Operation experience on safety system of tritium process laboratory in Japan Atomic Energy Research Institute

山田 正行; 榎枝 幹男; 本間 隆; 林 巧; 松田 祐二; 奥野 健二

Fusion Technology, 28(3), p.1376 - 1381, 1995/10

原研トリチウムプロセス研究棟(TPL)では、核融合燃料サイクルのR&Dを大量トリチウムを用い、1988年3月より行われてきた。TPLでのトリチウム最大貯蔵量は60gである。TPLの安全設備は、トリチウムに対して3重格納が構築されており、各々の格納系に対するトリチウム除去系が設けられている。トリチウム除去設備は、触媒酸化-水分吸着法が採用されている。TPLから環境へのトリチウム放出量は、管理基準値の200分の1を月平均で維持している。TPLでの安全設備の運転実績は、核融合炉における安全設備の運転管理に対して有効なデータベースとなる。本報では、TPL安全設備の運転及び改善等について6年間の不具合データと共に報告するものである。