2009 Fiscal Year Self-evaluation Report
The behavior of Tritium in high temperature melted blanket liquid ; invisible leak prevention and recovery
| Project Area | Tritium Science and Technology for Fusion Reactor |
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| Project/Area Number |
19055001
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| Research Category |
Grant-in-Aid for Scientific Research on Priority Areas
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| Allocation Type | Single-year Grants |
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| Review Section |
Science and Engineering
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| Research Institution | The University of Tokyo |
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Principal Investigator |
TERAI Takayuki The University of Tokyo, 大学院・工学系研究科, 教授 (90175472)
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| Project Period (FY) |
2007 – 2011
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| Keywords | ブランケット / トリチウム / 増殖材料 / 中性子照射 / コーティング |
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| Research Abstract |
現在、各種増殖材料候補を取り上げたさまざまなブランケット概念が提唱されているが、そのトリチウム漏洩防止及び回収能について緻密設計を可能とする基礎データ及び学術的バックボーンは十分整備されていない。ブランケット環境下におけるトリチウムの生成・溶解・拡散・放出・構造材料壁透過挙動は、中性子照射や流動の影響を受けることが明らかになっており、ブランケット構擬環境下におけるこれらの素過程に関する基礎データの整備とメカニズムの解明が急務となっている。本研究の目的は、各種増殖材料中及びその近傍におけるトリチウム挙動に関する学術的基盤を構築することである。本計画研究では、リチウムタイタネート、液体リチウム、液体リチウム鉛、フッ化リチウムーフッ化ベリリウム混合溶融塩(以下Flibe)という4つの有力なトリチウム増殖材料について取り上げ、使用温度に加熱して東京大学弥生炉に装荷し、中性子照射下でトリチウムを生成させながらのトリチウム挙動のその場観察研究を進めてきたほか、トリチウム挙動に大きな影響を及ぼすリチウムタイタネート中のリチウム成分比と酸化還元雰囲気に応じた酸素欠損の解明、液体リチウム中のトリチウム濃度のその場測定法の開発と、イットリウムによる回収の基礎試験、原子炉ポートに装填可能な小型熱流動ループの開発などを進めてきた。これらの増殖材料と接する配管からのトリチウム漏洩を防止するために、耐食性に優れ、増殖材料使用温度で機能するトリチウム透過防止コーティングの開発を進め、わずかな漏洩のメカニズムを明らかにしてきた。なお、弥生炉は平成22年度末で共同利用を終了する予定となったため、照射試験を一部前倒しして実施して対応している。これらの成果は、総括班の評価委員からもその成果が高く評価されているだけでなく、領域の中間評価結果でもA評価がなされている
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Research Products
(11 results)
