[2L14-16] 核融合中性子工学

[2L15] 燃料の自己供給回収システムを備えた放電型核融合中性子源の開発

*見城 俊介¹、荻野 靖之¹、向井 啓祐¹、Mahmoud Bakr¹、八木 重郎¹、小西 哲之¹ (1. 京大)

キーワード：D-T中性子源、放電型核融合中性子源、ZrCo、金属系水素吸蔵材料

核融合ブランケットのトリチウム増殖性能評価のために、ブランケット模擬体系における中性子照射試験が要求される。先行研究では、放電型核融合中性子源の重水素-重水素（D-D）運転による、中性子照射試験の実施例が報告されているが、放電型核融合中性子源の重水素-トリチウム（D-T）運転による照射試験は未実証である。D-T運転では、放射性物質のトリチウムを使用するため、インベントリを低減する燃料供給システムが不可欠となる。本研究では、封じ切った真空容器内にて、金属系水素吸蔵材料ZrCoの温度制御により、燃料である水素同位体の供給回収を行なった。また、本システムを備えた放電型核融合中性子源にてD-D運転を行い、中性子の発生及び測定により、中性子発生率とZrCo温度の関係を明らかにした。