2023年春の年会

講演情報

一般セッション

VI. 核融合工学 » 601-3 トリチウム工学(燃料回収・精製,計測,同位体効果,安全取扱い)

[2A06-11] トリチウムプロセス

2023年3月14日(火) 14:45 〜 16:25 A会場 (11号館1F 1101)

座長:見城 俊介(QST)

15:00 〜 15:15

[2A07] リチウム鉛液滴からのトリチウム連続回収能率

*興野 文人1、浜地 志憲2、田中 照也2、八木 重郎1 (1. 京都大学エネルギー理工学研究所、2. 核融合科学研究所)

キーワード:リチウム鉛、トリチウム回収率、連続運転、移流拡散係数

報告者らはリチウム鉛を使用した液体方式ブランケットにて生成されるトリチウム回収に関する研究を実施してきた。2013年に重水素(D)を溶解したリチウム鉛液滴を真空中に落下させDの回収能率が静的拡散に比べて2桁程拡大する事を見出した。有望な方式であるが原理検証レベルの短時間試験であり連続運転での性能安定性が課題であった。2019年度より核融合科学研究所に設置されている液体金属試験ループ(オロシーII)に試験装置を組込み連続運転での回収試験を実施した。試験はブランケットループを模擬した構成で流量0.2L分―0.4L分、350℃で約10時間の連続運転を9回行った。液滴落下時間0.2s以上で回収率は0.6以上であった。移流拡散係数として2.0x10^-7m^2s^-1が得られ2013年度の3.4x10^-7と異なる条件下にも拘わらず比較的一致しており本方式には安定性があると考えられる。