| Project/Area Number |
21H01065
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| Research Category |
Grant-in-Aid for Scientific Research (B)
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| Allocation Type | Single-year Grants |
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| Section | 一般 |
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| Review Section |
Basic Section 14020:Nuclear fusion-related
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| Research Institution | Kyushu University |
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Principal Investigator |
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
片山 一成 九州大学, 総合理工学研究院, 准教授 (90380708)
大塚 哲平 近畿大学, 理工学部, 教授 (80315118)
後藤 実 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 炉設計部, マネージャー (60414546)
中川 繁昭 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所 高温ガス炉研究開発センター, 研究主幹 (40414544)
濱本 真平 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所 高温ガス炉研究開発センター, 研究副主幹 (90435610)
石塚 悦男 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所 高温ガス炉研究開発センター, 再雇用職員 (70355006)
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| Project Period (FY) |
2021-04-01 – 2024-03-31
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| Project Status |
Completed (Fiscal Year 2023)
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| Budget Amount *help |
¥17,940,000 (Direct Cost: ¥13,800,000、Indirect Cost: ¥4,140,000)
Fiscal Year 2023: ¥1,430,000 (Direct Cost: ¥1,100,000、Indirect Cost: ¥330,000)
Fiscal Year 2022: ¥4,550,000 (Direct Cost: ¥3,500,000、Indirect Cost: ¥1,050,000)
Fiscal Year 2021: ¥11,960,000 (Direct Cost: ¥9,200,000、Indirect Cost: ¥2,760,000)
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| Keywords | トリチウム / 核融合炉燃料 / リチウム / ジルコニウム / 核融合原型炉 / 高温ガス炉 / リチウム装荷用ロッド / リチウム化合物 / Ni被覆Zr球 / ニッケル被覆 / アルミナ容器 / HTTR / Li装荷試験体 / Ｎi被覆Zr球 / リチウム装荷試験体 / アルミナ |
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| Outline of Research at the Start |
初代核融合炉では 重水素－トリチウム（DT）反応の利用が想定されている．重水素は，自然界に一定の割合で存在するが，トリチウムは放射性核種（半減期約12年）であり，自然界に充分な利用可能量は存在しない．核融合炉で使用するトリチウムは，ブランケットにおいて自前で製造するのが基本的な考え方であるが，原型炉の起動時や事前の炉工学試験には一定のトリチウムが必要である．
本研究では，高温ガス炉を用いたトリチウム製造法の開発に取り組んでいる．これまでの検討を基に，高温工学試験研究炉（HTTR）での照射試験の実施を計画している．本研究では，安全性を確保し，効率的にデータを取得するための試験体の製作に取り組む．
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| Outline of Final Research Achievements |
A tritium (T) production method for fusion reactors using high-temperature gas-cooled reactor has been developed. In this period of research, we focus our attention, particularly on the Li-loading rod for future irradiation tests using high-temperature engineering test reactor (HTTR). The Li-loading rod for the irradiation test was produced. The Ni-coated Zr spheres for absorption of tritium were also produced and their performance was examined. Based on the obtained knowledge, the procedure for the irradiation test and the structure of the Li-loading rod to be used in the future commercial reactors were exhibited. Furthermore, an environment was set up to measure the behavior of tritium after the irradiation test, based on the tritium measurement test using the demonstration test module.
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| Academic Significance and Societal Importance of the Research Achievements |
人類の持続的繁栄に際し，将来に渡る新しいエネルギー源の開発は重要である．核融合炉はCO2や超長寿命放射性核種の発生を伴わない，恒久的なエネルギー源となり得る可能性を持ち，国際的な研究開発が進められている．核融合炉の主燃料である重水素は自然界に一定の割合で存在するが，トリチウム（T）は放射性核種（半減期12年程度)であり，充分な量は存在しない．DT核融合炉では，通常運転中に自力でTを製造するのが基本的な考え方であるが，運転開始時には一定量のTの保有が必要である．本研究は，高温ガス炉を用いた，安全かつ効率的T製造法を開発するものであり，将来の人類のエネルギー源の確保に対して重要な意義を持つ．
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