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2010 Fiscal Year Annual Research Report

核融合炉コンクリート建屋内のトリチウム挙動解明と移行阻止技術の開発

Research Project

Project/Area Number 21360451
Research InstitutionKyushu University

Principal Investigator

深田 智  九州大学, 総合理工学研究院, 教授 (50117230)

Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) 片山 一成  九州大学, 総合理工学研究院, 助教 (90380708)
Keywordsプラズマ・核融合 / トリチウム / コンクリート / 安全性 / 原子力エネルギー
Research Abstract

水素放射性同位元素のトリチウムを、核融合炉燃料として150g/GWday(=5.5x10^<16>Bq/GWday)の量製造、循環、回収、注入する必要がある。RIを確実に閉じ込めるため三重閉じ込めシステムが考えられ、コンクリート建屋はその最終格納装置として重要な役割がある。本研究では、セメント、モルタル、コンクリートにエポキシ系やシリコン系防水ペイントを塗布した状態でトリチウム水蒸気の構造材内部吸着拡散量を実験的に求め、炉システムからの漏洩率を評価した.これまで得られた結果をまとめると次の様になる。
(1)ペイントを塗布しない場合のトリチウム移動は、セメント内細孔への吸着水拡散で支配され、その有効拡散係数は1.2x10^<-11>m^2/sであった。砂や砂利等の緻密物質内への溶解拡散は生じず、空隙率を考慮に入れることで、コンクリート複雑構造物でも単純な拡散方程式で記述できることが分かった。(2)エポキシペイントを塗布すると、トリチウム拡散はペイント内拡散に支配され、その拡散係数は1.0x10^<-16>m^2/sであった。(3)シリコンペイント塗布状態では、トリチウム移動は拡散支配ではなく、トリチウム捕捉量が線形に増加した。これはシリコン塗料が長時間水接触でコンクリートとペイント間の接触状態が変わることに起因し、これはマクロ観察でも確認された。(4)トリチウム捕捉量は、シリコンペイントより、エポキシペイントの方が多く、ペイント分子構造に含まれるOH基とOCH_3基の違いにより、表面吸着量が異なるものと考えられる。いずれにせよ、コンクリート防水加工をした状態の三次閉じ込めシステム内のトリチウム移行挙動が分かった。
平成22年度は最終年度であり、コンクリートからのトリチウム除染、移行阻止技術開発のための基礎研究をとりまとめ、水同位体交換、加熱処理等の影響としてまとめて原子力学会で発表した。

  • Research Products

    (13 results)

All 2011 2010 Other

All Journal Article (5 results) (of which Peer Reviewed: 4 results) Presentation (7 results) Remarks (1 results)

  • [Journal Article] Mixed desorption of He, H_2 and CH_4 adsorbed on charcoal maximally cooled at 10K2010

    • Author(s)
      S.Fukada, M.Terashita
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Science and Technology

      Volume: 47 Pages: 1-8

    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Effects of simultaneous transfer of heat and tritium through Li-Pb or Flibe blanket2010

    • Author(s)
      S.Fukada, et al., (他2名)
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design

      Volume: 85 Pages: 1314-1319

    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Isotopic exchange between hydrogen and deuterium in the process of permeating through Li_<0.17>Pb_<0.83>2010

    • Author(s)
      Y.Edao, H.Noguchi, S.Fukada
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design

      Volume: 85 Pages: 1225-1228

    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Effect of surface water on tritium release behavior from Li_4SiO_42010

    • Author(s)
      T.Hanada, S.Fukada, et al., (他4名)
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design

      Volume: 85 Pages: 998-1001

    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Tritium permeation behavior in the breeder part of ceramic breeder blanket2010

    • Author(s)
      T.Hanada, et al., (他6名)
    • Journal Title

      Proceeding of 15^<th> International workshop on ceramic breeder interactions, JAEA-Conf-006

      Pages: 263-279

  • [Presentation] Experimental evaluation of tritium inventory in Li-Pb and design of tritium and heat recovery from Li-Pb blanket of fusion reactor2011

    • Author(s)
      S.Fukada
    • Organizer
      Japan-US workshop on fusion power plants and related advanced technologies with participations of EU and Korea
    • Place of Presentation
      Toki, Japan
    • Year and Date
      20110222-20110224
  • [Presentation] Effect of water formation reaction on tritium release behavior from Li_4SiO_42010

    • Author(s)
      H.Yamasaki, et al., (他5名)
    • Organizer
      9^<th> International Conference on Tritium Science and Technology
    • Place of Presentation
      Nara, Japan
    • Year and Date
      20101024-20101029
  • [Presentation] Tritium transfer in porous concrete materials coated with hydrophobic paints2010

    • Author(s)
      S.Fukada, et al., (他4名)
    • Organizer
      9^<th> International Conference on Tritium Science and Technology
    • Place of Presentation
      Nara, Japan
    • Year and Date
      20101024-20101029
  • [Presentation] Study on tritium release behavior from Li_2ZrO_32010

    • Author(s)
      T.Kanazawa, et al., (他5名)
    • Organizer
      9^<th> International Conference on Tritium Science and Technology
    • Place of Presentation
      Nara, Japan
    • Year and Date
      20101024-20101029
  • [Presentation] Leakage of tritium through heat cycles of conceptual design, laser-fusion reactor Koyo-F2010

    • Author(s)
      T.Norimatsu, et al., (他5名)
    • Organizer
      9^<th> International Conference on Tritium Science and Technology
    • Place of Presentation
      Nara, Japan
    • Year and Date
      20101024-20101029
  • [Presentation] FFHRトリチウム回収システム設計とトリチウム透過予測のための実験と解析2010

    • Author(s)
      深田智, 他4名
    • Organizer
      第8回核融合エネルギー連合講演会
    • Place of Presentation
      高山市
    • Year and Date
      20100610-20100611
  • [Presentation] レーザー核融合炉落下液体膜ブランケットのトリチウム回収系設計と実験的研究2010

    • Author(s)
      枝尾祐希, 他6名
    • Organizer
      レーザー研シンポジウム2010
    • Place of Presentation
      大阪大学
    • Year and Date
      20100427-20100428
  • [Remarks]

    • URL

      http://www.jaea.go.jp/02/press2009/p10032601/index.html

URL: 

Published: 2012-07-19  

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