2017 Fall Meeting

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Oral presentation

V. Fusion Energy Engineering » 501-2 Fusion Reactor Material Science (Reactor and Blanket Materials, Irradiation Behavior)

[2O01-04] Fusion Materials (Solid, Liquid blanket)

Thu. Sep 14, 2017 9:30 AM - 10:35 AM Room O (Seminar room 1- Frontier Research in Applied Sciences Building)

Chair:Masatoshi Kondo (Tokyo Tech)

9:45 AM - 10:00 AM

[2O02] Development of Innovative Technology for Lithium-6 Enrichment Using an Lithium Ionic Superconductor

*Tsuyoshi Hoshino1 (1. QST)

Keywords:Lithium-6 Enrichment, Lithium Isotope Separation, Lithium Ionic Superconductor, Lithium Isotope Separation Membrane, Tritium Breeder

核融合炉の燃料として必要なトリチウムは、核融合炉ブランケット内に装荷されるトリチウム増殖材料中の6Liと中性子との核反応により生産する。しかしながら、天然のリチウム(Li)には6Liが最大で約7.8％(残りはリチウム7(7Li))しか存在せず、核融合炉の定常運転に必要なトリチウム量を確保するためには、6Liの存在比を約90%に濃縮したLiが必要となる。これまで、セラミックス製のLiイオン伝導体をLi分離膜とした、海水からのLi回収技術を発案したが、6Liは7Liより移動度が高いことから、原理的には本技術を発展させることで、6Liと7Liの分離が可能と考えた。Liイオン伝導体としてLi0.29La0.57TiO3(LLTO)を用い、天然同位体比の水酸化リチウム(LiOH)水溶液からの6Li同位体分離試験を行った結果、最大6Li同位体分離係数1.04と、海外にて実用化されていると考えられる水銀アマルガム法の6Li同位体分離係数1.06と同等の、高い値が得られた。