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深田 智*; 林 巧
日本原子力学会誌, 47(9), p.623 - 629, 2005/09
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。
山西 敏彦
プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1295 - 1300, 2002/12
原研TPL(トリチウムプロセス研究棟)においては、1988年4月から今日まで、事故等によるトリチウム放出は皆無であり、約60gの大量トリチウムの安全取り扱い実績を積み上げている。安全設備のトリチウム除去系も順調に稼動しており、除去効率として設計値(100~10000)よりも30~80倍高い値を得ている。スタックから放出されている気体トリチウム廃棄物は、平均濃度26Bq/m
であり、放射線障害防止法の規制値の1/200以下を達成している。14年間のTPLの運転により、今後の核融合施設にとって重要なトリチウム取扱い機器の不具合データベース等を蓄積するとともに、トリチウム機器の保守・変換作業等に関する手順,ノウハウを確立することができた。さらなる核融合施設の安全取扱い技術向上に向けて、トリチウム軽量管理・挙動,トリチウム除染に関する研究活動を展開している。
not registered
JNC TN1400 2000-001, 371 Pages, 2000/01
JNC-TN1400-2000-001.pdf:12.26MB
平成10年度の核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)における安全研究は、平成8年3月に策定した安全研究基本計画(平成8年度
平成12年度〉に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題、並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成10年度の3ヶ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
河村 弘; 岡本 眞實*
JAERI-Conf 98-001, 363 Pages, 1998/01
本報文集は、IEA主催の「第3回核融合炉ベリリウム技術国際会議」の報文を収録したものである。本会議は、1997年10月22日から24日まで、水戸市の茨城県産業会館において、開催され、発表件数は48件であった。会議の要旨として、ブランケット関連では、スエリング、ヘリウム及びトリチウムの放出挙動、充填層の有効熱伝導率、トリチウム透過とコーティング等、プラズマ対向材としては、寿命評価、ダストの生成量評価、接合技術及び廃棄物、機械的特性及びスエリングによる変形などの研究の重要性が指摘された。また、材料と共通化させた試験の重要性が指摘され、国際的な協力体制のもとに、共同で実験を行う提案がベリリウムワークショップ国際組織委員会から提出された。
林 巧; 奥野 健二
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.21 - 25, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)原研・トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉のためのトリチウムプロセス技術開発及びトリチウム安全取扱技術開発を行うためにグラムレベルのトリチウムが使用できる日本唯一の施設である。現在のトリチウムインベントリーは13g。使用許可量は最高60gである。1988年よりグラムレベルのトリチウム使用実験を開始し、この5年間、全取扱い量(循環使用)は約1kgオーダー。スタックからのトリチウム放出量は1Ci以下に制御してきた。このようにトリチウムプロセス研究棟における安全設備は十分有効に機能してきたが、実際のDT核融合炉に向けてより完全なトリチウム安全工学の確立のため、当研究室では主な安全技術開発課題を(1)コンパクトトリチウム格納除去設備,(2)信頼性の高いトリチウム計量管理,(3)新しいトリチウム廃棄物処理技術,(4)トリチウムの室内放出挙動等の関連研究にしぼって進めている。
工藤 博司
放射線, 12(3), p.77 - 85, 1986/00
Li-Al合金をターゲットとする100Ci規模でのトリチウム製造、ガスクロマトグラフィによるトリチウムの濃縮、熱量計によるトリチウムの測定およびLi化合物中でのトリチウムの挙動について述べるとともに、トリチウム製造研究を通して得た経験を中心に、トリチウム安全取扱経験の一端を紹介する。
吉田 浩; 松井 智明; 倉沢 利昌; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 梶本 与一; 後藤 孝徳; 渡部 孝三; 成瀬 雄二; 渡辺 斉
JAERI-M 83-204, 29 Pages, 1983/11
酸化リチウムのトリチウム増殖材としての性能を評価する研究の一環として、JRR-2(VT-10照射孔)を利用した酸化リチウムペレットの照射下トリチウム放出試験を実施した。試験期間は昭和58年5月~8月における4サイクルであり、この間のトリチウム生成量は約31Ci(観潮値)に達した。本試験では、比較的高濃度(定常値;約5
Ci/cm)のトリチウムガスを連続して取扱うため、作業者の被曝防止及び環境への放出低減化の観点から、実験装置のトリチウム回収・測定部をフード内に格納するとともに実験ガス中のトリチウムを捕集するためのトリチウム除去装置を設置している。本報告書は、照射下トリチウム放出試験に際して行ったトリチウム除去装置性能試験の結果並びにトリチウムのモニタリングの方法と結果についてまとめたものである。
吉田 芳和
Radioisotopes, 27(3), p.160 - 172, 1978/03
核融合に関連して、トリチウムを比較的大量に、とくにガス状で取扱う場合の安全取扱施設、とくに環境への放出低減技術、防護法ならびにモニタリング技術について述べる。とくに、安全取扱技術については、大量トリチウムの取扱い経験の多い外国、主として米国の現状を中心に紹介する。
保健物理安全管理部
JAERI 6017, 47 Pages, 1966/08
この手引きは、日本原子力研究所東海研究所の職員が、原子炉、加速器等を利用し、または放射能、放射性物質等を使用する場合等に、放射線障害を受けることなく、業務を遂行できるように、放射線障害の防止に関する関係諸法令および研究所の規定等を受けて、職員の守るべき、一般的な細部事項を定めたものである。
保健物理部
JAERI 6008, 25 Pages, 1961/08
本書は、「放射線安全取扱手引」初版には、第二部として、第一部の所調「手引」と一緒にとじこまれていたが、今回手引の改版に際して、独立したものである。分冊とした理由は、「放射線安全取扱手引」を当研究所としての「手引」として性格をはっきりさせ、基礎知識の方は一般的な資料として意味をもたせたかったためである。内容に盛られた測定器や防護具については、当研究所で現在使用しているものについてのべてある。一般的な知識としても十分役立つものと信ずる。
放射線管理室
JAERI 6007, 52 Pages, 1961/03
この手引は保健物理学の進歩と研究所業務の応じて機会あるごとに改訂を加え、実際にそくりたものに育てたいと思います。この手引の構成や内容についてお気付きの点がありました際は忌たんなくそのご意見を下記にお寄せくださるようお願いいたします。
平川 康; 古川 智弘; 飯島 稔; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一
no journal, ,
国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)で中性子源として利用されるリチウム(Li)は、気中の窒素、酸素および湿分等と容易に化学反応を生じる。このため、われわれはIFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)の下で、Liの取扱い上、特に留意すべき、(a)漏えい燃焼Li時の消火、(b)Liの高温での化学反応挙動、(c)機器交換を想定したLiの洗浄挙動および(d)Li中の不純物分析技術確立等にかかわる研究を展開してきた。本報では、これらLiの安全取扱いに係る研究・技術開発成果について総括する。
平川 康; 古川 智弘
no journal, ,
IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系実証試験活動の下で実施した、リチウムターゲット系機器構造物の交換、補修及び解体時に必要となるリチウム化合物のエタノール中での溶解挙動について報告する。
