2018 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[3C01-04] Blanket and Molten Salt Materials

Wed. Mar 28, 2018 9:30 AM - 10:35 AM Room C (R1-211 -R1 Building)

Chair: Eiji Hoashi (Osaka Univ.)

9:45 AM - 10:00 AM

[3C02] Numerical analysis for the condition of Lithium isotope separation using ionic conductor

*Keita Kobayashi1, Tsuyoshi Hoshino1 (1. National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology)

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

核融合炉の燃料であるトリチウムは6Liと中性子との核反応により生成されるが、天然のリチウム(Li)には約7.8%のしか存在せず、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、約90%程度に濃縮された6Liが必要となる。Liイオン伝導体を同位体分離膜として用いることにより、高い6Li同位体分離係数を得られることが可能となるが、Li溶液に含有されるプロトン、ナトリウム等の他元素がLi回収の阻害要因となる。今回、第一原理計算と機械学習を用い、イオン伝導体におけるLi透過に関する最適条件の探索を行った。