高崎研究所のCo-60照射施設及び電子線加速器を用い、引っ張り強度,イオン交換能,電気伝導率,透過係数,単位重量あたりの溶解フッ素量等の観点から検証した。ポリテトラフルオロエチレン(PTFE)を主鎖にスルホン酸基を側鎖に有するナフィオン膜は、浸水状態における線照射時の引っ張り強度の劣化挙動がPTFEの劣化挙動と大きく異なることを見いだした。イオン交換能の照射線量依存性はナフィオンの各グレードにおいてほぼ同様であった。いずれにせよ核融合実験炉ITERにおいてイオン交換膜に求められる積算照射量530kGyまでは問題となるまでの性能低下が起こらないことを見いだした。ナフィオンの放射線耐久性はその構造式から推定されるよりも高く、温度や照射線種などの影響を検証するとともに、ラジカル反応機構から雰囲気が与える影響を考察した。

よくわかる核融合炉のしくみ,8; トリチウムを扱う燃料循環システム,気体状トリチウム燃料の取扱い技術

深田 智*; 林 巧

日本原子力学会誌, 47(9), p.623 - 629, 2005/09

http://ci.nii.ac.jp/naid/10016124519

核融合炉の燃料処理技術については、なぜ重水素とトリチウムを燃料として使用し循環処理する必要が有るのか、どのようにプラズマ排ガスから水素同位体を精製し、重水素やトリチウムを同位体分離し、効率よく貯蔵(供給)するのかを解説する。また、トリチウムの安全取扱技術についても、その性質や安全取扱の考え方を整理し、万一の想定異常時にいかに検知し、除去し、その除去したトリチウム(トリチウム水)を処理するのかを解説する。

Application of pressure swing adsorption to water detritiation process

岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝; 鈴木 優*; 栗田 晃一*; 島崎 正則*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(6), p.566 - 572, 2005/06

https://doi.org/10.3327/jnst.42.566

核融合発電プラントに向けた新たな水処理プロセスとして気相吸着法に着目した。気相吸着法は同位体分離機能と迅速な脱水機能を有する新たなトリチウム処理プロセスとして、また大量のトリチウム水処理に対する第一段階のシステムとしての適用が期待される。NaXゼオライト吸着剤を用いた吸・脱着実験を実施した。気相吸着法における水分吸着剤候補であるNaXゼオライトのトリチウム水分離機能について、明確にHOとHTOで破過時間が異なることが観察された。よって、その差を利用してトリチウム濃縮水とトリチウム減損水に分離することが可能であることを実証した。迅速な脱水は減圧とパージガスの流通により達成される。減圧により脱着した水蒸気はその一部分がパージガスにより系外に移送されるが、残りは吸着材に再吸着する。再吸着した水分は拡散により徐々に脱着する。高脱着率を得るには吸着時と脱着時の圧力差を大きくすることが有効であることを確認した。また十分な水蒸気保持容量を持つパージガスを流すことが高い脱着率の確保に必須であることを明らかとした。

A Study on Pore Structure of Compacted Bentonite (Kunigel-V1)

佐藤 治夫

JNC TN8400 99-064, 22 Pages, 1999/10

JNC-TN8400-99-064.pdf:1.45MB

本研究では、拡散に及ぼす圧縮ベントナイトの間隙構造因子の影響を評価するため、非収着性のトリチウム水(HTO)を用いて以下に示す4種類の拡散実験を行った。(1)圧縮ベントナイトの圧縮方向をパラメータとした透過拡散実験[圧縮方向の影響](2)圧縮ベントナイト中の珪砂混合率をパラメータとした非定常拡散実験[珪砂混合率の影響](3)圧縮ベントナイトの初期粒径をパラメータとした非定常拡散実験[初期粒径の影響](4)圧縮ベントナイト中に単一亀裂がある場合の含水修復期間をパラメータとした非定常拡散実験[亀裂の影響](1)については、クニゲルV1とクニピアF(クニゲルV1を精製してNa型スメクタイトを95wt%以上にしたもの)を対象に、乾燥密度1.0と1.5Mg・m-3に対して実効拡散係数(De)を圧縮方向を変えて測定した。(2)については、クニゲルV1を対象に、見掛けの拡散係数(Da)を乾燥密度0.8,1.4,1.8Mg・m-3、珪砂混合率30と50wt%に対して測定した。(3)については、粒径が0.15mmと粉末状であるクニゲルV1より大きい、粒状ベントナイト(OT-9607)を対象に、Daを乾燥密度0.8,1.4,1.8Ma・m-3に対して測定した。(4)については、乾燥密度1.8Mg・m-3の含水飽和ベントナイトに人工的に貫通した亀裂を入れ、7または28日間再含水させ、Daを測定した。(1)については、クニゲルV1には全密度ともDeに圧縮方向依存性は見られなかったが、クニピアFでは、圧縮方向に対して直角方向からの方が軸方向からより大きなDeとなった。(2)のベントナイト中の拡散係数に及ぼす珪砂混合率の影響については、全乾燥密度ともDaに影響は見られなかった。(3)の拡散係数に及ぼす初期ベントナイト粒径の影響については、粒状ベントナイト(OT-9607)に対するDaが粉末状であるクニゲルV1の場合と全密度ともほぼ同じであり、ベントナイトの初期粒径の影響は見られなかった。(4)のベントナイト中の単一亀裂の修復特性については、Daに及ぼす亀裂の修復期間依存性や亀裂の影響は見られなかった。これらのことから、圧縮ベントナイト(クニゲルV1)の間隙構造は、ベントナイトの圧縮方向の影響、珪砂混合率の影響、及び初期粒径の影響を受けにくく、貫通した亀裂が発生した場合においても短時間で亀裂

Release behavior of water from solid breeder blanket

河村 繕範; 奥野 健二; 西川 正史*

Proceedings of 4th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interface (CBBI-4), p.235 - 248, 1995/10

セラミック増殖ブランケット内でのトリチウムの挙動については、現実的条件で実験を行うべきとの考えに基づきin-situ実験が行われてきた。しかし、一方で非照射条件での実験も、ブランケット内のトリチウムの移動過程を表現できるパラメータを求めるうえで重要である。筆者らは、既に得ている核種セラミック増殖材の水分吸着データから、トリチウム収着インベントリーと物質移動係数を求めた。そして、結晶内トリチウム拡散係数として報告されているものの中には、水分吸着脱着抵抗や装置配管の影響を含んでいる可能性のある報告値があることを指摘した。また、ブランケットパージ気流中に水素を添加した際の水分発生現象についても、水分発生量と発生速度を定量した。本報告ではこれらの結果について発表する。

Tritium test of the tritium processing components under the Annex III US-Japan collaboration; Annex III final report

小西 哲之; 吉田 浩; 成瀬 雄二; K.E.Binning*; R.V.Carlson*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-090, 21 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-090.pdf:0.6MB

原研はDOEとの日米協力協定AnnexIIIに基づいて米国ロスアラモス国立研究所(LANL)のトリチウムシステム試験施設(TSTA)において核融合炉燃料サイクルに用いるトリチウムプロセス機器のホット試験を行った。原研の開発したトリチウムの精製を行うパラジウム拡散器、トリチウム水を分解する電解セルについて、純トリチウムを用いた特性試験、長時間耐久試験、トリチウム存在下での不純物試験を行い、実システムに適用可能な機器を開発すると共に数々の知見を得た。

Solid oxide electrolysis cell for decomposition of tritiated water

小西 哲之; 大野 英雄; 吉田 浩; 勝田 博司; 成瀬 雄二

Int.J.Hydrogen Energy, 11(8), p.507 - 512, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0360-3199(86)90017-0

核融合炉燃料システムへの応用を目的として、固体電解質電解セルによるトリチウム水の分解が提案されている。本法は従来法にみられる放射線損傷や廃棄物の発生などの問題がなく有望と見られている。実験は安定化ジルコニアセルで行なわれ、水蒸気から水素への高い転換率が得られた。セル特性を表わす方程式がネルンストの式を用いて導出され、実験とのよい一致をみた。転換率は主に開路電圧によって決定される。電解反応における同位体効果が、重水を用いた実験によって測定された。得られた水素と重水素の分離係数は理論値よりわずかに大きい。