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原子力システム 研究開発事業 成果報告会資料集
高速増殖炉ナトリウムからのトリチウム移行制御に関する研究開発
(受託者)国立大学法人静岡大学
(研究代表者)大矢恭久 理学部 准教授
(再委託先)国立大学法人東京大学
(研究代表者)大矢恭久 理学部 准教授
(再委託先)国立大学法人東京大学
1.研究開発の背景とねらい
高速増殖炉においてトリチウムは燃料棒中における核燃料の三体核分裂反応、制御棒中の中性子吸収材であるホウ素の10B(n,2α)反応および冷却材中に含まれる不純物としてのホウ素やリチウムと中性子との6Li(n,α)反応によって生成される。この高速増殖炉で生成されるトリチウム量は軽水炉や重水炉と同程度であるが、高速増殖炉では生成されたトリチウムは、シーベルト則により鋼材に溶け込み拡散し、管壁を透過して一次ナトリウム中に移行する。これまでに高速増殖炉中におけるトリチウムの挙動解析としてはTTT(Tritium Transport and Trap Analysis Code)が開発されており、もんじゅの予測評価がすでに実施されており、二次ナトリウム中のトリチウム約2%が冷却水へ移行すると考えられている[1]。日本におけるトリチウムの排液中又は排水中の濃度限度は6×101 Bq/cm3と規定されているため、現状の濃度において環境中に放出しても法律上は大きな問題とはならないが、大きなコストをかけずに環境中へのトリチウム放出量をさらに低減できれば、高速増殖炉の社会的受容性をさらに高めることが可能であると考えられる。そこで、本事業では高速増殖炉において生成するトリチウムを、蒸気発生器内において効率的かつ能動的に回収することにより、トリチウムの水ループへの移行を低減化するための技術を開発することを目的とし、トリチウム透過回収挙動評価およびトリチウム透過回収挙動解析および捕捉状態シミュレーション評価を実施している。
また、トリチウム透過回収挙動評価に関しては計算システムおよびシミュレーション手法の構築を行い、管表面におけるトリチウムの吸収、脱離の活性化エネルギーを、VASPコードを用いた密度汎関数理論に基づく量子力学計算により評価するとともに、固体内でのトリチウムの拡散障壁を、VASPコードを用いた密度汎関数理論に基づく量子力学計算により評価している。
2.研究開発成果
(1)トリチウム透過回収挙動評価
本試験において設計製作した透過回収分析システムにおいて重水素を用いた透過・回収評価を実施した。はじめに試料を一枚にし、試料温度を100℃から350℃に変えた際の重水素透過量を評価し、文献値の透過係数を用いて、透過速度を評価し、本試験装置における透過速度の関係を評価した。
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酸素を添加することによりトリチウム透過を低減できる可能性が示されたため、さらに詳細に酸素濃度依存性について明らかにするために、透過速度に及ぼす酸素濃度依存性について検討したところ、図2に示す結果が得られた。この結果より、酸素濃度は高いほど重水素の回収が効率的に行われるわけではなく、酸素濃度1000ppm程度が最も効率的であることが示された。
(2)トリチウム透過回収挙動解析および捕捉状態シミュレーション評価
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