[E02-07] 燃料回収・精製

[E02] 高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム生産の検討

（1）生産性能

^〇松浦秀明¹, 中屋裕行¹, 久保光太郎¹, 川本靖子¹, 片山一成^1,2, 中尾安幸¹, 後藤実³, 中川繁昭³ (1.九大学府, 2.九大総合理工学府, 3.日本JAEA)

初期世代核融合炉用のトリチウムをどのようにして確保するかは、明確にされておらず、その供給シナリオを検討しておくことは重要である。高温ガス炉は、第四世代原子力システムの有力候補と位置づけられており、トリチウム生産に有利な条件を有する。発表者らは、高温ガス炉にLi 化合物を装荷し、核融合炉用トリチウムの外部供給源として活用することを提案している。モンテカルロ炉心燃焼解析、同位体生成消滅計算に基づき、高温ガス炉のトリチウム生産性能を解析した。炉型に応じた炉心中性子スペクトルとトリチウム生産性能の関係を示すとともに、研究の進捗状況、課題を報告する。