原子力システム　研究開発事業　成果報告会資料集

プラズマを用いたトリチウム化炭化水素の分解回収法の研究開発

１．研究開発の背景とねらい

　革新的原子力システムには、より一層の安全性の向上が望まれている。黒鉛減速ヘリウム冷却型高温ガス炉では炉心構造材料として黒鉛が用いられるため、炉内に存在する水素と黒鉛との反応により冷却材中に微量の炭化水素が発生する。また炉心では、ウラン燃料の三体核分裂、及び冷却材ヘリウムや黒鉛中のリチウム、ボロンなどの中性子吸収反応によりトリチウムが一定量生成される。従って、トリチウムと黒鉛との反応や同位体交換反応により、トリチウム化炭化水素が生じることとなる。高温ガス炉は、水素製造設備を備える電力水素併産型が 想定されており、炉心で生じるトリチウムの水素製造系への移行が懸念されている。そのため、積極的にトリチウムを回収するシステムが必要である。トリチウムは各種化学形で存在するため、HT、HTOを対象にした回収法に加えて、CH₃Tの回収法を検討しておく必要がある。そこで本事業では、ヘリウムガス冷却炉の安全性向上のため、ヘリウム冷却材からのトリチウム化炭化水素の分解回収を目的とした、高周波プラズマと水素透過膜を組み合わせた炭化水素分解回収システムの開発を行う。図１にシステム概念図を示す。

２．研究開発成果

２-１．ヘリウムプラズマの炭化水素分解性能と炭化水素による水素透過阻害作用
　ヘリウムプラズマによる炭化水素分解性能を評価するため、円筒形容量結合型高周波プラズマ装置(図2)を設計・製作し、様々なプラズマ条件下にて注目成分挙動を観測した。事業前半においては、プラズマの炭化水素分解能力を評価するための基礎実験を行った。ヘリウムプラズマは優れた炭化水素分解性能を有することが確認され、プラズマを用いたトリチウム回収システムが成立する見通しを得た。事業後半においては、化学工学的手法によるメタン分解速度の定式化を目指した基礎実験を行った。最終的にはガス圧力、ガス流量、高周波電力、電子密度及び導入メタン濃度の関数として、次に示すようなメタン分解速度式を得た。

　ここで、Cはメタン濃度[mol]、k₀は比例定数[Pa/m²sW]、Pは全圧[Pa]、Qは体積流量[m³/s]、X_RFは印加高周波電力[W]、Sはプラズマ断面積[m²]、nは電子密度[1/m³]、lは流れ方向長さ[m]である。図3に示すようにk₀はプラズマ入り口でのメタンとヘリウムの濃度比R_CH4[-]の関数であり、次式で表わされる。

これらの式から、図3に示すようなプラズマ中へ導入されるヘリウムガスの質量流量とメタン分解率の関係を算出することができる。例えば、ヘリウム中のメタン濃度を1000ppmから10ppmまで２桁低減するには、100Wで5SLM(5ℓ/min at 0℃,1atm)以下の流量でプラズマを通過させる必要があることがわかる。スケールアップの際にもこの式を修正することである程度対応できるものと考える。なお、メタン分解により析出した炭素は、酸素プラズマにより効果的に除去できることも実験的に確認した。
　水素透過阻害作用については、ガス流路上流側にプラズマ生成可能な二重管型Pd-Ag水素透過装置を用いて実験的評価を行った。Pd-Agが優れた透過性能を発揮する300℃・400℃加熱下において、メタンは水素透過を阻害しないものの、メタン分解により生じるエチレン・アセチレン等が高濃度で存在する場合は水素透過性能が著しく低下することがわかった。従って、効率的に生成トリチウムを透過回収するためには、プラズマ分解操作によって各種炭化水素濃度をできる限り低減した上で、水素透過膜にガスを導入する必要がある。

２-２．性能評価試験とシミュレーションコード開発
　高周波プラズマとPd-Ag水素透過膜から成るプラズマ分解回収装置を設計・製作し、トリチウム化メタンを用いた性能評価試験を実施した。図5にプラズマ及び水素透過膜を通過後の一次側(Primary side)のHT変化(●：バブラー測定)と水素透過膜を透過した(Secondary side)HT変化（緑実線：電離箱測定）を示す。プラズマ点火による一次側HT濃度上昇は、導入されたCH₃Tの分解によりHTが生成されたことを示す。これに伴って二次側のHT濃度も上昇しており、生成されたHTの一部が水素透過膜によって回収されたことを示す。
　実験結果に基づきトリチウム化メタンを対象としたプラズマ分解回収シミュレーションコードを開発した。プラズマ分解部分はメタン分解反応及び析出炭素付着反応を含む一次元流れ、透過部分は2成分系の透過を含む一次元流れの組み合わせで構成され、非定常計算も可能である。図5に性能評価試験結果とシミュレーション結果の比較を示す。トリチウムと配管内壁との相互作用(システム効果)やトリチウム捕集システムでの時間遅れにより、過渡部分でずれが生じている。過渡部分については改良の余地があるものの、定常状態でのトリチウム濃度は比較的よい一致を示し、シミュレーションコードの妥当性が示された。

３．今後の展望

　原子炉システムや燃料再処理システムの安全性の観点から、トリチウム回収技術の向上及び透過漏洩予測は重要な課題である。本事業において、酸素を用いないトリチウム化炭化水素の新しい処理法としてのプラズマ分解回収法の成立性を示せた。今後は実用化に向けて、装置形状の最適化やスケールアップによる分解率への影響などを検討する。作成した水素透過シミュレーションコードに、同伴する不純物ガスやPd-Ag酸化被膜の影響などを付加し、汎用的なトリチウム透過漏洩予測計算コードへと発展させる。なお、これらの研究を通じて得られる知見や技術は、水素製造分野や核融合炉燃料取扱分野への応用が期待できる。