J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.6 (2020)３００‐３０４講座

トリチウム実験入門
How to Start Tritium Experiments

１．どんなところに使われているの？トリチウム利用の現状と将来
1. Engineering and Scientific Applications of Tritium Present and Future
波多野雄治
HATANO Yuji
富山大学学術研究部理学系（原稿受付：２
０
１
９年１
０月１
８日）

トリチウムは，将来の核融合炉の燃料として期待されるだけではなく，既に長寿命で安定した光源および電源において活用されており，またニュートリノの質量決定や中性子過剰核の生成，負ミュオン顕微鏡の構築など
物理学の最先端分野で決定的な役割を果たしている．本章では工業的応用と最先端科学研究における活用の両面から，トリチウム利用の現状と将来展望について述べる．
Keywords:
tritium, radioluminescence, nuclear battery, neutron-rich nucleus, muon microscope

１．
１

5.7 keV，最大エネルギー 18.6 keV である．この !線の飛程

はじめに

本章ではトリチウム（3H または T）
が工業的に，また科学（到達距離）は空気中で約 6 mm，水中で約 6 μm と短く，食技術の発展のために，どのように役に立っているのかを紹

品用ラップフィルムなどで十分に遮へいできる．したがっ介する．トリチウムという言葉自体はここ数年で国民の間て，トリチウムがガラスや金属製の容器内に閉じ込められに浸透したが，残念ながら福島第一原子力発電所汚染水問ている限りは，放射線被ばくが生じることはない．そのた

題によるものであり，負の側面のみが強調されている．しめ，比較的民生利用がしやすい放射性同位元素と言える．

かしトリチウムは，核融合炉の燃料として将来世代にエネ

万が一トリチウムが漏洩して人体へ付着した場合も，!線

ルギーを供給するのみならず，他の様々な面でも人類の発は皮膚表面を覆う角層で遮へいされるため外部被ばく（体展に貢献する潜在能力を持っている．そのような活躍の一外被ばく）は問題とならず，吸入等で体内に取り込んだ場

端に触れ，「トリチウムの研究をはじめてみよう」と思っ

合の内部被ばくのみが問題となる．取り込まれたトリチウていただけたら幸いである．なお，核融合･原子力関連のト

ムは尿などとして排出され，体内のトリチウム濃度の半減

リチウム技術については，既に本誌に多くの記事が掲載さ

期は水の状態（HTO）で約１０日，有機物に結合した状態でれているので，そちらをご覧いただきたい．参考のため，約４０日である［２］．すなわち，生物学的半減期は，物理学

2001 年以降に掲載された講座と小特集を参考文献［１‐５］に的半減期（12.3 年）と比べてかなり短い．

記載した．

表１

表１にトリチウムの放射性同位元素としての特徴を示!線の最大エネルギー!線の平均エネルギー
空気中の飛程水中での飛程水中での平均到達距離
物理学的半減期
生物学的半減期

す．トリチウムは放射線としては極めて低エネルギーの !
線のみを放出する核種である．
##!!!"!%" "$&"は反ニュートリノである．

放射性同位体としてのトリチウム（T）
の特徴．

（１）
壊変で発生するエネルギー

は !線と反ニュートリノに分け与えられるので，!線は連続エネルギースペクトルを取り，その平均エネルギーは18.6 keV
5.7 keV
約 6 mm
約 6 μm
約 500 nm12.3 年
トリチウム水 HTO：約１０日
有機物に結合した T：約４０日

Faculty of Science, Academic Assembly, University of Toyama, TOYAMA 930-8555, Japan

３００!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

1. Engineering and Scientific Applications of Tritium ―Present and Future―

Y. Hatanoのエネルギー源としてうってつけである．

本章ではまず，工業的応用例として放射線ルミネッセン
スとトリチウム電池について紹介する．また，科学の最先

トリチウムを用いた電池は既にいくつかのメーカーより端でのトリチウム利用の例として，中性子過剰核物理の研市販されているようだが，ここでは仕様等が広く公開され究，ニュートリノの質量の決定，負ミュオン顕微鏡の開発ている City Labs 社の製品を紹介する（図２［１１］）．同社はについて述べる．

２０年以上交換不要な電池としてトリチウム電池を販売している．また，化学反応を伴わないので，−４０℃〜８０℃とい１．
２ 放射線ルミネッセンス

う広い温度範囲で使用できるのも魅力である．

放射線のエネルギーで蛍光材を発光させると，外部電源

City Labs 社 の 製 品 の 初 期 ト リ チ ウ ム 含 有 量 は，2 Ciを必要としない長寿命な光源が得らえる．そこで，停電時（74 GBq）未満または 100 Ci（3.7 TBq）以下であり，後者

でも確実に認識される必要がある建物や航空機内の避難誘における出力が 0.125 mW である．3.7 TBq のトリチウムが導灯，暗所での長時間作業に使用される腕時計の針や文字放出するエネルギーが 3.4 mW なので，エネルギー効率は盤などにトリチウム光源が使用されてきた．腕時計の例を

3.7％ と見積もられる．一方で，ある研究によるとスマート

図１［６］に示す．光源の構造はいたって単純で，蛍光材を内

フォンは待機中でも 68.6 mW を消費するとのことである

壁に塗布したガラス管内にトリチウムガスを封入するだけ［１２］．この値と比べても，トリチウム電池で得られる出力である．表１に示すようにトリチウムの物理学的半減期はは決して大きなものではない．低電力の長期間安定供給が12.3年なので，放っておいても十年単位で光り続けるため，求められるような用途や，化学電池では耐えられない過酷

交換頻度が低くてすみ信頼性も高い．避難誘導灯におけるな条件での使用が想定される．例えば，コンピュータの電

北米の基準は，一標識当たり 925 GBq（25 Ci）のようであ源を切った状態でも暗号化キーを長期間安全に保持する用る［７，８］．また，トリチウムを用いた時計（図１）には T25途などが提案されている［１１］．自動車や航空機，ロケッ

や T100 等の表示が記載されていることがあるが，これらト，人工衛星，橋梁やトンネルなど，高い安全性と長期信は２５または 100 mCi（925 MBq または 3.7 GBq）を示してい頼性が求められる乗り物やインフラ設備において，異常をる［９］．イ ン タ ー ネ ッ ト で"tritium sign"や"tritium watch"

探知するセンサーなどにも利用できるであろう．

で検索すれば，多くの市販品の広告や，関係機関からの廃今後，身体機能を補助するための小型インプランテー

棄手続きの案内などがヒットするので，一度試して欲しション装置や健康管理・治療のために体内で動作するナノい．なお，トリチウムを使用した商品を購入する際は，含ロボットなどが発達するであろう．一般的に，装置が小さ

有量が法律で規制される値未満であることを，信頼できる

くなれば消費電力は減少する．将来，体内で働く超小型装販売店にて十分に確認する必要がある．

置がトリチウムで駆動される時代が来るかもしれない．

１．
３ トリチウム電池

１．
４ 中性子過剰核の物理

放射性同位元素を用いた電池は，充電しなくても長期間

原子核物理を習った方は，核子１個あたりの結合エネル

安定して発電できる電源として宇宙開発等で利用されてきギーが質量数に対してプロットされたグラフをもとに，原た．従来は放射線のエネルギーで発生する熱をゼーベック

子核は５６Fe が一番安定であり，それより軽い水素などは核素子で電力に変換する方式が用いられていたが，小型化が融合し，重いウランなどは核分裂する，と教わったことと困難なため，放射線を半導体に入射させ，そのエネルギー

思う．ならば，Fe より重い元素は，どのようにして形成さを直接電力に変換する方式が開発された［１０］．先述のようれたのだろうか？ビッグバンで形成された原子核の質量数に !線の飛程が極端に短いトリチウムは，小型長寿命電池

は，最大でも７（Li）までだったそうである［１３］．恒星中の核融合反応で形成されるのは Fe までで，それより重い元素は，全く別のルートを通って合成される［１３］．
その別ルートの一つが，中性子吸収に伴う中性子過剰核の形成と，その後の !壊変である．!壊変では，原子核中の中性子が陽子に変換するために，原子番号が１つ増える．

図１

トリチウムによる放射線ルミネッセンスを利用した腕時計（I, Autopilot, Swiss Military Watch Commander modelwith tritium-illuminated face, https://en.wikipedia.org/
wiki / Radioluminescence # / media / File : Tritium-watch.
jpg）
．

図２

３０１

トリチウム電池の例（City Labs 社［１１］）．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.6 June 2020!
!
""" "!!#!!!"

ネルギーの一部がニュートリノの質量に転換されていれ（２）

ば，その分，!線の最大エネルギーが減少するという原理

ここで "は原子番号，!は質量数で，X と Y は元素記号をに基づいている．

表している．この反応で生成された Y がさらに中性子を吸詳細は［１９］に譲るが，T2 ガスの状態のトリチウムから放収して中性子過剰核となり，再度 !壊変すると，原子番号出された !線を超伝導マグネットで差動排気された真空は "＋２に増え，さらに反応が繰り返されると，どんどんチャンバー内を輸送し，巨大なエネルギー分析器へと誘導

高原子番号の元素が生成されていく．このような過程が赤する．既に T2 ガスを用いた実験が開始されており，ニュー色巨星の中や，超新星爆発ならびに中性子星同士の合体等

トリノの質量が少なくとも 1.1 eV 以下であることがわかっの間に生じ，重た い 元 素 が で き た と 考 え ら れ て いるがた［１９］．今後，より測定精度が向上し，ニュートリノの質［１３］，詳細はわかっていない．

量が決定されることが期待される．富山大学研究推進機構

このように重元素生成の過程で重要な役割を担う中性子

水素同位体科学研究センターはカールスルーエ工科大と学過剰核の特性を詳細に調べるには，中性子過剰核を実験室術協定を締結し，KATRIN 装置内のトリチウム分圧測定技

で生成する必要がある．その手段の一つが，中性子数：陽術の開発に協力している．

子数が２：１という著しい中性子過剰状態にあるトリチウ
ムとの核反応である．例えば，Wimmer ら［１４］は30Mg の

１．
６ 走査負ミュオン顕微鏡
本節のテーマはミュオン触媒核融合を応用することで従ビームを，公称濃度［T］/［Ti］＝1.5 までトリチウムを添加
32したチタン標的に照射し， Mgを生成すると共に，エネル

来の負ミュオンビームの収束性を飛躍的に高めた「走査負ギー状態の分析に成功している．マグネシウムの天然同位ミュオン顕微鏡」である．ミュオンは素粒子の一種であり，体は Mg， Mg， Mg なので，これらと比較し Mg がい±１の電荷と約 2 μs の寿命を持つ．その質量は電子の約かに中性子過剰の状態にあるかがわかる．今後，このよう２００倍であり，負電荷のミュオン（負ミュオン）は物質中でなトリチウム標的の利用により中性子過剰核の物理が詳細「重い電子」のように振る舞う［２０］．ミュオンが原子核をに理解され，重元素生成の謎が解けることが期待される．

取り巻く「ミュオン原子」におけるミュオンの軌道半径は究極の中性子過剰核として，中性子のみから構成される電子の約 1/200，束縛エネルギーは約２００倍となる．束縛エ

原子核の探索も行われている．Kisamori ら［１５］は，理化学

ネルギーが電子の２００倍ということは，エネルギーが高い

研究所仁科加速器研究センターの RI ビームファクトリー

準位から低い準位へミュオンが遷移する際に放出される特

24

25

8

26

32

4

にて He ビームを液体 He 標的に照射し，４個の中性子の性 X 線のエネルギーも電子と比べ２００倍高いことを意味すみからなる原子核の共鳴状態「テトラ中性子共鳴」の候補

る．ミュオンを物質に照射し，放出されるミュオン由来のを発見した．この成果は中性子星の構造解明などにつなが

特性 X 線のエネルギー分布を計測すれば，元素分析に用いるとして注目されている．一方，東北大学，理化学研究所

ることができる．電子線や X 線を用いた従来の元素分析手仁 科 加 速 器 研 究 セ ン タ ー を 中 心 と す る グ ル ー プ は，法と比較すると，その分析感度は数桁以上と圧倒的に高

3

3

3

3

H
（ H，He）n 反応により三中性子状態が形成される可能い．これはミュオンが原子に捕獲されるとき，必ず１個以性があると考え，トリチウムを高濃度に含有するチタン標上の特性 X 線光子を放出すること，また同じ原子であれば的にトリチウムビームを照射する実験の準備を進めている

２００倍高いエネルギーの X 線を出すことによる．特性 X［１６，１７］．新たな多中性子系の発見が期待される．これらの線が高エネルギーなため，電子励起では計測が難しい軽元分野の発展に貢献すべく，著者が管理・運営に携わってい素からの X 線や，試料深部で発生したものでも十分に検出る富山大学研究推進機構水素同位体科学研究センターではできる．エネルギーの高いミュオンを用いれば，物質中に東京大学大学院理学系研究科附属原子核科学研究センター

かなりの深さまで注入でき，その深さもミュオンのエネル

および東北大学大学院理学研究科との共同研究のもと，理ギーで調整できる．大強度陽子加速器施設 J-PARC のミュ

化学研究所 RI ビームファクトリーで使用可能なトリチウ

オンビームラインでは，炭素の場合6 cm程度の深さまで注

ム含有チタン薄膜標的の開発に取り組んでいる．

１．
５ ニュートリノの質量の決定
ニュートリノに質量があることはノーベル物理学賞に輝いた梶田らの研究［１８］によりわかっているが，それが何 kgなのかを決定するには至っていない．ドイツのカールス
ルーエ工科大では，トリチウムの !壊変を利用してニュートリノの質量を決めるための KArlsruhe TRItium Neutrino（KATRIN）experiment（以下，KATRIN 実験）が進められている［１９］．トリチウムの壊変は式（１）で表される．最図３

大エネルギーは 18.6 keV と上述したが，より高精度に最大エネルギーを求めることでニュートリノの質量を決定しようとしている．図３にその原理を示す．!壊変で生じたエ３０２

トリチウムからの !線のエネルギー分布とエンドポイント部の拡大図［１９］．２本の線はニュートリノの質量をエネル
ギー換算で0 eVおよび1.0 eVとしたときのスペクトルである．
https://www.katrin.kit.edu/79.php#gallery-2

Lecture Note

1. Engineering and Scientific Applications of Tritium ―Present and Future―

Y. Hatano

入できる．即ち，空気中や容器内に置いた試料内部の非破壊元素分析が可能である．J-PARC ではミュオンのこのような特性を活かし，「はやぶさ２」が小惑星から持ち帰る試料の組成を，地球上物質によるコンタミを防ぐための容器に入れたまま分析することなどを計画している［２０］．
このように優れた特性を有するミュオンビームであるが，現時点では，まだ収束性に改善の余地がある．三宅ら［２１］はこの課題の克服ため，ミュオン触媒 DT 核融合反応を用いることを提案している［２１］．
ミュオン触媒 DT 核融合反応は，水素同位体と結合したミュオンが引き起こす特異な現象である．重水素（D）とトリチウムよりなる核融合燃料中にミュオンが入射すると，ミュオンを伴う重水素原子とトリチウム原子が分子を構成し，電子を伴う通常の DT 分子と比べて原子核同士の距離が極端に近くなり，核融合が起こる．ミュオンから見ると核融合反応により D と T は消失し，残ったミュオンは他のD，T を捕らえ，再びミュオン分子を生成，核融合反応を誘発し続ける．この一連の反応はミュオン触媒核融合と呼ばれる．ミュオン触媒 DT 核融合反応が生じると，高エネル
図４

ギーの中性子（14 MeV）とヘリウム原子核（3.5 MeV）が生成される．このとき，反応前に重水素原子およびトリチ
ウム原子内に束縛されていた負ミュオンが，数 keV 程度のトリチウムと重水素のミュオン触媒核融合で生成される低速ミュオンを用いたミュオン顕微鏡の概念図．
https://member.ipmu.jp/SpaceTech_to_QuantumBeam/planned-research/c02/index.html

比較的揃った運動エネルギーを持って遊離する．この単一エネルギーに近い低速負ミュオンを再加速することで，集を管理・運営する立場にあるが，安全の確保に努めつつ，

束性が高いビームが得られる［２１］．

今後は一層多様な研究ニーズに対応できるよう体制・設備を整えていきたいと考えている．

負ミュオンを収束させ，試料上を走査し，特性 X 線のエ
ネルギーを分析すれば，試料上の元素分布が極めて高い感謝度で画像化される．また，エネルギーを変化させることに辞より，深さ方向の分解能も得られ，試料内の３次元的な元本章を執筆するにあたり，高エネルギー加速器研究機構

素分布が取得される．これが走査負ミュオン顕微鏡の原理の三宅康博 博士，河村成肇 博士，東京大学大学院理学系である．試料の元素組成分布も分析できる顕微鏡として，研究科附属原子核科学研究センターの今井伸明 博士のご

電子顕微鏡（走査電子顕微鏡や走査透過電子顕微鏡）が広助言をいただいた．ここに謝意を表する．

く利用されているが，走査負ミュオン顕微鏡はリチウムを含む軽元素から重い元素まで圧倒的に高い感度を持ってお

参考文献

り，軽元素より構成される生物系試料などの電子線照射に［１］山本一良 他：プラズマ・核融合学会誌 92, 14 (2016).
［２］田内 広 他：プラズマ・核融合学会誌 88, 119 (2012).
［３］奥野健二 他：プラズマ・核融合学会誌 85, 2 (2009).
［４］百島則幸 他：プラズマ・核融合学会誌 85, 421 (2009).
［５］西 正孝：プラズマ・核融合学会誌 78, 1294 (2002).
［６］I, Autopilot, Swiss Military Watch Commander modelwith tritium-illuminated face, https://en.wikipedia.org/
wiki/Radioluminescence#/media/File:Tritium-watch.
jpg［７］New Jersey Department of Environmental Protection,
https://www.state.nj.us/dep / rpp / rms / agreedown /tritium̲exit.pdf［８］Government of Canada, https://laws-lois.justice.gc.ca/
eng/regulations/sor-2000-207/page-3.html［９］https : / / www. nitewatches. com / us / blog / t 100-vs-t 25.
html［１０］M.A. Prelas et al., Prog. Nucl. Energy, 75, 117 (2014).
［１１］https://citylabs.net/［１２］A. Carroll and G. Heiser, An analysis of power consumption in a smartphone, Proceedings of the 2010 USENIX

弱い試料であっても非破壊的に分析できる．さらに，ミュオン特性 X 線分析の特徴として，元素のみならず同位体組成比や元素のおかれた化学結合の状態までもが分析でき，
走査負ミュオン顕微鏡はそれらの情報を３次元的に可視化する．
このようにトリチウムは，負ミュオンを用いた微小部の非破壊元素分析技術実現の立役者としても期待されてい
る．

１．
７ まとめ
以上のようにトリチウムは，将来の核融合炉の燃料として期待されるだけではなく，既に長寿命で安定した光源および電源において活用されており，またニュートリノの質
量決定や中性子過剰核の生成，負ミュオン顕微鏡の構築など物理学の最先端分野で決定的な役割を果たしている．もし読者の中からトリチウムを用いた新たな研究テーマの提案があれば，望外の喜びである．著者はトリチウム実験室
３０３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.6 June 2020

conference, 21, 2010, https://www.usenix.org/legacy/
event/atc10/tech/full̲papers/Carroll.pdf［１３］小浦寛之：化学と教育 65, 108 (2017).
［１４］K. Wimmer et al., Phys. Rev. Lett. 105, 252501 (2010).
［１５］K. Kisamori et al.,Phys. Rev. Lett. 116, 052501 (2016).
［１６］酒井大輔 他：日本物理学会第７３回年次大会概要集，２
３
pPSA‐
７，２
０
１
８．
［１
７］宇津城雄大 他：日本物理学会２０１
９年秋季大会概要集，

19pS31-8，２
０
１
９．
［１
８］http://www-rccn.icrr.u-tokyo.ac.jp/kajita/ILLUME-32Kajita-reduced.pdf［１９］https://www.katrin.kit.edu/［２０］寺田健太郎：Isotope News 730, 2 (2015).
［２１］https : / / member. ipmu. jp / SpaceTech ̲ to ̲ QuantumBeam/planned-research/c02/index.html!!!!!!!!!!!!!!!!!

は

た

の

ゆう

じ

波 多 野 雄 治
組織の変更で富山大学学術研究部理学領域所属になりましたが，これまでと同様に研究推進機構水素同位体科学研究センターで
材料中の水素同位体挙動，トリチウム計!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

測，放射線効果等に関する教育・研究に従事しています．センターの一般共同研究の枠組みで，新たなトリチウム利用等に関する共同研究を実施しています．ご興味のある方は，
ホームページをご覧ください．
http://www.hrc.u-toyama.ac.jp/jp/joint̲research/!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

３０４

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.6 (2020)３
０
５‐
３０
８

講座 トリチウム実験入門

２．何に気をつけて実験すべきか？
放射性物質・水素同位体としてのトリチウムの特性
2. Important Points in Safe Handling of Tritium Compounds.
Characteristics of Tritium in View from Hydrogen Isotopes or Radio Isotopes
原正憲

HARA Masanori
富山大学 学術研究部理学系（原稿受付：２０
２
０年５月１日）トリチウムの量は放射性核種としてはBqの単位，水素同位体としてみるのであればmolの単位あるいは分子数で議論される．この二つの観点からの数字を実感することは，安全な実験計画，取り扱いにつながる．そこで，
この二つの側面から，化学物質としてのトリチウム，トリチウムによる被ばくについて簡略化した仮想的な系で述べた．併せて，トリチウムを使用する際に有用と思われる数値をまとめた．
Keywords:
tritium, hydrogen isotope, range, isotope exchange, internal dose２．
１ はじめにトリチウムの放射能と分子数についてみてみる．式（２）トリチウムは放射性の水素同位体であり，3H または Tより，1 Bq に対応するトリチウムの原子数が 560.5×106

で表記される．トリチウムの壊変は
3
3−#
１H → 2He＋e ＋$と求められる．1 TBq（27 Ci）のモル数は HT または DT
で 9.31×10−4 mol であり，そのガス体積は 298.15 K，1 bar（１）の下で 23.1 cm3・bar/TBq である．より実用的な量としてで表され，半減期は 12.312 年（４４９７日）である［１］．放出さ1 GBq の HT，DT ガ ス で は，2310 Pa・cm3/GBq で あれる 電 子 の 運 動 エネ ルギ ーは ゼロ か ら 18.564 keV で あり，100 Pa の圧力で 23.1 cm3 と な る．1 GBq の HT，DTり，その平均エネルギーは 5.68 keV である［１］．

のガス量は実験で使用するには少量であるため，通常は水素同位体ガスで希釈し，ガス量を増やして使用する．

トリチウムを用いる実験を行う際には，トリチウムの水素としての化学的性質，放射性核種としての性質，作業環

トリチウム水を用いる実験では，1 MBq/cm3 以下のトリ境を考慮して計画を立てる．この際，トリチウムの放射能

チウム濃度で扱う場合が多い．高濃度のトリチウム水は被と実際の物理量の関係が重要となる．そこで，トリチウム

ばくの問題，放射線による自己分解等があり，特段の理由に対する量の感覚を知るために，種々のトリチウムに関すがない限り使用しない．ここで，1 MBq/cm3 のトリチウム

る量を表１にまとめた．

水の化学的性質が通常の水と変わらないことを確認する．

表１を見ながら実感できる量と比較を行っていく．この1 MBq の HTO のモル数は 9.31×10−10 molHTO/MBq であ表を作成するにあたり，最初に半減期を用いて壊変定数をり，1 cm3 の 水 の モ ル 数 は 55.5×10−3 molH2O/cm3 で あ求める．壊変の速さはる．そ の 分 子 数 比 は HTO/H2O＝1.68×10−8 と な る．

""
"
"!#
"#

1 MBq/cm3 の ト リ チ ウ ム 水 で は，HTO の 数 は H2O の６千万分の１であり，実質上，通常の水と変わることはな

（２）

い．

で表される．ここで " はトリチウムの原子数，#は壊変定

次に，トリチウムから放出される "線についてみてみ数である．単位時間（"#）でのトリチウムの壊変の数（""）

る．トリチウムから放出される "線の最大運動エネルギーより，放射能は !"""!
"#となる．求めた壊変定数を用いは他核種の "線の最大運動エネルギーと比較して小さることにより，当初の放射能が !!であった試料のある時

く，物質中での飛程も短い．このため，トリチウムからの間（#）経過後の放射能（!）は以下の式より求めることが"線の測定は難しい．様々な物質中でのトリチウムの "できる．

線の飛程を検討する．トリチウムの "線の運動エネルギー!"!!#%$##!#$

は連続であるが，ここでは10 keVの単一エネルギーの電子（３）線 を 考 え る．10 keV 以 上 の 電 子 線 の 飛 程 は Web 上 のFaculty of Science, Academic Assembly, University of Toyama, TOYAMA 930-8555, Japan

３０５!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.6 June 2020

表１

トリチウムに関連する実用的な値．

数値
原子質量
1n
1H（H）
2H（D）
3H（T）
3He
半減期
トリチウムの !線
エネルギー
最大エネルギー
平均エネルギー
壊変定数

放射能当たりのトリチウム原子数
1 Bq

数値

文献
［２］

1008664.9232±0.0022 μu
1007825.03214±0.00035 μu
2014101.77799±0.00036 μu
3016049.2675±0.0011 μu
3016029.30970±0.00086 μu
1 u＝1.66053906660×10−27 kg
12.312±0.025 年＝4496.9±9.1 日 ［１］
１年＝365.242198 日＝31556926 秒［１］
18.564±0.03 keV
5.68±0.01 keV
5.630×10−2 年−1
1.541×10−4 日−1
1.784×10−9 秒−1-------560.5×106 トリチウム原子／Bq

1 GBq
1 TBq
水素同位体
1 mol 当たりの放射能HT560.5×1015 トリチウム原子／GBq
560.5×1018 トリチウム原子／TBq

DTT2
1 TBq 当たりのモル数
HTDT
T2
1 TBq 当たりの標準状態（１bar，298.15 K）
でのガス量
HT

1.07×1015 Bq/molDT
2.15×1015 Bq/molT2---1.07×1015 Bq/molHT---9.31×10−4 molHT/TBq
9.31×10−4 molDT/TBq
4.65×10−4 molT２／TBq----

23.1 cm3/TBq
23.1 cm3/TBq
11.5 cm3/TBq

DT
T2
水素同位体 1 g
当たりの放射能HTDT
T2

267.0×1012 Bq/gHT
213.6×1012 Bq/gDT
356.2×1012 Bq/gT２

HTO
DTO
T2O

53.6×1012 Bq/gHTO
51.1×1012 Bq/gDTO
97.5×1012 Bq/gT２O----

放射壊変に伴う発熱量
1 TBq 当たり

9.10×10−4 W/TBq

HT，1 g 当たり
DT，1 g 当たり
T２，1 g 当たり

0.243 W/g
0.194 W/g
0.324 W/g

HTO，1 g 当たり
DTO，1 g 当たり
T2O，1 g 当たり
トリチウムの放射能が
1 Bq/cm3 の水中のHTO と H2O の分子数比
HTO/H2OH2O/HTO
種々の物質中での10 keV の電子の飛程（CSDA）
空気（0.001185 g/cm3）
水（1 g/cm3）
ベリリウム（1.8477 g/cm3）
黒鉛（1.7 g/cm3）
アルミニウム（2.698 g/cm3）
鉄（7.874 g/cm3）
銅（8.960 g/cm3）
金（19.320 g/cm3）
ポリエチレン（0.91 g/cm3）
天然ゴム（0.91 g/cm3）
パイレックス（2.23 g/cm3）
下限数量
数量
濃度
管理区域内での空気中濃度限度
元素状水素
メタン
水
有機物（メタンを除く）
上記を除く化合物

48.8 mW/g
46.5 mW/g
88.7 mW/g

文献
----

----

1.68×10−14
59.6×1013［３］

2.4×10−3 m
2.5×10−6 m
1.6×10−6 m
1.7×10−6 m
1.3×10−6 m
5.5×10−7 m
5.1×10−7 m
4.1×10−7 m
2.5×10−6 m
2.6×10−6 m
1.5×10−6 m［４］
1×109 Bq
1×106 Bq/g
［４］
1×104 Bq/cm3
1×102 Bq/cm3
8×10−1 Bq/cm3
5×10−1 Bq/cm3
7×10−1 Bq/cm3

ESTAR により得ることができる［３］．ここでは，飛程とウムの !線の飛程がいかに短いかがわかる．トリチウムのして連続減速近似（Continuous Slowing Down Approxima-

壊変に伴う放出エネルギーを求めると，1 TBq のトリチウ

tion，CSDA）［５，６］のものを使用する．この近似において，

ムでは 9.10×10−4 W/TBq となる．また，単位重量当たり

粒子は連続して運動エネルギーを失い停止するとしておの放出エネルギーを表１に示す．

り，飛程は減速過程での移動距離となる．ESTAR で得ら

ここまで，いくつかの数値が出てきたが，特に覚えておれた空気中（密度 0.001185 g/cm3，１気圧，298 K）の飛程

くと便利な数値は，半減期≒４５００日，平均エネルギー≒

は，2.4×10−3 m である．水中での飛程は約１０００分の１の5.7 keV，1 GBq の ト リ チ ウ ム（HT，DT）の ガ ス 量＝−6

2.5×10m であり，空気に比べ密度が約１０００倍であるこ

2.3 L・Pa である．

とを反映している．固体物質中の飛程は，有機物質あるいは軽元素では約 2×10−6 m，金属元素では 5×10−7 m であ

２．
２ 化学物質としてのトリチウム

る．ESTAR で 20 keV の電子線の飛程もみることでトリチトリチウムは水素同位体であるので，水素としての化学３０６

Lecture Note

2. Important Points in Safe Handling of Tritium Compounds. Characteristics of Tritium in View from Hydrogen Isotopes or Radio Isotopes

M. Hara的性質を持っている．条件がそろえば HT，DT，T2 は，爆焼させ，水素同位体を水の化学形へと変換し，この水を乾発的に酸素と反応する．水素を含む物質中の水素とも交換

燥材で回収する方法である．酸素分圧の低い気相中からのする（同位体交換反応）．様々な物質へ溶け込むことがでトリチウム回収では，触媒として酸化銅を利用する．酸き，物質中を拡散，透過する．

化−吸着法は，広く利用されており，大気中からトリチウ

表１で見たように放射能当たりのトリチウム原子数は少ムを回収する方法として信頼性が高い．しかし，生体へのない．1 GBq のトリチウムガス（HT，DT）のガ ス量は影響が大きいトリチウム水を積極的に生成する回収方法で2.3 L・Paである．トリチウムガスを使うラインから１秒間ある．

に 1 kBq のトリチウムが漏洩するとき，その際のトリチウ
ム の 外 部 へ の リ ー ク レ ー ト は 2.3×10−6 L・Pa・s−1＝

２．
３ トリチウムによる被ばく
トリチウムの !線（18.6 keV の電子線）の飛程を ESTAR

2.3×10−9 m3・Pa・s−1 となる．
次にどれほどのトリチウムが容器表面に吸着するか検討［３］のデータより内挿して求めると，空気中で 7.3 mm 程度

してみる．ここでは，計算を簡単にするために内容積 1 Lである．これは，トリチウムから体が 10 mm 以上離れてい（10 cm×10 cm×10 cm）の 鉄 製 の 容 器 を 考 え る．表 面

れば，トリチウムの !線による被ばくが起こらないことを

粗さは考えずに，容器の表面は体心立方構造の（１１０）面意味している．さらに，有機物質中のトリチウムの !線ので 構 成 さ れ て い る と す る．鉄１原 子 が 占 め る 面 積 は

飛程は 7.5 μm 程度であり，人間の表皮の厚さ 20 μm に比べ（0.287×10−9）2/2＝5.8×10−20 m2 となる．よって，容器!!
の内表面に現れている鉄原子の数は 1.7×１０16 となる．この飛程は十分短い．よって，トリチウムの取り扱いにおいて

鉄原子は水酸基（−OH）と結合しているとする．さらに，込んでしまった際の内部被ばくは無視できない．表１に示

水酸基の水素が全てトリチウムで置換されていると仮定す

すように管理区域内での空気中濃度限度は，トリチウムのる と，そ の ト リ チ ウ ム の 量 は 1.7×１０16/（560.5×１０6）＝

化学形により異なる．この管理区域内での空気中濃度限度

3.0×107 Bq（＝30 MBq）となる．このトリチウムがすべては被ばくの観点より決められており，濃度限度が低いトリ

外部被ばくは無視できる．一方，トリチウムを体内に取り3HTO で 脱 離 し た 際 の ガ ス 量 は 69.3 Pa・cm と な る．まチウム化合物ほど生体への影響が大きいことを示していた，表面のトリチウム密度は 50 kBq/cm2 と見積もられる．

る．元素状水素（HT，DT，T2）では 1×104 Bq/cm3 であこのようにトリチウムを放射能の観点から見ると，材料表るのに対し，水の化学形では 0.8 Bq/cm3 と１２５００分の１で面に多くのトリチウムが吸着できることがわかる．

ある．言い換えると，被ばくの観点からはトリチウム水 1

次に，この鉄製の容器の表面の水酸基がトリチウムで置Bq の飛散は，12500 Bq の元素状トリチウムの飛散と同等換されているところへ，298 K で1 kPaの水蒸気を含む空気であることを示す．取り扱うトリチウムの化学形に応じてを 1 bar（100 kPa）導入するとする．この時，どのようなこ被ばく管理を行う必要がある．

とが起こるか考えてみる．水蒸気の導入により鉄表面のトリチウムを体内に取り込む経路として，吸入，経口摂Fe-OT と H2O の同位体交換反応が起こる．
（g）!Fe-OH+HTO（g）
Fe-OT+H2O

取，吸収の３つが主となる．吸入は作業環境中の大気に含まれるトリチウムを呼吸により取り込む経路であり，この（４）

軽減には作業環境の換気，フード等の利用による希釈と隔簡単のため同位体効果を考えないとすれば，この平衡反応離が有効である．これらは，いずれもハードウェアによりは水素とトリチウムの入れ替えなので，系内のトリチウム達成できる．経口摂取は，呼吸以外の口を介した体内へのから見ると，導入された H2O（g）による希釈と考えること取り込みであり，飲食，口周辺へのトリチウムの付着などができる．つまり，平衡達成後は，鉄表面上の[T]/[H]比とが原因である．管理区域では飲食は禁止されているので，気相中の[T]/[H]比は等しくなる．交換反応前の鉄表面に存

通常の使用状況では起こりえない．口周辺へのトリチウム

在するトリチウムの原子数は 1.7×1016 である．導入した空の付着による取り込みは，実験者の無意識の動作，癖など

気中の水分子の数は 2.4×1020 で，そこに含まれる水素原子により起こりえる．例えば，トリチウム実験中にゴム手袋

20は4.8×10 である．当初，表面上のトリチウム濃度は１００％をしたまま口周辺に触ることが挙げられる．これは，教育，であったのが，平衡到達後は 3.5×10−3％ となる．平衡到達作業訓練を通して軽減できるものである．吸収で問題とな

後に 鉄 表 面 に 残 存す る ト リ チ ウ ム の 原 子 数 は 6.0×10

11

るのは，主に皮膚からのトリチウム水の吸収である．
体内にトリチウム（主にトリチウム水）が取り込まれるで，このトリチウムの原子数は1 kBqに対応する．また，表2面のトリチウム密度は 1.7 Bq/cm となる．水蒸気を含むガと，２時間ほどで体内のトリチウム濃度が均一となる．こスの導入は，効率的なトリチウムの除染技術であることがのため，取り込みが疑われたときは，取り込みの可能性が分かる．一方，トリチウムを使用していた配管を保守のたある作業を終えた後，２時間ほど待って試料の採取を行め大気開放を行うと，多くのトリチウムが気相中に放出さう．取り込まれたトリチウムは，時間とともに体外へ排出れることとなる．トリチウムを使用していた配管の開放作される．この排出の速さは人により差があるものの，１０日

業は，この点に注意して作業計画を立てる必要がある．

間ほどで取り込まれたトリチウムの半分は排出される．すなわち，トリチウム水として取り込んだ場合のトリチウム

気相中へ放出されたトリチウムの回収は，一般的に酸化の生物学的半減期は約１０日間である．

−吸着法（湿式法）で行われる．この方法は，トリチウム
を含む全ての分子（HT，CH3T，有機物）を触媒により燃
３０７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.6 June 2020

Monographie BIPM-5 (Bureau International des Poids
et Mesures 2006).
https://www.bipm.org/utils/common/pdf/monographieRI/Monographie̲BIPM-5̲Tables̲Vol3.pdf［２］G. Audi and A.H. Wapstra, Nucl. Phys. A 595, 409 (1995).
［３］M.J. Berger et al., Stopping−Power & Range Tables for Electrons, Protons, and Helium Ions, NIST Standard Reference
Database 124 (Physical measurement laboratory, 2017).
DOI:https://dx.doi.org/10.18434/T4NC7P［４］放射線を放出する同位元素の数量等を定める件，２
０
０
０
（平成１
２）
年１
０月２
３日，科学技術庁告示第５号．
［５］飯田孝夫：保健物理 33, 345 (1998).
［６］H. Nikjoo et al., Interaction of radiation with matter (CRC
press, 2012).

２．
４ まとめ
トリチウムは水素同位体であり，水素としての性質を持
つ，!壊変を起こす放射性同位体である．また，放出される!線の運動エネルギーが平均で 5.68 keV しかなく測定の難
しい放射性同位体である．被ばくの影響はトリチウムの化学形により異なり，実験中の化学形の変化にも気を配る必要がある．初めての実験で，これらに配慮してすべての実
験計画を立てるのは困難である．
トリチウム使用施設の職員に積極的に相談をしてほしい．

参考文献［１］M. -M. Bé et al., Table of radionuclides (Vol 3- A = 3-244),!!!!!!!!!!

はら

まさ

原

正 憲

のり

富山大学 学術研究部理学系 准教授．トリチウムの貯蔵と供給，トリチウムの安全取
扱，トリチウムの測定などの研究を水素同位体科学研究センターで行っております．

!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

３０８

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.8 (2020)４
２０‐４２２講座 トリチウム実験入門

３．どこで使えるの？ トリチウム利用施設の紹介
3. Where Should We Handle Tritium? Information of Facilities and Laboratories
大 塚 哲 平，波 多 野 雄 治１）
OTSUKA Teppei and HATANO Yuji１）
近畿大学 理工学部，１）富山大学学術研究部理学系（原稿受付：２０
２
０年７月６日）トリチウムを利用するうえで理解しておくべき法令について簡単にまとめ，国内の主要トリチウム実験施設である富山大学および量子科学研究開発機構，欧州および米国の実験室規模を紹介する．また，施設における共同研究利用の申請方法や，トリチウムを含む試料の購入方法について解説する．
Keywords:
radioisotope, tritium, facility, regulatory requirements

３．
１ トリチウム使用にかかる法令について理解
しよう

法律施行令，および放射性同位体元素等による放射線障害

トリチウムを利用した実験を始める際の一つ目のハード

する同位元素の数量等を定める件）に定められているが，ルは，使用にかかる法令の理解ではなかろうか．トリチウ

文献［１］の放射線主任者試験対策用テキストの［法令］に要

ムが水素の放射性同位体元素（Radioisotope，RI）である以

領良くまとめられているので，トリチウム利用実験を始め

上，これは避けては通れない．実際に，法令に定められたようとするかたにお勧めしたい．

の防止に関する法律施行規則，および告示（放射線を放出

様々な制限の理解なしには，トリチウム利用実験の計画さ３．
２ どこでトリチウムが使えるのか

えままならない．以下に，トリチウム使用にかかる法令の全国の多くの国公市立・私立大学の理工系学部や医学部概略を述べる．
トリチウムは，放射性同位体元素等の規制に関する法律には RIを使用することができる施設がある．トリチウムの（２０１９（令和元）年９月１日施行，以下 RI 規制法）に定めら使用にあたっては，他の RI と同様に，所属する大学，研究れた通り，その使用にあたっては放射線障害の防止や，公所および民間企業において，放射線等取扱業務従事者に登共の安全性の確保がなされなければならない．トリチウム

録されていなければならない．このためには各機関においから発せられる !線を検出することは容易であり，環境中て，通常年度初めに実施されている新規教育訓練または継に自然に存在するトリチウムを検出することも可能である

続のための再教育を所定の時間だけ受講しなければならなが，法規制を受ける放射性同位体としてのトリチウムは下い．各機関で従事者登録されていれば，他機関における使限数量および濃度が存在する．RI 規制法に述べられている用の申し込みもスムーズにいくと思われる．まずは，各自

通り，原子力規制庁によって，トリチウムの下限数量はの機関の RI 施設の職員または放射線取扱主任者に相談し

２０００（平成十二）年科学技術庁告示第五号の放射線を放出すていただきたい．

る同位元素の数量等を定める件の別表第１に示されておRI 施設であれば，どこでもトリチウムが使用できるわけ

り，数量にして 1×109 Bq（1 GBq，2.7 μg），濃度にしてではない．トリチウムはそのほとんどの化学形が非密封線

1×106 Bq g−1（1 MBq g−1，2.8 ppb）とされている．この源に分類されるため，法令に定められた排気，排水，およ

下限数量および濃度以上のトリチウムを含有する化合物

び貯蔵能力を有した施設および施設内の区域（部屋）で使は，RI 施設で使用されなければならない．また，これらの用されなければならない．また，トリチウムが取り扱える下限数量以下であっても，上記の告示別表第２に定められ場合でも，一日最大使用数量，年間最大使用数量，貯蔵量ているように空気中濃度限度や排気・排水中濃度限度は守には制限がある．

られねばならない．このため，RI 施設以外で使用すること

トリチウムなどの非密封 RI 線源を扱うことができる実は事実上不可能であることを強調しておきたい．詳しく

験室は，排風機設備により，その能力によって多少の違い

は，原子力基本法，放射性同位体元素等の規制に関する法はあるが，部屋の空気が１時間に数回以上入れ替わる頻度

律，放射性同位体元素等による放射線障害の防止に関するで排気され新しい外気が取り込まれるようになっている．

Kindai University, Higashi Osaka, OSAKA 577-8502, Japancorresponding author’s e-mail: teppei.otsuka@ele.kindai.ac.jp

４２０!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

3. Where Should We Handle Tritium? Information of Facilities and Laboratories

T. Otsuka and Y. Hatano

このため，部屋の内部は大気圧に比べて負圧になっている
ので，ドアは外開きであり，風圧により開きにくいことがある．排風機出口には高性能フィルタが備えられており，粉塵や化学物質が吸着除去される．排風機の排風能力や，
空気中のトリチウム濃度は常にモニタリングされ，施設職員によって定期的に検査され，記録されている．実験室に
は実験器具の洗浄ができるように流し台が備えられている
ところがある．排水は，大容量の貯水槽タンクにいったん貯められたあと，水中トリチウム濃度が測定され，排水前に水中トリチウム濃度が下限値（告示別表第２）を十分に下回っていることがモニタリングされ，記録されている．
排気および排水中のトリチウム濃度限度は，第２章で述べたようにトリチウム含有化合物の化学系によっても異なるが，水状のトリチウムの場合は，排気する空気中濃度限度は 5×10−3 Bq/cm3，排液 中 の 濃 度 限 度 は 6×101 Bq/cm3
として定められている．また，次章で詳細を述べるが，濃度限度以上の無機物，有機物や化合物については公益社団
法人

日本アイソトープ協会（https://www.jrias.or.jp/）に引き取ってもらい，適切に処理されなければならない．

３．
３ 施設紹介国内外にトリチウム利用が可能な多くの RI 施設が存在する．国内で特に関連設備が充実しており大量（TBq オー
ダー）のトリチウム取扱が可能な施設としては，量子科学

図１

技術研究開発機構（QST）のトリチウムプロセス研究棟

富山大学における共同研究体制（富山大学水素同位体科学
研究センター HP より）．

（日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内）および六ケ所核融合研究所原型炉 R&D 棟，大阪大学レーザー科学

六カ所村）は，核融合原型炉の開発を目的として原型炉設研究所，富山大学研究推進機構水素同位体科学研究セン

計チームを立ち上げており，国内の研究機関および大学がターなどがある．六ケ所核融合研究所原型炉 R&D 棟では，参画して共同研究を展開している（図２）．同研究所では，後述する核融合原型炉の設計に関わる共同研究が実施され国際熱核融合実験炉 ITER の政府間協議で誕生した幅広いている．富山大学研究推進機構水素同位体科学研究セン

アプローチ（BA）共同研究の一環として，欧州のトカマク

ター（図１）は，核融合科学研究所双方向型共同研究（核型核融合実験炉 JET で用いられた ITER 模擬壁材料のトリ

融合分野）および同センター一般共同研究（水素エネル

チウム分析実験が行われている．

ギー分野および核融合以外でのトリチウム利用）の枠組み

欧州においては，英国のカラム核融合エネルギーセンの下で共同研究を受け入れており，一般ユーザーにとってター（CCFE）で大型トカマク装置 JET における ITER

は最もアクセスしやすい施設であろう．そこでまず，同セ

模擬プラズマ対向壁を用いたトリチウム実験が，また第１ンターの概要を紹介する．

章で述べたようにドイツのカールスルーエ工科大（KIT）

富山大学研究推進機構水 素 同 位 体 科 学 研 究 セ ンター

ではトリチウムを用いたニュートリノの質量測定実験が進（図１）で は，元 素 状（HT，DT，T2），水 分 子 状（HTO，

められている．フランスの原子力・代替 エ ネ ル ギ ー 庁

DTO，T2O）など，様々な化学形の低濃度から高濃度に制（CEA）サクレー研究所では，トリチウム標識化合物試料御されたトリチウムを利用することができる．また，電離の製造［４］に加え，核融合装置内で発生するトリチウム含箱，比例計数管，液体シンチレーションカウンタ，イメー

有ダストの研究がなされている［５］．加えて，英国原子力

ジングプレート，!線誘起 X 線測定装置，熱量計など，多公社（UKAEA）では，CCFE 内に大規模トリチウム取扱施

様なトリチウム計測装置が整備されている．上述の共同研

設 H3AT（Hydrogen-3 Advanced Technology Centre）の建究は毎年１２月中旬から３月末に公募がなされている（http:

設を計画している［６］．これらの施設における共同研究に//www.hrc.u-toyama.ac.jp/jp/joint̲research/）．実験方法

ついては，核融合科学研究所が取りまとめを行っているが必ずしも明確に確定していない場合でも，同センター事

IEA PWI 協定による共同研究を通じてアクセスできる可

務室を窓口として相談が受け付けられている．また，個別能性がある．

の要望に応じて，トリチウムの安全取扱や計測に関わる実

米国のアイダホ国立研究所（アイダホ州）では，日米科習なども実施している．施設の概要は［２］の文献に記載さ学技術協力事業核融合分野におけるトリチウム利用研究がれている．

十数年にわたって行われてきている．詳しくは第５章で紹

量子科学技術研究開発機構六カ所核融合研究所（青森県

介する．
４２１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.8 August 2020

３．
４ 施設におけるトリチウムを含んだ試料の購入について
第２章でも述べられているが，トリチウムは化学的には
軽水素と変わらないので，水素分子（ガス）から始まり，兎にも角にも水素が結合している化合物（トリチウムトレー
サー用標識化合物）まで多種多用な化学形の試料が存在す
る．これらのトリチウム含有試料は，日本では日本アイソ
トープ協会から購入することができる．購入したトリチウ
ム含有試料は使用の許可を受けた施設でしか受け取ることができないので，必然，RI 施設の職員が日本アイソトープ
協会に発注することになる．トリチウムを使用したい研究者は，まず，トリチウム使用実験計画，安全対策，トリチ
ウム含有廃棄物の化学系，量などを予め施設職員に十分に説明し，実験申請の可否およびトリチウム含有試料の使用の許可を得ておく必要がある．つぎに，施設に用途に適した既存の試料があるかどうかを確認し，なければカタログ
やホームページで試料を調べて，何を購入するかを決め
る．購入することになれば，施設の貯蔵能力，年間／一日
使用限度に応じて，試料のトリチウム濃度，購入量を施設職員に報告し，管理・支払い義務者を決めなければならな
い．

参考文献

図２

［１］柴田徳思 編：放射線概論，第１種放射線取扱主任者受験用テキスト，通商産業研究者，第１１版（２０１８），ISBN
978-4-86045-111-0.
［２］松山政夫，山西敏彦：プラズマ・核融合学会誌 86, 97(2010)，波多野雄治 他：173-184.
［３］原 型 炉 設 計 合 同 特 別 チ ー ム ウ ェ ブ サ イ ト：https://www.fusion.qst.go.jp/rokkasyo/project/reactor̲document/download/TritiumWG̲Introduction.pdf［４］http://joliot.cea.fr/drf/joliot/en/Pages/research̲entities / medicines ̲ healthcare ̲ technologies / scbm / lmt.
aspx［５］C. Grisolia et al., Nucl. Fusion 59, 086061 (2019).
［６］https : / / www. nuclearuniversities. ac. uk / wp-content /uploads/2018/11/Damian̲Brennan̲H3AT̲NADM̲2018.pdf

QST における原型炉設計合同特別チームの取り組み［３］．

４２２

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.8 (2020)４
２３‐４２６

講座 トリチウム実験入門

４．いざ実験，トリチウム汚染安全対策と廃棄物の後片付け！
4. Experiments, Safety Measures for Tritium Contamination and Clean-Up Wastes!
大 塚 哲 平，原正 憲１）

OTSUKA Teppei and HARA Masanori１）
近畿大学 理工学部，１）富山大学学術研究部理学系（原稿受付：２０
２
０年７月６日）トリチウム実験を行う際の実験室への入室から，測定の実際，実験中の安全対策および個人被ばく防護のための装具の着用，実験後の後片付けについて紹介する．
Keywords:
safety, personal protection equipment, smear, contamination

４．
１ 実験室内のトリチウム汚染対策ならない．この領域は，非密封 RI の付着の連鎖を断ち切る

これまで述べてきたように，トリチウムには水素同位体境界だからである．非密封 RI には水溶液状のものが存在という側面と，非密封の放射性同位元素（RI）としての側し，トリチウムの場合は水溶液の状態で存在するものが多面がある．このため，トリチウムを安全に利用するには，い．水溶液をこぼしたり，飛散させたりして，床にトリチ

両者の特性を理解したうえでの対策が必要である．RI 施設

ウムが付着してしまうことがある．これを１次汚染と呼ぼの管理区域内への立ち入りに関しての所定の教育訓練やガう．もし，履物で床に付着したトリチウムを踏んでしまう

ラスバッチの装着，密封線源の安全取扱いについてはここと，２次汚染として履物の接地側表面にトリチウムが移動では割愛する．

することがある．トリチウムを初めとする非密封 RI取扱領

非密封の RIであるため，トリチウムを利用する実験室は域と他の実験室・廊下には，履物で踏んではならない境界

強制換気されていること，部屋内が負圧になっているので領域を設けることで，表面接触により非密封 RIの移動の連

ドアが開けにくいことは前章で述べた．いよいよ，実験室鎖が起こることを防ぐことができる．これを疎かにするに入室するわけであるが，図１に示したように，非密封のと，一般の管理区域で使用している履物や，廊下，さらにRI を取り扱う実験施設または実験室では，それまで履いては汚染検査室などを３次，４次汚染を招いてしまうことにきた履物（靴またはスリッパ）を履き替える必要がある．

なる．

この際，履き替える場所はスノコや踏み台などで一段高くさて，非密封 RI 取扱い実験室に入室すると，実験机は通なっていたり，白いポリエチレンろ紙が敷いてあったりす常， 白いポリエチレン製ろ紙で覆われている（図１（b））．

るが，この部分を履物で踏んだり，履物を置いたりしては

さらに，トリチウムに限らず，液体状 RI を用いる実験では，金属やプラスチック製のバットやトレイを覆うように
ポリエチレンろ紙を敷き詰めて，その上でビーカー器具類や装置を用いることにしている．これは，液体状 RI をこぼしたとしても汚染の拡大を防ぐためのものであり，液体がろ紙上に落ちても裏側への透過を防ぎ，ろ紙を取り替える
ことで，バットやトレイの RI 汚染を防ぐためのものである．ポリエチレンろ紙は定期的に，また実験中には適宜，取り替えられなければならない．

４．
２ トリチウムの測定の実際
トリチウムを用いる実験とその被ばく管理において重要なのがトリチウムをどのようにして測定するかである［１］．
図１ （a）
非密封RI線源利用実験室の入り口，（b）
ポリエチレンろ
紙で覆われた実験台 於：近畿大学 RI 実験室．

放射線の測定では，放射線が検出器内へ入射する必要がある．しかし，トリチウムの !線の飛程は短いため，通常のKindai University, Higashi Osaka, OSAKA 577-8502, Japancorresponding author’s e-mail: teppei.otsuka@ele.kindai.ac.jp

４２３!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.8 August 2020

放射線検出器の窓材すら透過できない．そこで，トリチウ

線が当たると発光する．液体同士を混ぜ均一な測定試料とム測定用の特別な検出器，特別な測定方法が利用されるするため，トリチウムの !線のように低エネルギーであっ［２］．以下，概略を述べる．

ても発光を得ることができる．この測定試料を液体シンチ

気体状の試料に対して，広く測定に用いられているのがレーションカウンタに入れ，２本の光電子増倍管によって通気型の電離箱である．電離箱に接続されたサンプリング

発光回数を同時計数することで，試料中のトリチウムの放ポンプにより，試料ガスを吸引し，連続的に電離箱内へ流射能を計測する．LSC の検出限界は，汎用の LSC でも数十通させる．電離箱内で発生したトリチウムの !線による電

Bq/L の試料を測定できるほど高感度である．一方，高濃度

離が電流として検出される．併せて，連続的に試料ガスがのトリチウムの測定には向かない．測定試料中の放射能を流通されることから，試料ガス中のトリチウム濃度の経時

1 kBq 程度にするのが最も効率的な測定となる．

変化が測定できる．このような特徴から，広くトリチウム

イメージングプレート（IP）法では，トリチウムを含んだ測定用のルームモニターとしてガス通気型の電離箱は利用

試料を IP に塗布された輝尽性蛍光体（BaFX：Eu（X=Cl−，されている．試料ガスを導入できる比例計数管を利用して

Br−，I−））表面に密着させ，トリチウムの !線によって蛍も気体中のトリチウムの測定ができるが，比例計数管を作

光体中の電子を励起状態にすることで，!線のエネルギー動させるためのPRガス（アルゴンとメタンの混合ガス）が付与を記録する．その後，リーダー装置のレーザー照射に必要である．図２に示したような可搬型の表面サーベイ

よって蛍光体中の励起電子を再励起し，その電子が基底状

メータは，固体表面から外部へエスケープできた !線を検態に戻る際の蛍光強度を読み出す［４］．これにより，mm

出器表面に貼られた薄膜を通して比例計数管で測定するこオーダーの試料表面領域について分解能 20〜50 μm で２次とができる．主にトリチウムによる表面汚染の検査に利用

元のトリチウム !線強度分布を測定することができる．標されている．トリチウムの !線の飛程は空気中で数 mm

準線源と比較すれば，表面近傍に存在するトリチウムの放であり，測定中は検出器を測定対象ぎりぎりまで近づける

射能が定量できる．ただし，材料表面にトリチウムが偏在ため，検出器の薄膜を破損しないように注意する必要があすることもあるので，表面汚染と内部汚染の違いには十分る．

に注意する必要がある（図４）［５］．

液体状のトリチウムの測定には，液体シンチレーション

比較的高濃度のトリチウムが固体内に存在する場合，カウンタ（LSC）が使用される［３］．図３に示すように，液!線で誘起される X 線を利用する方法（BIXS 法）により，体状のトリチウム試料を液体シンチレータと混和させ測定!線の飛程より深部に存在するトリチウムを検出できる試料（カクテル）として用いる．液体シンチレータは放射［６］．ただし，市販の装置はなく利用者が X 線検出器の選定と試料台の製作を行う必要がある．
現時点において，非破壊で固体試料内部のトリチウムの放射能を定量する方法はない．破壊的方法になるが，試料を燃焼させるあるいは加熱することにより試料中のトリチ

図２

トリチウム用表面サーベイメータ（TPS-303，日立アロカ
社製）
．

４２４

図３

液体試料および液体シンチレーションカウンタの概念図．

図４

イメージングプレート法および IP による !線強度の記録および読み出しの原理の概念図．

Lecture Note

4. Experiments, Safety Measures for Tritium Contamination and Clean-Up Wastes!

T. Otsuka and M. Hara

ウムを取り出す方法がある．取り出されたトリチウムは，面が露出しないようにすることが肝要である．自分だけで触媒で酸化しトリチウム水とし，これを捕集して LSC によなく他者への影響を考えてのことである．のちに述べるより放射能を求める．また，金属試料中のトリチウム測定でうに，RI 実験室で発生した廃棄物は可燃，難燃および不燃は，試料を酸で溶解し，その酸中のトリチウムを LSC で測等に分類されなければならない．時には，間違って混入し定する方法も利用されている．

ている廃棄物を廃棄作業員が分別を行う場合があるであろトリチウムの !線の運動エネルギーは小さいため，そのう．この際に，外部の RI 汚染表面が露出していると作業員の外部被ばくにつながる可能性があるからである．

測定には試料，実験目的に合わせた手法を選択，あるいは開発する必要がある．

４．
４ トリチウム利用実験中の汚染対策
４．
３ 実験者のトリチウム汚染対策

RI を含む試料を安全に取扱うためには，試料との距離を非密封 RI を取り扱う実験者は，個人防護装備（Personal

保ち，短時間の作業とし，放射線を遮蔽することが重要でProtection Equipment，PPE）を身につけなければならなある．トリチウムを含む試料の場合，放射線の遮蔽についい．密封・非密封 RI 線源にかかわらず，RI 施設では黄衣やては手袋１枚で十分である．ただし，トリチウム特有の現白衣などのラボコートを着衣しているはずである．非密封象として，トリチウムと軽水素との同位体交換反応に気をRI 線源を取り扱う際には，使い捨ての塩化ビニルプラスつける必要がある．試料中のトリチウムは，化学的には軽チック製またはラテックス・ニトリルゴム製の手袋をつけ水素と同じように振る舞うので，試料周辺の大気中の水蒸る．これらの手袋を直に素手につけると，夏場などは汗で気（水分子）中の軽水素や，試料を乗せている紙やプラス

不快になったり，手が荒れたりすることがあるので，シーチック容器などの有機物中の軽水素とも容易に同位体交換

ムレスの極薄いインナー手袋を装着すると良い．医療・手反応を起こす．また，金属内部に溶解させたトリチウム

術の細かい作業に用いるための手袋類が販売されている．

（T）は，軽水素（H）と再結合して水素ガス（HT）として液体状 RIである場合は，ラボコートの上から使い捨ての防放出されることもある．これらによるトリチウム汚染は，水加工されたエプロンを着用し，目の防護のために眼鏡や上述の適切な換気と，PPE の装着によって防止することがゴーグルを使用する（図５）．これらの PPE は，実験作業できる．

中に数時間に１回の頻度で取り替えられなければならな

実験終了後には，汚染検査を実施する．トリチウム汚染

い．非密封 RI 取扱い実験室は，個人や研究室で専有していを調べるために最も確実なのはスミヤ測定を行うことであることは少なく，生物・医療・工学・理学分野のさまざまる．スミヤ測定では，図６（a），（b）に示したようなろ紙でな研究者が共用で利用していることが多い．このため，自検査対象物の表面を拭き取って（スミヤして），いわば積分がやったわけではなくても，工具・実験器具や壁・床に極的にろ紙にトリチウムを移動させる．ろ紙の形状は杓子

RI が付着している可能性があると考えたほうが良い．もっ型，三矢型，蝶型があり，写真は杓子型のものである．床たいないからといって，長時間 PPE を使用していると思わの汚染検査では，複数箇所の地点で 30 cm2 をまんべんなく

ぬ RI 汚染を引き起こす場合があるので注意が必要である．

拭き取る．次に，液体シンチレーション溶液中にろ紙を浸また，手袋を装着した状態で，顔や肌露出部を触ると，皮漬して，トリチウムから発せられた !線を LSC により測定

膚への RI 付着による外部被ばくや経口での RI 取り込みにする．

よる内部被ばくの原因になり得るので注意しなければならトリチウム汚染が見つかった場合は，まず速やかに周辺を隔離して実験を終了し，周辺で実験している研究者に呼ない．
手袋やエプロンを取り外す時は，外部に向いていた表面

びかけて，実験室から退出するべきである．この際，慌てを裏返しにすることにより，RI が付着した可能性がある表

ないで，非密封 RI 取扱領域で使用した手袋，エプロン，履
物を廃棄してから，自身の外部汚染がないかを確認したう
えで，退出する．つぎに，施設の職員に通報し，適切に汚

図５

個人防護装備（PPT）の一例，ゴーグル，ポリエチレン製手
袋，ゴム手袋，綿インナー手袋および防水加工エプロン．

図６ （a）
杓子型スミヤろ紙，（b）
表面のスミヤ検査の様子．

４２５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.8 August 2020

染の除去（除染）をしてもらうことになる．むやみに自分であることを確認し，液体廃棄物用容器入り口周辺を入念だけで何とかしようとせず，トリチウム汚染を拡大させなにポリエチレンろ紙によって養生したあとに，漏斗を利用

いこ と が 重 要 で あ る．米 国 ア イ ダ ホ 国 立 研 究 所 の Rad

して容器内に流し込む．なお，トリチウムだけを利用してWorker 資格の講習では SWIMS（泳ぐ）という語呂合わせ

いれば，液中放射能は!2 kBq/mL でなければならない

で，Stop work activities, Worn others, Isolate the area, Mini-（表２）．

mize exposure, Secure ventilation と説明されている．すな

トリチウムを含む固体廃棄物および液体廃棄物においわち，作業を止める，周囲に注意喚起する，汚染区域に人て，放射能や 1 cm 距離における線量当量率の制限値があが立ち入らないように隔離する，被ばくを最小限にする，り，集荷費用が定められている．ただし，廃棄物にトリチ

換気・排気を確実にするというものである．

ウム以外の核種が含まれている場合は制限値が変化する．
詳しくは，日本アイソトープ協会の RI 廃棄物の集荷につ

４．
５ 実験終了後の後片付けいて［７］が参考になる．また，自身で判別がつかない場合

実験終了後には，トリチウム汚染物を固体廃棄物（可燃には，施設職員に尋ねていただきたい．

物，難燃物，不燃物，非圧縮性不燃物）および液体廃棄物（無機液体，有機液体）に分別して廃棄する．トリチウム利

参考文献

用実験でよく用いられる PPE や実験器具の廃棄物分類を［１］原 正憲 他：日本原子力学会誌 61, 41 (2019).
［２］M. Hara et al., (T. Tanabe Ed.), Tritium: Fuel of fusion reactors (2017, Springer).
［３］石河寛昭：最新液体シンチレーション測定法（南山堂
１
９
９
２）
．
［４］宮原諄二：RADIOISOTOPES 47, 143 (1998).
［５］T. Otsuka and T. Tanabe, Mater. Trans. 58, 1364 (2017).
［６］M. Matsuyama et al., In-situ measurement of high leveltritium by bremsstrahlung counting method", Toyama
Daigaku Suiso Doitai Kino Kenkyu Senta Kenkyu Hokoku 51, (1994).
［７］https://www.jrias.or.jp/waste/pdf/haikibutsu̲shuka
2018.pdf

表１に示した．実験室には表１に準じた廃棄容器（ゴミ箱）が設置されているはずなので，廃棄物は混在することがな
いように，分別して廃棄されなければならない．
なお，第２章で述べたように，これら固体廃棄物の表面に付着したトリチウムは水状の化学形であることが多く，廃棄前の保管時に蒸発したり，他に移動したりすることがあるので，廃棄前の管理が重要である．また，トリチウム
は金属やセラミックス内に原子状で格子間に溶解したり，他元素と化合物を形成したりする．これら材料内部に取り込まれたトリチウムがどのように外部環境に放出されてくるのかという問題は重要であり，さまざまな材料について研究が進められてきている．このような材料中のトリチウ
ム挙動に関する研究は，実験室レベルだけでなく，原子力発電炉や将来の核融合発電炉における使用済み材料の保表２

管・廃棄・処分の問題として極めて重要である．次章以降

トリチウムを含んだ液体廃棄物の分類．

無機液体
有機液体
＊pH を 2〜１
２以内に調整する ＊液体シンチレーションカク
テル（溶液）のみ
こと
放射能!2 kBq/mL（トリチウ 放射能!2 kBq/mL（他核種も含む）
ム）

で実験研究への取り組みの一端を紹介する．
無機液体は pH2〜１２に調整した酸やアルカリ溶液であり，有機液体は各種液体シンチレーションカクテル（溶液）に限られる．液体廃棄物中の放射能が規定制限値範囲以内
表１
可燃物
布類

トリチウムを含んだ固体廃棄物の分類．

難燃物
プラスチック製品

不燃物
金属・塩ビ製品

非圧縮製不燃物
トリチウムを含んだコンクリー
インナー綿手袋，実験衣，ガー プラスチック製バイアル，チッ 金属製ハサミ，ピンセット，ア ト，土壌，建築廃材，陶器・機械
機器，活性炭など
ゼなど
プ，キャップ，注射器（金属製針 ルミホイルなどは別）など
注射針 ＊別途ポリ容器に収納＊いずれもトリチウム以外の核
し，針と明記すること
種が含まれている場合は施設
塩ビ製スリッパ，ホースなど職員に相談すること
紙類・木片類
ゴム・ポリ製品
ガラス製品
紙ワイプ，タオル，ろ紙など
ゴ ム・ポ リ 製 手 袋，エ プ ロ ン， ガラス製フラスコ，ビーカーな容器など
ど＊手袋は裏返した状態にするこ敷きわら・床敷
シリコン・テフロン製品と動物使用実験で利用されたもの
テフロン製ビーカー，ピンセッ＊糞尿が分離できない場合は，ト，ホースなど動物として別分類とすること
シリコン製ホース，継手 など
トリチウムのみを含む固体廃棄物の放射能!40 MBq

４２６

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.10 (2020)５
６９‐５７２講座 トリチウム実験入門

５．どのように実験するのか？
ガス・水・プラズマ状のトリチウム利用
5. How to Do the Experiments? Use of Tritium in Gas, Water and Plasma
片 山 一 成，橋 爪 健 一
KATAYAMA Kazunari and HASHIZUME Kenichi
九州大学大学院総合理工学研究院（原稿受付：２０
２
０年９月１日）トリチウムは核融合炉の燃料であるため，各種の核融合炉構造材中のトリチウム挙動解明は非常に重要であり，多くの研究が進められている．また，トリチウムは水素の放射性同位体であることから，核融合炉材料に限らず水素が関連する分野で，材料との相互作用，材料中での水素の振舞いを調べるうえで大変便利なツールである．このような水素‐材料研究では，トリチウム源として水素ガス，液体あるいは気体状態の水，さらにはプラズマ状態あるいは加速されたイオン状態の水素が使われる．本章では，代表的なトリチウム実験の具体例をまとめた．
Keywords:
tritium, hydrogen isotope, !-ray, chemical state, gas, water, plasma

５．
１ はじめに必要である．ガスボンベよりも高純度のトリチウムを水素

トリチウム実験は，トリチウムが !崩壊（半減期 12.3

ガスとして使用したい場合は，水素吸蔵合金にトリチウム

年）する放射性物質であることを利用して，軽水素およびを吸蔵させておき，これを加熱分解させることによりトリ

重水素では検出が難しい状況での水素検出が可能であるこチウムを発生させればよい．こうすればトリチウム中の酸とが最大の特徴である．トリチウム実験を行う際，取扱う素や水蒸気などの不純分を容易に除去できる．また，水素トリチウム量およびその濃度によって実験の道具立ては吸蔵合金を利用すれば，一度使用したトリチウムを再度水変ってくる．本稿では，一般の材料実験を想定して，GBq

素吸蔵合金に回収し再利用することも容易である．なお，

以下の比較的少量で，かつ，軽水素あるいは重水素で希釈

最初に水素吸蔵合金へ充填するトリチウムガスは，別に充26

されトリチウムの同位体比率が 1/10 〜1/10 程度のトリチ

填されている他の吸蔵合金から分取するか，あるいは，ア

ウムを利用するケースについて解説する．もちろん，少量

イソトープ協会等から入手する必要がある．後者の場合と言っても放射性物質として法令上の制約を受ける量のトは，供給される形態（ガラスアンプルなど）によって，充リチウムの取扱いは，放射性物質取扱施設内で実施しなけ填のために別途道具立てが必要になることもある．何れにればならない．

しても，この充填作業時に，軽水素や重水素と混合，希釈トリチウム実験で利用する各化学状態のトリチウム源のすることによって，所望の同位体比率のトリチウムガスを解説に入る前に，一般的な説明を行う．少量で同位体比率

作ることができる．次に，液体状の化合物の例として，トの低いトリチウムであれば，水素ガスにしても水やメタン

リチウム水について説明する．トリチウム水を取扱う場合のような水素の化合物であっても，その取扱いは基本的にには，一般薬品と同じように，手袋，マスク，メガネを装は非放射性の水素ガスあるいは水素の化合物の場合と大き着して，皮膚への付着を避けるとともに，口や傷口などかな違いはない．まず，水素分子状のトリチウムガスについら進入しないようにする必要がある．また，トリチウム水て説明する．実験に応じて，トリチウムを利用するためのを取扱うときには水蒸気に注意しなければならない．水素真空装置，あるいは，トリチウムガスフロー系を有する装分子状の場合に比べ，同じ放射能であっても，水の化学的置を準備することになる．軽水素や重水素のようにガスボ

性質のため生体への影響が大きく，水蒸気状態での作業環

ンベに充填したトリチウムを使用する実験では，減圧弁を境中の許容濃度が低く設定されている．

つけて装置に供給すればよい．この場合，比較的多量の水トリチウム実験では，最終的にトリチウムを検出する必

素ガスを扱うことになるので，通常の水素ボンベを使う時要がある．トリチウムの検出，分析に用いられる方法をのように，大気中へのリーク防止，爆発防止などの対策も表１に纏めた［１‐３］．主要な検出方法，分析方法についてInterdisciplinary Graduate School of Engineering Sciences, Kyushu University, Kasuga, FUKUOKA 816-8580, Japancorresponding author’s e-mail:kadzu@nucl.kyushu-u.ac.jp

５６９!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.10 October 2020

表１

代表的トリチウムの分析方法［１
‐
３］
．

方法名
電離箱，比例計数管
液体シンチレーション法
イメージングプレート法
質量分析法
X 線測定
熱量測定

化学形態
気体
液体
固体
気体
固体，気体
液体，固体

も考慮して，トリチウムの漏れがないように試料を装置に測定原理!線による気体電離作用

セットする必要がある．使用する金属試料の形状，および!線による蛍光!線による輝尽蛍光
同位体質量差制動 X または特性 X 線
崩壊熱

シールの種類も変る．図１の装置の場合には，円板形状の装置と試料のシール部分の加熱の有無によって，用いる試料を市販のコンフラットフランジで直接固定し，試料をガスケット代わりに塑性変形させて，加熱しても有効なシールを得ている．このように試料を直接フランジに取り付けることができない場合は，金などのやわらかい金属のガスケットでのシールが行われる．また，加熱されたフラは，本シリーズ講座の２章「何に気をつけて実験すべき

ンジや配管からトリチウムが透過，漏洩する場合には，そか？放射性物質・水素同位体としてのトリウムの特性」でれらの部材に酸化膜や貴金属コーティングを施したり，２説明されているので，そちらを参照されたい．本章では，重管構造などを採用して外部へトリチウムを漏らさない工

電離箱法，液体シンチレーション法，イメージングプレー

夫も必要となる．なお，シール部分を加熱しない円筒形状

ト法などを利用した実験技術について説明する．

の試料のような場合は，樹脂製 O リングや各種の真空用接着剤の使用が可能である．

５．
２ 水素ガス（水素分子状のトリチウムガス）

トリチウム回収・分析系では，透過したトリチウムを

図１にトリチウムガスを用いた実験例として，金属のトキャリアガスと共にガス状態で測定可能な電離箱などへ導リチウム透過実験装置［４］を示す．この装置は，ガス駆動型

き直接分析する方法や，図１の装置のように，キャリアガ

透過（gas-driven permeation）装置であり，トリチウムガ

スとして液体シンチレーションカクテル内にトリチウムをス供給系，透過実験系およびトリチウム回収・分析系の３

導き，バブリングによりカクテル中にトリチウムガス（こ系統からなる．まず，トリチウムガス供給系は，真空装置の場合トリチウム水蒸気）を回収する方法などがある．後に接続しており，ロータリーポンプ，ターボ分子ポンプに者の場合，透過したトリチウムの化学形態が水素分子であより 10−5 Pa 程度の真空が得られるようになっている．ト

ればカクテルを通過するため，加熱した酸化銅などで酸化リチウムガス源としては，金属チタンに吸蔵させたトリチ

して水分子として回収し，その後液体シンチレーションカ

ウムガスを用いており，石英ガラス管に入れた金属チタン

ウンターで測定することとなる．なお，透過した後のトリを５００〜７００℃に加熱し，熱分解させることにより高純度のチウムの化学形態が水分子の場合は，装置や配管内壁へ吸トリチウムガスを金属試料に供給している．トリチウムは着し，測定誤差になるので，吸着しないようにそれらを加実験の目的に応じて適宜軽水素あるいは重水素で希釈され熱したり，コーティングを施す必要がある．

て利用される．同実験では，軽水素希釈で，同位体存在比

最後に，図１は透過実験用の装置であるが，試料へのト

T/H〜10−4 程度の濃度のトリチウムガスが用いられていリチウム溶解実験などへの転用も容易である．トリチウム

る．水素吸蔵用の金属としては金属チタンのほかにも，

ガス供給系に，試料を入れた石英ガラス反応管などを接続

ZrCo などの水素吸蔵合金が用いられ，また，古くからの高し，試料の加熱冷却ができるようにすれば，トリチウムガ

濃度トリチウムガスの吸蔵材として金属ウラン（ウランス曝露による溶解，拡散実験が可能となる．

ベット）が知られている．熱分解温度はそれぞれの吸蔵材

５．
３ 水蒸気

によって変わってくるが，いずれも，前述のように，加熱分解によって高純度のトリチウム供給が可能で，実験終了

図１の透過実験装置において，トリチウムガス供給系

後は吸蔵合金へ回収でき，減圧下での少量のトリチウムガを，トリチウム水を充填した容器に交換すれば，トリチウ

スの繰り返し利用に向いている．なお，実験後に装置に残ム水蒸気を供給源とすることができる．すなわち，ガスボ

留するトリチウムは，その濃度，放射能に応じて，さらにンベや水素吸蔵合金の代わりに，トリチウム水をステンレ

トリチウム回収装置あるいは希釈排気用の設備が必要にな

ス鋼容器あるいは石英ガラス反応管に入れて接続すれば良ることもある．

い．水蒸気の供給方法にも，トリチウムガスの場合と同じ

次に，ガス透過実験系では，通常，試料を加熱すること

ように，大気圧程度でキャリアガスとともにトリチウム水
蒸気を供給する方法や，キャリアガスを用いずに真空装置
内にトリチウム水蒸気のみを供給する方法などがある．前者の場合は，トリチウム水を入れた容器内をキャリアガス
でバブリングし，試料へ水蒸気を送り曝露実験を行うもの
で，曝露後のトリチウム水蒸気はコールドトラップなどで回収する．後者では，真空装置にトリチウム水容器を接続しておき，真空状態で容器のバルブを開き，トリチウム水
蒸気のみを供給する．またこの方法では，トリチウム水を液化窒素やドライアイス等で冷却，固化すればトリチウム

図１

トリチウムガスの透過実験装置の例［４］．

水蒸気の回収と繰り返し利用も容易である．いずれの方法
５７０Lecture Note

5. How to Do the Experiments? Use of Tritium in Gas, Water and Plasma

K. Katayama and K. Hashizume

でも，室温のトリチウム水では 3 kPa 程度の分圧の水蒸気

チウム水の透水実験例を示す［６］．カラム下部から排出さが容易に供給できる．水蒸気分圧をさらに上げた実験を行れるトリチウム水を定期的にサンプリングし，液体シンチ

う場合には，装置配管を１００℃以上に加熱しておき，トリチ

レーションカウンターでトリチウム濃度を測定することにウム水を加熱すれば，大気圧近くまでのトリチウム水蒸気

より，トリチウムが土壌充填層に捕捉される様子を観測す

曝露実験が可能である．

ることができる．トリチウムの放散を防止するため，装置

図２は，固体トリチウム増殖材であるリチウムセラミッ

はアクリルグローブボックス内に設置し，ボックス開放時

クスペブル表面におけるトリチウム挙動を調べる装置であは内側雰囲気中のトリチウム濃度が十分低いことが事前にる．ぺブル充填層にトリチウム水蒸気含有ガスを流通さ確認される．

せ，その表面にトリチウムを捕捉させた後，乾燥ガス，乾トリチウム水を利用する実験の際，同位体希釈によって燥水素ガス，湿潤ガスを用いてトリチウムを回収する．電低濃度となったトリチウム水に関しては，他の化学薬品と離箱で観測される気流中のトリチウム濃度変化を詳細に解

同じように，手袋や保護メガネを着用し，また，局所排気析することで，同位体交換反応容量や同位体交換反応速度

設備内で取扱えば安全に実験が実施できる．一方，高濃度などのトリチウム物質移動パラメータを求めることができのトリチウム水については，トリチウム水の付着した手袋

る．この実験では，比較的低い水蒸気分圧下でのトリチウ

で他の物を触れることにより，トリチウム汚染を広げる可ム挙動に注目しているため，トリチウム水のバブリングで能性があり注意を要する．加えて，水蒸気についても注意はなく，水素分子状トリチウムを酸化銅で水蒸気状トリチが必要になる．室温の水蒸気の飽和圧力は 3 kPa 程度なのウムに変換して試料に供給する．同様の実験により，ステで，T/H〜10−4 程度の希釈されたトリチウム水でも作業環

ンレス鋼やアルミニウム，銅などの金属材料や，グラファ

境中のトリチウム濃度は 35 kBq/cm3 になる可能性がある．

イトやシリコンカーバイドなどのセラミックス材料の表面

トリチウム水蒸気の許容濃度限度は 0.8 Bq/cm3 なので，高におけるトリチウム挙動が調べられている．

濃度のトリチウム水の取扱いは局所排気されたドラフト内で使用するなど，注意する必要がある．また，トリチウム

５．
４ トリチウム水の同位体比率の高いトリチウム水の場合，トリチウムから核融合炉など大量のトリチウムを使用する施設では，副発生する !線による水の放射線が起こり，分解ガスが生じ産物としてのトリチウム水も発生する．トリチウム水は前るため，トリチウム水を密閉保管する場合には，容器内圧

述のように物質との相互作用が強く，液体としてのトリチの上昇にも注意する必要がある．

ウム水は施設のコンクリートなどの構造材料への浸透，金５．
５ プラズマ属材料の水腐食が問題となり，また，施設外へ放出された
トリチウム水は，土壌へ吸着浸透するなど周辺環境のトリ

トリチウムのプラズマを使った実験も数多く行われていチウム汚染を引き起こす．そこで，この様な構造材料や土る．例えば，プラズマ化した水素の金属への溶解挙動を調壌におけるトリチウム挙動を理解するため，トリチウム浸べる実験，プラズマ駆動水素透過実験，トリチウム化メタ

透実験が行われている．実験方法としては，それらの材料

ンのプラズマ分解実験など多種の実験研究がある．また，をトリチウム水に浸漬したり，カラムに充填してトリチウ

イオンガン等を用いてイオン化したトリチウムを加速し，ム水を注水したりして，材料とトリチウム水とを接触させ材料へ照射する実験も行われる．それぞれ研究目的によっる実験が行われる．図３にカラムに充填した土壌へのトリて使い分けられるが，ここでは，プラズマ発生装置を用いた実験方法について述べる．まず，水素ガスをプラズマ化
するには 1 Pa〜数 kPa 程度の低圧とし，電極を設けて高電

図２

トリチウム水蒸気収着実験装置の例［５］
．

図３

５７１

土壌充填層へのトリチウム水の透水実験の例［６］．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.10 October 2020

圧をかける直流・交流グロー放電，高周波（RF）放電，電め，それぞれの流路下流には，トリチウム回収・分析系が子サイクロトロン共鳴（ECR）放電，マイクロ波放電など設置される．HTO は第１水バブラーで，HT は酸化銅塔で各種の方法がある．図４［７］には，直流グロー放電の概念図

HTO に変換されたのち第２水バブラーで，CH3T は触媒塔を示す．この方法は高圧の直流電源などは必要であるが，での酸素との反応により HTO に変換されたのち第３水バ

比較的簡単な道具立てで実施可能である．まず，放電容器

ブラーで，それぞれ捕集される．バブラー水を定期的にサの中に前述のトリチウムガス供給系から低圧のガスを導入

ンプリングして，液体シンチレーションカウンターによっしておき，試料を埋め込んだ電極間に数 100 V〜数 kV の電てトリチウム濃度を測定することで，それぞれの化学形で圧を印加すればよい．これによりグロー放電が発生し，直のトリチウム挙動を観測することができる．ただし，水バ

流の場合には陰極側に埋め込んだ試料がプラズマに曝されブラーや酸化銅塔，触媒塔での材料とトリチウムとの相互る．交流電源を用いれば両方の電極の試料をプラズマに曝作用を含んだ挙動であることを考慮した解析が必要となすことができる．また，図のように，石英ガラス容器を用る．

いれば試料の加熱も可能である．この方法は金属等の導電

どの放電方式を用いるにしてもプラズマ実験装置内は，性のある試料に適している．また，RF 放電などの他のプラ

トリチウムガス曝露の場合よりもトリチウムが内壁に溶解

ズマ生成法を使えば試料の導電率に関係なくプラズマ曝露

し，トリチウムで汚染されることになるので，試料交換や実験が可能である．

装置の処分時などに注意が必要になる．図５の装置では，

図５［８］は，RF 放電を用いたトリチウム化メタンからのプラズマ容器開放時のトリチウム含有炭素ダストの飛散なトリチウム抽出実験装置の例である．この実験ではトリチどが懸念されるため，局所排気機能を有するテント内に装ウム水蒸気（HTO）と軽水素，メタンを触媒塔に流通さ置全体が収まるよう設計・作製し，万が一のトラブルによせ，同 位 体 交 換 反 応 に よ っ て，水 素 分 子状 ト リ チ ウ ム

るトリチウム汚染を最小限に止める対策が講じられてい（HT）とメタン状トリチウム（CH3T）を生成する．そのる．

後，HTO の多くを吸着塔で回収し，主に HT と CH3T を

５．
６ まとめ

キャリアガスであるヘリウムとともにプラズマに導入する．プラズマ通過中にメタン状トリチウムは分解され，水低濃度のトリチウムを利用する限りは，実験装置および素分子状トリチウムとなり，プラズマ装置下流に設置され道具立てとしてはトリチウムを含まない水素ガス，水蒸気

た水素透過膜により透過抽出される．透過一次側，二次側の取扱いと大きな違いはない．ただし，トリチウムガスやそれぞれに電離箱が設置されており，トリチウム抽出率がトリチウム水の漏洩が生じにくい装置構成とし，万が一の評価される．出口ガス中のトリチウム化学形を評価するたトラブルが発生した場合でもトリチウム汚染の拡大をできる限り低減するための対策が求められる．そのため経験と想像力を総動員して安全性の高い実験装置を設計・製作
し，安全に実験を実施するための操作手順を慎重に検討することとなる．そして，このようにトリチウム取扱経験を積み重ねていくことは，トリチウムを用いた貴重な実験データが集積されていくということだけではなく，核融合炉発電プラントの安全設計につながるものと考える．
ひとりでも多くの研究者が，トリチウム実験に挑戦することを期待する．トリチウム使用施設の職員は，安全に効図４率的に実験が進むように相談に乗りたいと考えている．積

グロー放電プラズマを用いたトリチウム注入装置の例［７］．

極的に相談をしてほしい．

参考文献［１］M. Hara et al., "Tritium measurement I -Tritium in gas,liquid, and solid", chapt. 7 in T. Tanabe Ed. Tritium: Fuelof fusion reactors (Springer, 2017).
［２］田辺哲朗 他：プラズマ・核融合学会誌 85, 13 (2009).
［３］R. Lässer, "Analysis of tritium in metals", chapt. 4 in Tritium and Helium-3 in metals (Springer-Verlag, 1989).
［４］T. Otsuka et al., Fusion Eng. Des. 132, 107 (2018).
［５］K. Katayama et al., Fusion Eng. Des. 88, 2400 (2013).
［６］K. Furuichi et al., Fusion Sci. Technol. 68, 458 (2015).
［７］M. Higaki et al., J. Plasma Fusion Res. SERIES 11, 6 (2015).
［８］K. Katayama et al., Fusion Sci. Technol. 60, 1379 (2011).
図５

トリチウム化メタン分解抽出実験装置の例［８］．

５７２

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.10 (2020)５７３‐５７５講座 トリチウム実験入門

６．日米共同研究を通してトリチウム実験しよう
6. Let’s Make Experiments with Tritium under Japan-US Joint Project
大矢恭久
OYA Yasuhisa
静岡大学 学術院 理学領域
（原稿受付：２
０
２
０年１月２
６日）

「トリチウムを模擬した重水素実験」をしているみなさん，実際にトリチウムで実験してみませんか？トリチウムを使うと汚染や安全管理が問題になると躊躇している方も多いはずです．それなら，アメリカでやってみませんか？アメリカの安全重視した研究施設で共同研究して，実際にトリチウムのデータを取得するのはどうでしょうか？世界的にも貴重なデータが得られるはずです．この章では日米科学技術協力事業 FRONTIER 計画の概要を説明し，トリチウム実験の必要性を考えてみたいと思います．
Keywords:
Tritium, Japan-US joint "FRONTIER" project, STAR facility, INL

６．
１ はじめに

６．
２ 日米共同研究 FRONTIER 計画の概要とトリチウム関連研究

学会発表や論文によく「トリチウムを模擬した重水素実験を行った．
」と記載されているのを見かけませんか？ト

日米プロジェクト研究「原型炉ダイバータにおける界面

リチウム実験と言いながら重水素を使った実験が広く行わ反応ダイナミクスと中性子照射効果」FRONTIER（Fusion

れています．重水素実験，トリチウム実験それぞれに利点

Research Oriented to Neutron irradiation effects and Trit-があるわけです．重水素実験では，放射性物質を扱わない

ium behavior at material IntERfaces）計画（図１）は，富ので比較的容易に実験を始められます．また，汚染対策を

山大学波多野雄治教授を日本側代表として，米国オーク必要がないので，重水素実験後の分析の選択の幅が広がり

リッジ国立研究所，アイダホ国立研究所，サンディア国立ます．簡単に別の実験室にある表面分析装置などを利用す研究所が参加して２０１９年度〜２０２４年度の６年計画で実施さることができます．一方で，トリチウムを使うと，トリチ

れています［１］．トリチウムに関連した研究としてはタス

ウムから放出される !線を測定することで，二次元の分布

ク２の「界面を跨るトリチウム移行および中性子照射効やミリメーターレンジの深さ方向分布を明らかにすること果」が該当します．核融合原型炉プラズマ対向材料は高フができます．このようにトリチウムを使うことにより，こラックスのDTプラズマに曝されるとともに，DT核融合反れまで軽水素や重水素ではわからなかった水素同位体の挙応により生成された高エネルギーの中性子や He の照射を動を理解することができます．しかし，国内でトリチウム

長時間受けます．これまでに中性子照射されたタングステを扱うことができる施設（核融合に関連した研究ができる

ンでは安定な捕捉サイトが形成されるため，水素同位体滞施設）は限られています．主な大学では富山大学，九州大

留量が大幅に増加することが前日米共同研究（PHENIX学，静岡大学，大阪大学あたりしかありませんし，取扱量や実験装置にもそれぞれの施設で制約があります．
そのため，プラズマ壁対向壁中のトリチウム挙動などある程度大量のトリチウムを扱うには国外の研究施設と共同研究として進めることが有効です．本章では日米共同研究
FRONTIER 計画を題材に，米国でのトリチウム実験の魅力について紹介します．ぜひ若い方々にトリチウムを使ってしっかり研究してもらうきっかけにしていただければと思っています．

図１

FRONTIER 計画のタスク構成［１］．

Shizuoka University, SHIZUOKA 422-8529, Japanauthor’s e-mail: oya.yasuhisa@shizuoka.ac.jp

５７３!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.10 October 2020計画）で明らかにされました［２］．核融合炉をシステムとムプラズマ装置（TPE）（図３）は，ダイバータプラズマにして設計するためには，異なる材料間を跨がるトリチウム

相当する高フラックスのプラズマ照射が可能です．トリチ

移行挙動の理解および同位体効果を考慮した水素同位体移

ウ ム 取 扱 量 と し て も 一 回 の プ ラ ズ マ 実 験 で 500 Ci

行評価が必要不可欠です．また，実際の核融合炉で DT（18.5 TBq）まで利用可能です．また，表面から 30 cm で比はほぼ５０：５０で運転することが想定されていますが，こ1 mSv/h 以下の線量であれば，他の核種が含まれる放射化れまでのプラズマ対向材中の水素同位体滞留挙動評価で物の利用も可能ですので，様々な中性子照射材を使ったトは，単一の水素同位体を用いる研究がほとんどであり，水リチウム実験が可能です．また，近年では分析装置として素同位体比を考慮した評価はありません．そのため，種々X 線光電子分光装置，オージェ電子分光装置，グロー放電の水素同位体が存在する環境で，本当にトリチウムが水素発光分析装置，陽電子消滅寿命測定装置，電子顕微鏡など

同位体全滞留量の５０％を占めるのかもよくわかっていませが整備されてきており，放射化物試料の分析にも力を発揮ん．さらに，核融合原型炉における安全性評価は炉建設にしています．SNL では重水素プラズマ装置（DPE）をはじ

向けて必須の課題です．とくに燃料となるトリチウムやめ，１１５０℃の高温まで到達可 能 な ガ ス 透 過 分 析 装 置 やDT 核反応によって生成した中性子照射による放射化物の１６００℃まで加熱可能な昇温脱離装置が整備されているとと飛散が懸念されます．事故時に真空容器中へ大気や水蒸気

もに，低エネルギーイオン散乱分光装置，フーリエ変換赤が進入すると，運転停止後の崩壊熱により高温状態に保持

外分光装置などが利用可能です．

されたプラズマ対向材料との反応が生じ，放射化したタン

６．
３ 共同研究してみませんか？

グステンや核変換で形成されるレニウムが酸化物として昇華すると共に，トリチウムとともに飛散するリスクが考え

これまで日米共同研究でのトリチウム研究について見てられます．そのため，温度や酸素分圧，水蒸気分圧等をパきました．学生のみなさんもトリチウム共同研究に参加しラメータとしてトリチウムや放射化物がどのような化学形てみませんか？現在，重水素を使った研究や，少量のトリでどの程度飛散するのか実験的に明らかにし，予測しておチウムをトレーサーとして使った研究を進めているかもしくことが必要です．そのために，FRONTIER 計画タスク２

れませんが，大量トリチウムを使った研究は，安全対策やでは次の３つのサブタスクを設定して研究を進めていま

実験手順が全く違っており，良い経験になると思います．

す．

共同研究なのでお互いの興味が合致しないといけません．
そのために自分がやりたい研究の必要性を相手側に伝える（１）界面を跨るトリチウム輸送とその中性子効果必要があります．自分の研究とは少しスコープが違うと躊（２）中性子照射ダイバータ材料におけるトリチウム滞留に躇している方もいると思いますが，研究領域や視野を広め

及ぼす水素同位体効果

るという点で共同研究はとても有意義です．研究のみなら（３）事故時におけるトリチウムおよび放射性核種の放出とず外国で一人暮らしをしてみることも良い経験になると思輸送

います．特にアイダホは日本人がほとんどいませんので，これらの研究では実験研究のみならずシミュレーション

様々なトラブルを自分自身で（英語で）解決していかなけ

も通して幅広い条件下でのトリチウム輸送を評価すること

ればなりません．この様な経験は日本ではできません．研としています．

究から日常生活まですべてが勉強ですし，よい経験になり主な研究施設はアイダホ国立研究所（INL）の STAR
（Safety and Tritium Applied Research）施設とサンディア
国立研究所（SNL）です．INL には図２に示すようにトリチウムに関連したさまざまな研究ができる施設が整備され
てい ま す．STAR 施 設 の ト リ チ ウ ム 貯 蔵 量 は 最 大 1.6 g（15390 Ci = 575 TBq）であり，日本の大学よりも多くのトリチウムを使った研究が可能です．このなかでもトリチウ
図３

図２

アイダホ国立研究所の STAR 施設．

TPE 装置と TPE プラズマ照射時の写真．

写真１

５７４

アイダホフォールズの一景．

Lecture Note

6. Let's Make Experiments with Tritium under Japan-US Joint Project

Y. Oyaます．本研究は博士課程の学生さん（めざしている学生さ

参考文献んも含む）も参加できます．ぜひ，一歩踏み出してみませ［１］波 多 野 雄 治 他： ５．
FRONTIER 計 画（２
０
１
９年 度〜
２
０
２
４年度）：プラズマ・核融合学会誌 96, 145 (2020).
［２］大矢恭久 他： ４．
タスク３ トリチウム挙動および中性 子 照 射 効 果 ：プ ラ ズ マ・核 融 合 学 会 誌 96, 140(2020).

んか？

なり

片 山 一 成九州大学大学院総合理工学研究院 准教授．
核融合炉のトリチウムに関する研究を行っています．実験室が散らかりすぎていて，先生方にこっぴどく叱られました．大変申し訳ありませんでした m（＿ ＿）m．掃除機を買いました．

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はし

づめ

けん

いち

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橋 爪 健 一

おお

や

やす

ひさ

大 矢 恭 久静岡大学学術院理学領域 准教授．１９９９年
東北大学大学院工学研究科・博士（工学）．
専門はトリチウム理工学，放射化学．日米
共 同 研 究 FRONTIER 計 画 タ ス ク２リ ーダー．最近は水素同位体のプラズマ対向材中でのプラズマ駆
動透過挙動評価に専念している．

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やま!!!!!!!!!!!!!

かた!!!!!!!!!!!!

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５７５