2017年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核融合工学 » 501-3 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)

[3B11-15] トリチウム工学(生産,回収)

2017年3月29日(水) 14:45 〜 16:10 B会場 (16号館 16-102教室)

座長:原 正憲 (富山大)

15:00 〜 15:15

[3B12] 高温ガス炉を用いたトリチウム生産Li装荷ロッドの照射試験体及び試験体の検討

Zr層を考慮した試験体の評価

*井田 祐馬1、松浦 秀明1、古賀 友稀1、岡本 亮1、長住 達1、片山 一成2、大塚 哲平3、後藤 実4、中川 繁昭4、石塚 悦男4 (1. 九州大学大学院エネルギー量子工学専攻、2. 九州大学総合理工学府、3. 近畿大学理工学部、4. 日本原子力研究開発機構)

キーワード:高温ガス炉、Li装荷試験体

DT反応を利用した核融合の研究が進められているが、原型炉・実証炉に必要な初期装荷用トリチウムの供給方法は明確にされていない。そこで高温ガス炉を用いたトリチウム生産法が提案されている。高温ガス炉内の燃料ブロック中の可燃性毒物孔(BP孔)にLi化合物を含んだロッドを装荷し、6Li+n→T+4He反応によりトリチウムが生産される。これまでGTHTR300を想定してトリチウム生産Liロッドでのトリチウム生産・閉じ込め性能を評価してきた。次のステップとしてこれまでの評価値の妥当性を照射試験を行うことにより確認する必要がある。前回Li装荷試験体の直径、アルミナ層、リチウム層、中空部の半径などを考慮し、具体的な試験体を提示した。今回さらにトリチウム流出量の減少を目的としたZr層をリチウム層の周りに加え、照射試験炉の条件・Li装荷試験体及びその試験方法について検討・評価を行った。