核融合炉ブランケットにおけるトリチウムの増殖と回収

Research Project

Project/Area Number	63055011
Research Category	Grant-in-Aid for Fusion Research
Allocation Type	Single-year Grants
Research Institution	The University of Tokyo
Principal Investigator	高橋洋一東京大学, 工学部, 教授 (90010735)
Co-Investigator(Kenkyū-buntansha)	森山裕丈東京大学, 工学部, 助手 (90127150) 米岡俊明東京大学, 工学部, 助手 (40013221) 寺井隆幸東京大学, 工学部, 助教授 (90175472) 田中知東京大学, 工学部, 助教授 (10114547) 中沢正治東京大学, 工学部, 教授 (00010976)
Project Period (FY)	1988
Project Status	Completed (Fiscal Year 1988)
Budget Amount *help	¥4,300,000 (Direct Cost: ¥4,300,000) Fiscal Year 1988: ¥4,300,000 (Direct Cost: ¥4,300,000)
Keywords	各融合炉ブランケット / トリチウム放出・回収 / 熱容量 / 熱伝導率 / 酸化リチウム / アルミン酸リチウム / ケイ酸リチウム / リチウム鉛合金
Research Abstract	DT核融合炉実現のためには燃料サイクルの確立が不可欠であり、トリチウム(以下Tと記す)をブランケットにおいて増殖し、これを効率的に回収する必要がある。我々はこれまでの研究において、中性子高照射下T放出実験により、Li_2O中のT拡散係数や放出T化学形などについて明らかにし、さらにTの放出・回収にLi^2O表面での吸脱着や交換反応などが大きな影響を及ぼすことを確認した。そこで本研究では、これまでの研究を更に発展させ、T放出に関係する各素過程をできる限り分離・抽出することにより解明すること、および、増殖材料の化学反応性評価やブランケット熱設計を行うのに重要な増殖材料の熱物性値を測定することを目的として以下の実験的検討を行った。 1.高温照射下in-situT回収実験、東大弥生炉に設置した中性子高温照射下T回収実験装置を用い、Li_2O、LiAlO_2、Li_<17>Pb_<83>など各種増殖材からのin-situT回収実験を行うことにより、T回収化学形や回収速度についてのデータを求め、T放出素過程を分離して評価した。 2.増殖材表面反応の測定、上記増殖材料を用い、T吸着・溶解量や交換反応速度等につき、破過法T吸着・交換反応実験装置及び重量法吸着・溶解実験装置を用いて測定した。 3.増殖材料からのT放出のモデル化およびT効率的回収の総合評価、増殖材料からのT放出のモデル化行うことにより、各素過程のうち特表面過程の重要性を再確認し、定量的に評価した。またデータをもとにブランケット体系からのT効率的回収に関する総合評価を行った。 4.固体増殖材料の高精度熱物性測定、レーザーフラッシュ法および双子型投下熱量計により、LiAlO^2、Li^2SnO_3、Li_4SiO_4などの増殖材料候補物質の熱容量を高精度(±1%)で測定した。また空率10-50%の上記試量についての熱伝導率をレーザーフラッシュ法により測定した。