AbstractAt the Tritium Process Laboratory (TPL) in Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), Caisson assembly for tritium safety study (CATS) with 12 m3 of large airtight vessel (Caisson) was fabricated for confirmation and enhancement of fusion reactor safety to estimate the tritium behavior in the case, where the tritium leak accident should happen. One of the principal objectives of the present studies is the establishment of simulation method to predict the tritium behavior after the tritium leak accident should happen in a ventilated room. As for the understanding of initial tritium behavior until the tritium concentration become steady, the precise estimation of local flow rate in a room and time-dependent release behavior from the leak point are essential to predict the tritium behavior by simulation code. The three-dimensional eddy flow model considering, tritium-related phenomena was adopted to estimate the local flow rate in the 50 m3/h ventilated Caisson. The time-dependent tritium release behavior from the sample container was calculated by residence time distribution function. The calculated tritium concentrations were in good agreement with the experimental observations. The primary removal tritium behavior was also investigated by another code. Tritium gas concentrations decreased logarithmically to the time by ventilation. These observations were understandable by the reason that the flow in the ventilated Caisson was regarded as the perfectly mixing flow. The concentrations of tritiated water measured, and indications of tritium concentration by tritium monitors became gradually flat. This phenomena called ‘tritium soaking effect’ was found to be reasonably explained by considering the contribution of the exhaustion velocity by ventilation system, and the adsorption and desorption reaction rate of tritiated water on the wall material which is SUS 304. The calculated tritium concentrations were in good agreement with the experimental observations. The effectiveness of these codes was thus proved.
日本原子力研究所（JAERI）のトリチウムプロセス研究室（TPL）において、核融合炉の安全性の確認と向上を目的として、トリチウム漏洩事故が発生した場合のトリチウム挙動を評価するため、12 m³の大型気密容器（ケーソン）を有するトリチウム安全研究用ケーソン装置（CATS）を製作した。本研究の主な目的の一つは、換気された室内でトリチウム漏洩事故が発生した後のトリチウム挙動を予測するシミュレーション手法の確立である。トリチウム濃度が定常状態に達するまでの初期トリチウム挙動を理解するには、室内の局所流量と漏洩点からの時間依存性放出挙動の精密な評価が、シミュレーションコードによるトリチウム挙動予測に不可欠である。トリチウム関連現象を考慮した三次元渦流モデルを適用し、50 m³/hで換気されたケーソン内の局所流量を評価した。試料容器からの時間依存性トリチウム放出挙動は、滞留時間分布関数により計算した。計算されたトリチウム濃度は実験観測結果と良好な一致を示した。一次除去トリチウム挙動も別のコードにより調査した。トリチウムガス濃度は換気により時間に対して対数的に減少した。これらの観測結果は、換気されたケーソン内の流れが完全混合流とみなせることにより理解可能であった。測定されたトリチウム水濃度、およびトリチウムモニタによるトリチウム濃度の指示値は、徐々に平坦になった。この「トリチウム吸着効果」と呼ばれる現象は、換気システムによる排気速度と、SUS 304製壁面へのトリチウム水の吸着・脱離反応の寄与を考慮することにより合理的に説明できることが判明した。計算されたトリチウム濃度は実験観測結果と良好な一致を示した。これにより、これらのコードの有効性が実証された。