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
（研究代表者）大矢恭久 理学部
（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)T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)T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、ジーベルト則により鋼材に溶け込み拡散し、被覆管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、透過回収分析システムを構築し、重水素またはトリチウムを用いて、透過量の低減および回収トリチウム化学形を評価するためのトリチウム透過回収挙動評価を行った。
また、トリチウム透過回収挙動解析では素過程を考慮した透過回収シミュレーションモデルを構築し、透過回収挙動の予測・評価を試みた。
２．研究開発成果
図1 水素形および水形で透過した重水素量の変化
図2 放出トリチウム化学形分析結果
図3 種々の酸素を含む回収ガスを用いた際の全トリチウム透過量
(1)トリチウム透過回収挙動評価
これまでに高速増殖炉蒸気発生器中の二重管を模擬するとともに、その二重管の間にアルゴンを導入し、トリチウム回収を模擬できる透過回収分析システムを設計および製作し、回収ガス中の酸素濃度依存性について検討したところ、重水素の透過低減には酸素濃度1000 ppm程度が最も効率的であることが示唆された。
また、トリチウムの透過・回収にはステンレス表面の酸化被膜の影響が大きいと考えられるため、酸化被膜が連続的な測定の中でどのように減衰するかを明らかにし、透過してきた水素同位体の化学形およびその量に与える影響を評価した。図1にMass4(D2)とMass19(HDO)の時間に対する透過量を示す。図１での変化量を見ると、60時間程度まではHDOとしての放出が優位であるのに対し、60時間以降ではD2としての放出が優位となっていることが示された。また、XPSを用いて試料表面の酸化膜の厚さを測定したところ、50-60 nmであることがわかった。これらの結果より、酸化膜の消費は時間に比例しており、約60時間の透過で数層の酸化膜が消費されたことが示された。このことから、すべての酸化被膜が消費されなくてもトリチウム透過化学形が変化することが示され、トリチウムを水形で回収するためにはある程度の酸化被膜が存在すれば十分であることが考えられた。このことは定常的にステンレス表面に酸素を供給する必要性を示唆している。
さらに酸化被膜の形成によって回収ガス中のトリチウム化学形および透過量評価を行った。図2に623 Kで100 Paの重水素希釈トリチウムガスによりトリチウム透過回収実験を行った際の回収ガス中のトリチウム全量(HT+HTO)と元素状トリチウム(HT)を測定した結果を示す。その図で示されるとおりステンレスを透過したトリチウムはほぼ全量がトリチウム水に変換されていることがわかる。また、図3に種々の酸素濃度を含む回収ガスを用いた際の結果を示す。この結果から、10ppmの酸素でトリチウムの透過量が急激に減少していることがわかる。このことから、酸化膜がトリチウムの拡散障壁になることで透過量が減少したと考えられる。このことから回収ガスに10ppmの酸素があれば酸化膜を維持できることが示唆された。
(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
これまでの量子化学計算によりbcc-Feをモデルとしてステンレス構成元素や不純物とトリチウムとの安定評価を行い。この結果をモンテカルロシミュレーションに取り込んだ。また、表面酸化物層がトリチウム挙動に与える影響を評価するために、bcc-Fe表面上の酸素の存在状態を量子力学計算によりモデル化した。その結果、酸化物層が存在する場合は、再表面での水素の安定性が若干低下するものの酸化物相内では純鉄の最表面の水素と同程度の高い安定性を持つ構造が形成されることが示唆された。また移動障壁も大きくなることが示された。
これらの結果をモンテカルロシミュレーションに取り込み、トリチウムの挙動を評価したところ、透過量については、酸化物層がある場合とない場合でほとんど変化がないことが示されたが、酸化物層内に安定なサイトが存在するために、トリチウムが表面付近に蓄積し、バルクの平均濃度が上昇することが示された。このことからトリチウム回収には酸化物層が維持できる程度の緩やかな酸化条件が維持されることが最適であると考えられる。
図4 表面の酸化物層がトリチウム挙動に与える影響（左図：透過量の時間依存性、右図：滞留量の時間依存性）
３．今後の展望
本研究によりわずかな酸素を回収ガスに含めることによりトリチウムを水形にして回収することができる可能性を示した。今後、実環境に近い条件でプロセス評価を行い、トリチウム回収および熱損失評価を行う必要がある。また、本技術は高速増殖炉のみならず将来の核融合炉にも応用可能であると考えられる。
４．参考文献
[1]飯沢克幸、鳥居建男、高速炉トリチウム挙動解析コードの開発、サイクル機構技報(2001) p.25.
