• Search Research Projects
  • Search Researchers
  • How to Use
  1. Back to previous page

逆化学ポテンシャル付加の溶融塩液体膜による核融合炉トリチウム透過漏洩抑制の研究

Research Project

Project/Area Number 17656297
Research Category

Grant-in-Aid for Exploratory Research

Allocation TypeSingle-year Grants
Research Field Nuclear fusion studies
Research InstitutionKyushu University

Principal Investigator

深田 智  九州大学, 大学院総合理工学研究院, 教授 (50117230)

Project Period (FY) 2005 – 2006
Project Status Completed (Fiscal Year 2006)
Budget Amount *help
¥3,100,000 (Direct Cost: ¥3,100,000)
Fiscal Year 2006: ¥700,000 (Direct Cost: ¥700,000)
Fiscal Year 2005: ¥2,400,000 (Direct Cost: ¥2,400,000)
Keywords溶融塩 / トリチウム / 漏洩 / Flibe / 核融合炉 / 透過 / イットリウム
Research Abstract

核融合炉先進ブランケット材料に一つであるFlibe(2LiF+BeF_2)混合溶融塩は化学的に安定、高磁場下での高温運転が可能である特徴がある。その一方、燃料である放射性トリチウムは天然に存在しないので、炉を運転しながら製造する必要があるが、このFlibeのトリチウム溶解度は低く、ブランケット内に平衡なトリチウム分圧では、廃刊や炉壁を通して漏えいする可能性が高い。従来考えられている低トリチウム透過性のアルミナ膜を配管表面に塗布し、トリチウム漏洩を阻止する方法では、使用中に表面にクラックが入り透過阻止性能が急激に落ちる可能性が高い。本研究では、核融合炉からのトリチウム漏洩阻止策の革新的アイデアとして流体膜透過壁にトリチウム濃度勾配と逆の水素化学ポテンシャル電圧を付加しトリチウム透過漏洩防止可能性を実験的に証明しようとしたものである。
本年度は当初計画した研究計画の2年目の最終年度であり、初年度に製作した実験装置にFlibeあるいはその模擬流体のFlinakの透過試験と、Flinakに逆化学ポテンシャルに相当する電位差を付加し、透過漏洩が抑制されるかどうかを調べた。まずFlibeおよびFlinakで水素の透過率をそれぞれ逆ポテンシャル付加せずに水素透過率を調べた次にFlinakに絞り、逆化学ポテンシャルを付加して透過率を調べたところ、水素透過率は減少した。この結果、本研究の当初の目的は達成されたが、水素透過率の減少は長く続かず、短時間でもとに戻った。これはFlibeあるいはFlinakに当初より含まれる不純物イオンが原因と考えられ、溶解している水素の化学種が非常に精製された状態では、H_2の分子形であるが、不純物混在化ではHFのイオン結合形に変化し、溶融塩中に付加する電位差は同じでも、伝導率が大きく変化することが原因と考えられた。今後は溶融塩の不純物濃度を厳しく管理することで完全な透過漏洩防止策の決定を行うことが必要であるとの結論を得た。本研究の過程で得られた溶融塩の水素透過率、溶融塩の酸化還元制御による不純物管理、電極に使用したプロトン導電体とニッケル膜の導電性について論文報告した。

Report

(2 results)
  • 2006 Annual Research Report
  • 2005 Annual Research Report
  • Research Products

    (15 results)

All 2006 2005

All Journal Article (14 results) Book (1 results)

  • [Journal Article] Recovery of tritium from liquid blanket materials2006

    • Author(s)
      Satoshi Fukada
    • Journal Title

      Proceedings of A mini-workshop on ITER Related Tritium Technology in China

      Pages: 51-57

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] Hydrogen permeability through a mixed molten salt of LiF, NaF an KF (Flinak) as a heat-transfer fluid2006

    • Author(s)
      S.Fukada, A.Morisaki
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 358

      Pages: 235-242

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] JUPITER-II Molten salt Flibe research : An update on tritium mobilization and redox chemistry experiments2006

    • Author(s)
      D.A.Petti, G.R.Smolik, M.F.Simpson, J.P.Sharpe, R.A.Anderl, S.Fukada, Y.Hatano, M.Hara, Y.Oya, D.K.Sze, S.Tanaka
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 1439-1449

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] Rates of methane decomposition and hydrogen permeation in catalytic-permeable Ni tube reactor2006

    • Author(s)
      S.Fukada, S.Ono, S.Suemori
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 50

      Pages: 99-106

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] Carbon tiles as spectral-shifter for long-life blanket in LHD-type Reactor FFHR2006

    • Author(s)
      A.Sagara, S.Imagawa, T.Tanaka, T, Muroga, Y.Kubota, T.Dolan, H.Hashizume, T.Kunugi, S.Fukada, A.Shimizu, T.Terai, O.Mitarai
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 1299-1304

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] Experimental study of tritium recovery from liquid lithium by yttrium2006

    • Author(s)
      M.Kinoshita, S.Fukada, N.Yamashita, T.Muroga, M.Nishikawa
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 567-571

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] Quantitative measurement of beryllium-controlled redox of hydrogen fluoride in molten salt2006

    • Author(s)
      M.F.Simpson, G.R.Smolik, J.P.Sharpe, R.A.Anderl, D.A.Petti, Y.Hatano, M.Hara, Y.Oya, S.Fukada, S.Tanaka, T.Terai, D.K.Sze
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 541-547

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] Control of tritium in FFHR-2 self-cooled Flibe blanket2006

    • Author(s)
      S.Fukada, Akio Morisaki, Akio Sagara, Takayuki Terai
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 477-483

    • Related Report
      2006 Annual Research Report
  • [Journal Article] Proton transfer in SrCeO_3-based oxide with internal reformation under supply of CH_4 and H_2O2006

    • Author(s)
      S.Fukada, S.Suemori, K.Onoda
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 348

      Pages: 26-32

    • Related Report
      2006 Annual Research Report 2005 Annual Research Report
  • [Journal Article] Experimental study of tritium recovery from liquid Lithium by yttrium2006

    • Author(s)
      M.Kinoshita, S.Fukada, N.Yamashita, T.Muroga, M.Nishikawa
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 567-571

    • Related Report
      2005 Annual Research Report
  • [Journal Article] Control of tritium in FFHR-2 self-cooled Flibe blanket2006

    • Author(s)
      S.Fukada, A.Morisaki, A.Sagara, T.Terai
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 477-483

    • Related Report
      2005 Annual Research Report
  • [Journal Article] Quantitative measurement of Beryllium-Controlled Redox of Hydrogen Fluoride in Molten Salt2005

    • Author(s)
      M.F.Simpson, G.R.Smolik, J.P.Sharpe, R.A.Anderl, D.A.Petti, Y.Hatano, M.Hara, Y.Oya, S.Fukada, S.Tanaka, T.Terai, D.K.Sze
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 541-547

    • Related Report
      2005 Annual Research Report
  • [Journal Article] Hydrogen diffusion in liquid lithum from 500℃ to 650℃2005

    • Author(s)
      S.Fukada, M.Kinoshita, K.Kuroki, T.Muroga
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 346

      Pages: 293-297

    • Related Report
      2005 Annual Research Report
  • [Journal Article] Diffusion coefficient of tritium through a molten salt Flibe blanket and evaluation of tritium leak from fusion reactor system2005

    • Author(s)
      S.Fukada, R.A.Anderl, T.Terai, A.Sagara, M.Nishikawa
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 48

      Pages: 666-669

    • Related Report
      2005 Annual Research Report
  • [Book] 水素-将来のエネルギーを目指して-2006

    • Author(s)
      西川正史, 渡辺幸信, 一政祐輔, 沼田守, 藤原裕史, 深田智, 吉武優, 森光信介, 森芳孝, 山本直嗣, 河合良信, 並木章, 田辺哲朗, 図子秀樹
    • Total Pages
      310
    • Publisher
      養賢堂
    • Related Report
      2006 Annual Research Report

URL: 

Published: 2005-04-01   Modified: 2016-04-21  

Information User Guide FAQ News Terms of Use Attribution of KAKENHI

Powered by NII kakenhi