核融合炉トリチウム製造のための高温ガス炉用リチウム装荷体の照射実証試験と開発

• Project/Area Number: 24K00612
• Research Category: Grant-in-Aid for Scientific Research (B)
• Allocation Type: Multi-year Fund
• Section: 一般
• Review Section: Basic Section 14020:Nuclear fusion-related
• Research Institution: Kyushu University
• Principal Investigator: 松浦 秀明 九州大学, 工学研究院, 准教授 (50238961)
• 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)
• Project Period (FY): 2024-04-01 – 2029-03-31
• Project Status: Granted (Fiscal Year 2024)
• Budget Amount: ¥18,330,000 (Direct Cost: ¥14,100,000、Indirect Cost: ¥4,230,000); Fiscal Year 2028: ¥1,430,000 (Direct Cost: ¥1,100,000、Indirect Cost: ¥330,000); Fiscal Year 2027: ¥1,950,000 (Direct Cost: ¥1,500,000、Indirect Cost: ¥450,000); Fiscal Year 2026: ¥3,380,000 (Direct Cost: ¥2,600,000、Indirect Cost: ¥780,000); Fiscal Year 2025: ¥5,590,000 (Direct Cost: ¥4,300,000、Indirect Cost: ¥1,290,000); Fiscal Year 2024: ¥5,980,000 (Direct Cost: ¥4,600,000、Indirect Cost: ¥1,380,000)
• Keywords: トリチウム / リチウム装荷体 / 核融合原型炉 / 高温ガス炉 / ジルコニウム

Outline of Research at the Start

核融合炉では，主燃料のトリチウムを炉内で製造する．しかし，運転開始時に保有するトリチウムは他の方法での調達が必要である．エネルギーセキュリティーの観点からも自国での製造手段の検討は重要である．
我々は安全性の高い次世代原子炉として開発中の高温ガス炉を用いたトリチウム製造を検討している．高温ガス炉はリチウムとの相性がよく，炉心構造を大きく変えずに高い効率でトリチウムを製造できる．冷却材がヘリウムガスであるためロッドから流出したトリチウムは核融合ブランケットと同等の技術で回収できる．本研究では，これまで開発してきたリチウム装荷ロッドのトリチウムの閉じ込め性能を，中性子照射試験を実施して確認する．