[3C01-04] Blanket and Molten Salt Materials

[3C01] Long-Term Evaluation test of Lithium-6 Enrichment Technology using 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Li_0.29La_0.57TiO₃(LLTO)を⁶Li分離膜とし、⁶Li同位体分離係数1.06が得られる技術を発案した。本技術による長時間(120日間)の評価試験を行った結果、天然同位体比を有するLi原液からのLi回収率が約50％時においても、高い⁶Li同位体分離係数(約1.06)が得られ、安定的に⁶Li同位体を分離回収可能な有望で技術であることを明らかにした。