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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。
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。
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5Ci/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。
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。