「ふげん」重水系・ヘリウム系等のトリチウム除去

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。

Re-emission of heavy water vapour from soil to the atmosphere

横山 須美; 野口 宏; 一政 祐輔*; 一政 満子*

Journal of Environmental Radioactivity, 71(3), p.201 - 213, 2004/01

https://doi.org/10.1016/S0265-931X(03)00169-3

核融合施設では、大量のトリチウムを扱うため、周辺の公衆の被ばく線量評価を行ううえでは、施設から放出されたトリチウムの環境中での挙動を調べておく必要がある。特に施設から放出されたトリチウムが土壌に沈着した後、再放出される過程については、あまりデータが得られていないことから明らかにしておく必要がある。本報告書では、特にトリチウム水(HTO)の土壌からの再放出を調べるために、HTOの代わりに重水(HDO)を用いて、土壌に沈着したHTOの再放出過程を模擬した野外実験を行った結果について報告する。実験には、ビニールハウス内でHDOに上面をばく露した土壌(ばく露土壌)及びあらかじめ重水を均一に混合した土壌(重水混合土壌)を用い、土壌を薄く分割して、任意の時間ごとにこれらの土壌水分中HDO濃度の深さ分布の時間変化を調べた。その結果、ばく露土壌及び重水混合土壌の両方の表層土壌水分中重水濃度の低下が著しいものの、ばく露土壌の方が重水混合土壌に比べて、低下割合が大きかった。さらに、交換,蒸発及び拡散過程を考慮した簡易なHTO環境移行モデルを用いて本実験結果の解析を行った結果、モデルは比較的実験結果と良い一致を示すことがわかった。

An Application to Intraoperative BNCT using epithermal neutron of new JRR-4 mode "Epi-12"

松下 明*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 樫村 隆則*; 大竹 真一*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.141 - 143, 2002/09

1998年よりJRR-4で実施されてきた熱/熱外混合中性子ビームである熱中性子モードIをホウ素中性子捕捉療法に11回使用してきた。より深い腫瘍の治療のため、次の術中BNCTより熱外中性子を使用することを検討している。本研究では熱中性子モードIのカドミニウムシャッタを挿入することによって作られる熱外中性子モード(Epi-12モード)の医療への適用性と安全性を調査した。その結果、Epi-12モードの速中性子混入率の減少は、BNCT、特に術中BNCTに対して優位性があることがわかった。なぜなら、速中性子は正常組織に直接作用するため、BNCTの制限値の1つであるからである。さらに、Th-12とEpi-12モードを混合させることで、線量分布に変化させることができることがわかった。これは個々の腫瘍に対して最適な線量分布に制御する新しい方法として期待される。

Deposition of heavy water on soil and reemission to the atmosphere

横山 須美; 野口 宏; 福谷 哲; 一政 満子*; 一政 祐輔*

Fusion Engineering and Design, 42, p.141 - 148, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00184-7

ITERのような核融合実験炉において、公衆の被ばく線量を評価するうえで、トリチウムが重要な核種となる。このような施設から、事故的に、大気中へトリチウム水が放出された場合、トリチウム水の土壌への沈着及び大気への再放出過程が重要となる。これらの過程を模擬するために、HTOのかわりに重水を用いて野外実験を1995年11月と1996年8月に行った。重水水蒸気を放出したビニールハウス内で、土壌試料をばく露した後、重水汚染のない場所に移し、所定の時間(最大31時間)置き、土壌水分中重水濃度の時間変化及び土壌沈着重水の再放出率を調べた。この結果1995年の実験では、再放出開始直後の濃度は、表層0-0.5cmが最も高く、深さが深くなるにつれて指数関数的に減少した。また、土壌沈着重水の再放出率は、再放出開始直後に22%/hと最も高く、時間とともに低下し、水分の蒸発率とは異なる時間変化を示した。

トリチウムの影響と安全管理,2; トリチウム利用の現状と発生源

野口 宏

日本原子力学会誌, 39(11), p.915 - 916, 1997/00

特集「トリチウムの影響と安全管理」の第2章である。本特集の基礎情報として、環境中トリチウムの発生源である天然、核実験、医療・産業・研究、原子力等を起源とするトリチウムのインベントリと発生量をまとめた。大気中核実験起源のトリチウムは環境中トリチウムの最大の発生源であったが、年々そのインベントリは減少している。医療や産業起源のトリチウム発生量は少ないと考えられる。将来的には原子力利用に伴うトリチウムの割合が増加する可能性があるが、ITERは大量のトリチウムインベントリを有するものの、平常時の環境への放出量は他の原子力施設に比べて大きくなることはないと考えられる。

JRR-2の運転と利用の成果

JRR-2管理課

JAERI-Tech 94-014, 279 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-014.pdf:11.08MB

JRR-2は昭和35年10月1日、初臨界に達して以来、30年以上にわたり、原子力用燃料・材料の照射試験、RIの生産、中性子ビームを利用した中性子回折実験、医療照射(BNCT)等原子力における研究・開発の広範な分野に利用されてきた。この間、熱遮蔽軽水系への重水漏洩をはじめとする種々のトラブルが発生したが、その都度、その当時の最新技術を駆使し、関係者の努力により一つ一つ解決し、このような長期にわたる利用運転を可能にしてきた。しかし、平成6年4月、経年劣化等を考慮し、短期間利用運転へと運転形態を変更した。この節目の時期にあたり、JRR-2における30年以上にわたる運転管理、保守整備、改造及び利用についての成果をまとめた。

H/D exchange reaction between CHCl and DO in two-liquid-phase system

岩崎 又衛*; 作花 哲夫*; 大橋 成介*; 松下 寛*; 横山 淳; 鈴木 和弥

Journal of Physical Chemistry, 93(13), p.5139 - 5143, 1989/00

https://doi.org/10.1021/j100350a023

クロロホルム相と水相の二液相系でのCHClとDO間水素同位体交換反応の速度を研究した。実験結果は、水とクロロホルムの両相間移動と水相におけるCHClとDO間水素同位体交換反応の二つのステップを経て反応が進むというモデルにより説明が出来た。26Cでのクロロホルムの相関移動速度定数および水相における水素同位体交換反応速度定数は、それぞれ0.1070.003m・sおよび0.2310.013L・mol・sと求まった。

Progress in simulation procedure for multistage-type water/hydrogen exchange column

木下 正弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), P. 378, 1986/00

https://doi.org/10.1080/18811248.1986.9734996

先に公開された、多段型水-水素間同位体交換塔のシミュレーション手法においては、ヤコビ行列が対角要素が1に近くて非対角要素の絶対値が1に比べて充分に小さいという特徴を有するよう、独立変数と残余関数の選定に工夫がなされていた。そのため、Newton-Raphson法を厳密に適用する必要はなく、はじめに計算したヤコビ行列の逆行列をすべてのくり返しステップで使うことにより、容易に収束解が得られる。即ち、ヤコビ行列及びその逆行列の計算はたった1回必要なだけであり、なんらの擬Newton法(例えば、Broyden法)も必要としない。本報は、以上のことを数値実験によって検証し、前報に比べて大幅に計算時間が短縮することを示した速報である。

JRR-3一次冷却重水系の化学除染の検討・その2 (CAN-DECON法による化学除染)

近藤 忠美; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 田中 純利; 飯田 省三; 山本 章

JAERI-M 85-039, 26 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-039.pdf:0.77MB

前報では、JRR-3一次冷却重水系の汚染状況の把握と実験室規模でのCAN-DECON法の有効性について検討した。本報告書では、ループテストによるCAN-DECON法の実験結果について検討した。実験の目的は次の通りとした。(1)アルミニウム材の溶解に関する評価、(2)ステンレス配管の除染評価、(3)イオン交換樹脂による除染剤の除去に関する有効性の評価。実験の結果、アルミニウムとステンレス鋼は溶解に関して問題のないことがわかった。また、スレンレス鋼の平均除染係数は、ウランが約10、プルトニウムが約5であった。除染剤と溶出イオンは陰イオン交換樹脂と温床イオン交換樹脂でほぼ完全に除去できた。CAN-DECON法は汚染されたステンレス配管から、ウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物の除去に効果的であることがわかった。

Simulation procedure for multistage water/hydrogen exchange column for heavy water enrichment accounting for catalytic and scrubbing efficiencies

木下 正弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(5), p.398 - 405, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jnst.22.398

本報は、疎水性触媒を用いた重水濃縮用の多段型水-水素間同位体交換塔の1つのシミュレーション手法を与えるものである。HO,HDO及びDOに対するマーフリー形の効率が、シーブトレイ部において考慮されている。反応H+D2HDの交換速度はきわめて速く、触媒ベッド出口で平衡に達しているものと仮定し、HO(g)とDO(g)に対して定義した触媒効率が、H+HDO(g)HD+HO(g)とH+DO(g)D+HO(g)なる反応について考慮されている。これらの効率は、シミュレーションの入力として取り扱われている。主計算ループは、ニュートン・ラフソン法に基づいているが、ヤコビ行列の次数は、シーブトレイの数に等しいに過ぎない。