トリチウム



・アメリカのイリノイ州の原発が外部電源喪失事故により、ベント。トリチウムを放出したことについて。
・伊方原発に関する内部告発を保安院が受付なかったという問題について。





トリチウムの危険性について








空と海に放出される若狭のトリチウム 山崎隆敏











(トリチウム工学研究室)
http://www.naka.jaea.go.jp/tritium/top1-j.html


トリチウムは核融合炉の燃料です。
重水素とトリチウムの核融合反応を利用した核融合炉が、実現に最も近いと言われています。トリチウムは燃料として利用されます。核融合炉システムにおいて、燃料である重水素とトリチウムを安定に処理し供給する技術の研究開発、また、放射性物質であるトリチウムの安全な取扱いに係る技術の研究開発を進めています。





トピックス





トリチウムの室内拡散模擬試験を開始










燃料となるトリチウムが万一、室内に漏洩した場合の挙動を調べるため、 トリチウムプロセス研究棟にケーソンと呼ぶ大型密閉容器を設置し、 その中において、さまざまな室内環境条件を作り、 世界に先駆けて本格的なトリチウムの挙動を調べる模擬試験を開始しました。







トリチウム工学・トリチウム安全工学研究開発の概要
トリチウム工学
  • 燃料精製
    -電解反応器-
  • 同位体分離
    -深冷蒸留塔-
トリチウム安全工学
  • 計測・計量技術
    -レーザーラマン分光法-
  • 室内挙動・環境動態
    -ケーソン-








プラズマ・核融合学会研究調査専門委員会 
「核融合炉内外のトリチウム挙動把握と
トリチウム回収、計量、安全管理の高度化」 
Research Committee on Understanding of Tritium Behavior and Advance of Recovery, Measurement and Safety Control 
of Fusion Reactor System 
z 委員名簿 
主査:深田 智 (九州大学, sfukada@nucl.kyushu-u.ac.jp)
幹事:山西敏彦 (日本原子力研究開発機構, yamanishi.toshihiko@jaea.go.jp)
   松山政夫 (富山大学, masao@ctg.u-toyama.ac.jp)
委員:日野友明 (北海道大学, tomhino@qe.eng.hokudai.ac.jp)
   田内 広 (茨城大学, htauchi@mx.ibaraki.ac.jp)
   田中 知 (東京大学, s-tanaka@q.t.u-tokyo.ac.jp)
   寺井隆幸 (東京大学, tera@n.t.u-tokyo.ac.jp)
   奥野健二 (静岡大学, srkokun@ipc.shizuoka.ac.jp)
   大矢恭久 (静岡大学, syoya@ipc.shizuoka.ac.jp)
   波多野雄治(富山大学, hatano@ctg.u-toyama.ac.jp)
   山本一良 (名古屋大学, i-yamamoto@nucl.nagoya-u.ac.jp)
   杉山貴彦 (名古屋大学, t-sugiyama@nucl.nagoya-u.ac.jp)
   宇田達彦 (核融合科学研究所, uda.tatsuhiko@nifs.ac.jp)
   野田信明 (核融合科学研究所, noda@LHD.nifs.ac.jp)
   相良明男 (核融合科学研究所, sagara@LHD.nifs.ac.jp)
   朝倉大和 (核融合科学研究所, asakura.yamato@nifs.ac.jp)
   西村清彦 (核融合科学研究所, nishimura.kiyohiko@nifs.ac.jp)
   乗松孝好 (大阪大学, norimats@ile.osaka-u.ac.jp)
   高木郁二 (京都大学, takagi@nucleng.kyoto-u.ac.jp)
   森山裕丈 (京都大学, moriyama@nucleng.kyoto-u.ac.jp)
   小松賢志 (京都大学, komatsu@house.rbc.kyoto-u.ac.jp)
   田辺哲朗 (九州大学, tanabe@nucl.kyushu-u.ac.jp)
   百島則幸 (九州大学, momorad@mbox.nc.kyushu-u.ac.jp)
   橋爪健一 (九州大学, hashi@quantum.nucl.kyushu-u.ac.jp)
   宗像健三 (九州大学, kenzo@nucl.kyushu-u.ac.jp)
   武田 洋 (放射線医学総合研究所, h_takeda@nirs.go.jp)
   林 巧  (日本原子力研究開発機構, hayashi.takumi@jaea.go.jp)
   榎枝幹男 (日本原子力研究開発機構, enoeda.mikio@jaea.go.jp)
   河村繕範 (日本原子力研究開発機構, kawamura.yoshinori@jaea.go.jp)
   正木 圭 (日本原子力研究開発機構, masaki.kei@jaea.go.jp)
   安藤麻里子(日本原子力研究開発機構, andoh.mariko@jaea.go.jp)
   加藤 敬 (日揮株式会社産業プロジェクト本部, kato.takashi@jgc.co.jp)
   平田慎吾 (川崎重工プラントビジネスセンター, hirata_s@khi.co.jp)z 設置期間:2006年9月—2008年9月 2年間






z 目的・内容 
 ITER のフランスカダラッシュでの建設が決定し、核融合炉研究開発は大型実験炉の段階に進み、これまでの重水素プラズマ実験段階から、核燃焼プラズマ条件へと量・質ともに進歩が要求されている。実験成功のためには、必要量のトリチウムを準備し、核燃焼プラズマ条件を DT 燃料供給下で成功させるとともに、安定な運転のため必要な重水素とトリチウムリサイクルを達成するため、トリチウム回収を達成させながら、安定な運転と環境への漏洩抑制を必要なレベル迄達成するとともに、環境安全の立場に則りトリチウムを十分に制御され
た条件でトリチウム計量、安全管理技術を構築する必要がある。法令に則るレベルで十分な安全を図りながら、これまでの g(数万 Ci)オーダーのトリチウム取扱をµg(数 mCi)以下の制御下でおこなう段階から、最終的にはkg(数千万 Ci)オーダーの安全なトリチウム取扱へと格段に向上させることが要求されている。 
 特に核融合炉内外のプラズマ対向機器、およびトリチウム増殖ブランケットとシステム構造材料等が、高濃度トリチウムに直接暴露され、十分な実験継続ができないほど大量のトリチウムが保持される可能姓が指摘されているとともに、取扱量拡大とともに保守運転時のトリチウム汚染と作業者の内部被曝拡大の恐れがある。
またトリチウム回収システムに課せられた条件を将来の商業炉を見据えた形で達成するためには、現在の各種コンポーネントからの回収装置をより高度化する必要がある。さらに、トリチウムの使用量をこれまでの DD や一部 DT 実験のレベルとは桁違いに大量のトリチウムを長時間使用する必要があり、長期的な目標を核融合炉の発電実証に向けて、トリチウムの計量管理、トリチウム内部被曝の影響をより詳細に調べる必要がある。本専門委員会名の「核融合炉内外」とは、プラズマと直接対向する炉壁、トリチウム増殖固体や液体ブランケット、プラズマ排ガス、さらに多重閉じ込め系の実験建家とコンクリート壁内のトリチウム挙動、さらに環境トリチウム挙動までを含み、これらの分野に所属するトリチウムをキーワードにした研究者が定期的に集まり、研究を高精度化し、最終的に核融合炉システムにおける高いトリチウム回収率とステムからのトリチウム漏洩を許容できる程度まで減少させることを目論んでいる。以上のことを踏まえて、研究調査専門委員会実施に当たっては、以下の点を中心に考慮する。 
1) 核融合機器材料、核融合装置と施設、周辺環境におけるトリチウム挙動の把握 
2) 核融合炉システム運転保守時の作業者の被曝と環境影響の低減 
3) 核融合炉システム中のトリチウム回収装置の効率向上とインベントリ低減 
4) トリチウム汚染拡大防止とトリチウム含有廃棄物の低減 
z 予想される効果 
 各種プラズマ対向機器材料、ブランケットに関わるトリチウム挙動、トリチウム安全性(トリチウムソースタームと計量管理)に関わる基礎データーを調査・収集し、データーベースとして整理し、広く核融合炉安全
性に貢献する。さらに実験炉の建設運転における安全評価に活用されるとともに、実験炉のテストブランケットのトリチウム試験にも広く活用されることが期待される。 
 核融合炉におけるトリチウムに関し最も重要なことはトリチウムの安全確実な閉じ込めであり、それを達成するための核融合炉内外におけるトリチウム回収技術の構築である。そのためには極微量成分までのトリチウム移行挙動を把握し、各種核融合炉構成材料とトリチウム移送配管あるいはトリチウムサイクル構成要素からのトリチウム回収法の確立および、汚染防止のためのトリチウム構成材料の除染とトリチウム含有廃棄物の除染技術を確立に寄与することができると考えられる。 z 研究調査専門委員会検討事項 
1) 核融合炉環境におけるトリチウム挙動評価技術に関する研究の現状 
2) 核融合炉環境におけるトリチウム閉じ込め、回収技術に関する研究課題の摘出 
3) 核融合炉環境におけるトリチウム安全評価技術のデーターベースの整備拡充 

z 活動予定 
平成18年9月 専門委員会開催 
「核融合実験炉運転におけるトリチウム安全性評価、閉込め技術、計量管理」
に関する研究の現状と課題摘出 

平成19年3月 幹事会開催「今後の運営について」(予定) 

平成19年9月 専門委員会開催(予定) 
「発電実証炉を見通したトリチウム安全評価技術のデータベースの整備拡充」に関する研究の現状と課題摘出 

平成20年3月 専門委員会開催(予定) 
「核融合炉内外におけるトリチウム安全評価技術のデータベースの整備拡充」に関する研究の現状と課題摘出 

平成20年6月 幹事会開催「委員会活動の総括と報告書作成」について 
平成20年9月 プラズマ核融合学会誌に小特集として発表 

z 結果の公表方法(予定) 

 プラズマ核融合学会でシンポジウムを開催するとともに、
研究調査結果を報告書に作成し、プラズマ核融合
学会誌を通して広く公表する。1年の調査期間ごとに委員会の活動及び議事録をまとめる 

z これまでの活動内容

平成18年度専門委員会を下記の日程とプログラムで開催した。
日時:平成18年9月21日(木)-22日(金) 
場所:核融合科学研究所管理棟4階第一会議室 

プログラム 
平成18年9月21日(木) 
13時30分―13時35分  
  開会 

13時35分―14時15分 
 「トリチウム低線量率被ばくによる生物影響に関する実験的解析」
茨城大学理学部 田内 広 

14時15分―14時45分 
 「環境トリチウム研究の現状」 
九州大学アイソトープ総合センター 百島 則幸 

14時45分―15時5分 
 「環境水中トリチウム測定の効率化と高感度トリチウムモニターの開発」 
  核融合科学研究所安全管理センター 佐久間 洋一 

15時15分―15時40分 
  「RF プラズマ堆積層形成に伴う水素同位体蓄積挙動」
  九州大学大学院総合理工学研究院 片山 一成15時40分―16時20分 
 「静岡大学における最近の研究成果と今後の展開」 
  静岡大学理学部附属放射化学研究施設 大矢 恭久 

16時20分―16時45分 
 「Flibe の化学的挙動に関する研究の現状(東京大学と JUPITER-II におけるト リチウム挙動研究を中心に)」 
東京大学大学院工学研究科 寺井 隆幸 

16時45分―17時0分 
 「液体リチウムシステムに関する水素挙動」 
  東京大学大学院工学研究科 鈴木 晶大 

17時10分―17時30分 
 「Li 酸化物中での水素同位体挙動のモデリング」 
  東京大学大学院工学研究科 小田卓司,大矢恭久*,田中知 (*現静岡大学) 

17時30分―18時50分 
 「LHD 用 316L ステンレス鋼からのトリチウムの脱離挙動」 
  富山大学水素同位体科学研究センター 
   鳥養祐二、直江昭吾、波多野雄治、赤石憲也*、河野孝央*、朝倉大和*、松山政夫 
   (* 核融合科学研究所) 

18時0分より懇親会(核融合科学研究所食堂) 


日時:平成18年9月22日(金) 

9時0分―9時20分
 「コメント これらかのトリチウム研究について」
九州大学大学院総合理工学研究院 田辺 哲朗 

9時20分―10時20分
 「トリチウム研究の今後に関する意見交換」総合議論 

10時30分―10時50分 
 「LHD重水素実験時のトリチウム管理計画」 
  核融合科学研究所安全管理センター 朝倉 大和 

10時50分—11時0分
 「日米次期計画について」
  静岡大学理学部附属放射化学研究施設 奥野 健二 

11時0分―11時30分 
「原子力機構トリチウム研究グループの最近の成果と今後の方向性(ITER との関係、BA の状況、それを含
めた今後の見通し)」
 原子力研究開発機構TPL 山西 敏彦

11時30分―12時0分
 「核融合トリチウムハンドブック製作に向けての検討会」
 司会進行 原子力機構TPL 山西 敏彦

12時 散会
z トリチウム関連研究の最近の動向(資料)


http://www.jspf.or.jp/introduction/senmon/0602/0602.pdf
I. 核融合炉トリチウム燃料処理技術
1.1  核融合炉でのトリチウム処理の必要性
 核融合炉では重水素のみ、あるいは重水素とトリチウムの混合ガスをプラズマ状態で燃焼させエネルギーを得ます。燃焼させるにはプラズマ温度を超高温まで加熱する必要がありますが、重水素とトリチウムの混合物の方がより低温(と言ってもまだ数億度の高温ですが)で核融合反応します。従いまして、最初に実現される自給型核融合炉は D-T 核融合炉と考えられています。将来 D-D 核融合炉が実現された場合でも、炉内では D-D反応(D(d,n)3He, D(d,p)3
T)でトリチウムも生成されますので、半減期12年の放射性同位体トリチウムを大量に取扱う必要があります。D-3He 核融合炉でもこの主反応に比べて少量ですが、D-D 反応も同時に起こりますので依然としてトリチウムを処理する必要があります。
 核融合炉でトリチウムを処理するのは、主に次の二つの理由からです。一つの理由は、磁場閉じ込め、あるいは慣性閉じ込めのいずれの場合にも、核融合反応で消費される燃料が注入量に対して高々数%程度なので、未反応燃料を処理して効率良く利用する必要があります。そのため、含まれる不純物ガス(C, N, O 原子を含むガス分子が主成分)等を取り除き、精製し、未燃焼の燃料を抽出し、プラズマに再び供給します。もう一つは、天然にごく微量(T/H の原子比で 10-17程度)しか存在しない放射性物質のトリチウムを使用するため、核融合反応で生じる中性子とリチウムの核反応を利用して自己生産し回収して使用するためであること、核融合炉で DT ガスを燃焼運転する間に、一部のトリチウムガスが配管壁や装置接合部を通して漏れる可能性をできるだけ低く抑える必要がああります。トリチウムをどれほど厳密に核融合炉システム内に閉じこめ管理し
ておくかについては、放射線障害防止法により規定され、常時立ち入る場所、管理区域境界、事業所境界の実効線量がそれぞれ定められた法令値を超えないようにトリチウム濃度を管理する必要があります。これはトリチウムだけに限らず一般の放射性同位元素やX線取扱いにも同じ規則が適用され、すべての実効線量を加えた値を管理レベル以下にする必要があります。





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