2023年春の年会

講演情報

一般セッション

VI. 核融合工学 » 601-3 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)

[2A01-05] トリチウム製造

2023年3月14日(火) 10:30 〜 11:55 A会場 (11号館1F 1101)

座長:小林 真(核融合研)

11:15 〜 11:30

[2A04] 高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討

(3) Ni被覆Zr球の水素吸収性能及び試験体の製作

*松浦 秀明1、阿部 泰成1、北川 堪大1、川井 大海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、濱本 真平5 (1. 九大院工、2. 九大院総理工、3. 近大工、4. JAEA、5. Blossom Energy)

キーワード:トリチウム、高温ガス炉、ニッケル被覆ジルコニウム球、リチウム装荷用試験体、核融合原型炉

核融合炉の初期保有トリチウムの確保手段のひとつとして,高温ガス炉を用いたT製造法を検討している.現状,発電とT製造の両立を目標としており,製造されたTをLi装荷体に閉じ込めことを検討している.Li装荷体は円柱状アルミナ容器とし,Tの内圧を下げるために容器中にNi被覆Zr球を装荷する予定である.本研究では,Ni被覆Zr球を製作し,その基礎的な水素吸収性能を測定したので報告する.また,事前照射試験用の試験体サンプルを製作したので,その概要についても報告する.