2009 Fiscal Year Annual Research Report
核融合炉ブランケット材中のトリチウム移動解明と新規回収プロセス開発の研究
Project Area | Tritium Science and Technology for Fusion Reactor |
Project/Area Number |
19055006
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Research Institution | Kyushu University |
Principal Investigator |
深田 智 Kyushu University, 大学院・総合理工学研究院, 教授 (50117230)
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Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
片山 一成 九州大学, 総合理工学研究院, 助教 (90380708)
西川 正史 九州大学, 名誉教授 (90026229)
榎枝 幹男 日本原子力研究開発機構, 核融合工学部, 主任研究員 (90354620)
河村 繕範 日本原子力研究開発機構, 核融合工学部, 主任研究員 (10354614)
相良 明男 核融合科学研究所, 炉工学研究センター, 教授 (20187058)
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Keywords | トリチウム / 核融合炉 / ブランケット / リチウム酸化物 / 回収 / 吸着 / 同位体交換 |
Research Abstract |
核融合炉内のトリチウム増殖ブランケット(Li_2TiO_3, Li_4SiO_4, Li_2ZrO_3, Li_2O等固体酸化物、あるいは液体のLi, Li_<17>Pb_<83>溶融合金、Flibe溶融塩)におけるトリウム放出、およびその循環ラインからのトリチウム漏洩率評価と回収システム構築により、自給型トリチウム燃料サイクル確立が核融合炉成立のために必須である。昨年度まで、トリチウム移動基礎過程の定量的解明と新規回収法の開発に焦点を当てて研究をおこなってきた。前年度までの研究成果を踏まえ、今年度は、固体あるいは液体ブランケットに中性子照射した後の、パージガス中に放出されたトリチウム回収と回収ラインからのトリチウム透過漏洩に焦点を当て、全ループを考慮に入れたマスバランスと熱回の最適化に焦点を当てて研究した。 トリチウム放出率/透過漏洩率が10^5以上の目標を達成させるためには、回収率99あるいは99.9%、透過減衰率10^3が必要である。固体ブランケット内の流動状態を直接観察できる装置を組み立て、流動可視化を成功させ、数値計算によりミクロ流動状態の定量化に成功した。またF82H等の低放射化ブランケット構造材あるいはPd-Agトリチウム回収装置からの水素同位体透過率を実験と解析の両画から求め、定量化する事に成功し、今後核融合ブランケットループ設計に役立てる事ができると考えられる。新規回収装置としてプロトン導電性セルによるトリチウム回収の実証に成功し、今後の利用に大いに役立てる事が出来ると考えられる。液体ブランケットでもLi_<17>Pb_<83>の水素同位体全般の透過率、拡散係数、溶解度の同位体効果を明らかにし、グローブボックスで厳しく酵素管理したLi流動装置内での新規HF処理Yを使った吸収法の実証に成功した。 以上の研究成果は、核融合関係の学術誌に論文発表するとともに、2009年度原子力学会、プラズマ核融合学会、中国大連ISFNT-9、札幌ICFRM-14の国際学会等で発表された。
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[Journal Article] Status of engineering design of lithium target in IFMIF-EVEDA2009
Author(s)
H.Nakamura, P.Agostini, K.Ara, S.Fukada, K.Furuya, P.Garin, A.Gessi, D.Giusti, F.Groeschel, H.Horiike, M.Ida, T.Kanemura, H.Kondo, N.Loginov, G.Micciche, M.Miashita, ES.Nitti, A.Suzuki, T.Terai, K.WatImabe, J.Yai, E.Yoshida, A-Mikheyev
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Journal Title
Fusion Engineering and Desien 84
Pages: 252-258
Peer Reviewed
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[Journal Article] Nuclear Fusion2009
Author(s)
Y.Kawamura, K.Isobe, Y.Iwai, K.Kobayashi, H.Nakamura, T.Hayashi, T.Yamanishi
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Journal Title
Research and develofment of the tritium recovery system for the blanket of the fusion reactor in JAEA 49
Pages: 055019 (8)
Peer Reviewed
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[Journal Article] R&D of a Li_2TiO_3 pebble bed for a test blanket module in JAEA2009
Author(s)
H.Tanigawa, T.Hoshino, Y.Kawamura, M.Nakamichi, K.Ochiai, M.Akiba, M.Ando, M.Enoeda, K.Ezato, K.Hayashi, T.Hirose, C.Konno, H.Nakamura, T.Nozawa, H.Ogiwara, Y.Seki, H.Tanigawa, K.Tsuchiya, D.Tsuru, T.Yamanishi
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Journal Title
Nuclear Fusion 49
Pages: 055021 (6)
Peer Reviewed
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[Journal Article] Status of the development of Water Cooled Ceramic Breeder (WCCB) Test Blanket Module2009
Author(s)
M.Enoeda, S.Suzulci, D.Tsuru, T.Hirose, Hisashi Tanigawa, Y.Seki, K.Ezato, K.Yokoyama, H.Nishi, S.Mori, M.Dairaku, T.Hoshino, M.Nakamichi, Y.Kawamura, Hiroyasu Tanigawa
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Journal Title
Proceedings of 15th CBBI -Sapporo, 3-4, September, 2009-JAEA-Conf 2009-006 JAEA-Conf2009-006
Pages: 29-42
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[Presentation] Status of the development of water cooled ceramic breeder(WCCB) test blanket module2009
Author(s)
M.Enceda, S.Suzuki, D.Tsuru, T.Hirose, Hisashi Tanigawa, Y.Seki, K.Ezato, K.Yokoyama, H.Nishi, S.Mori, M.Dairaku, T.Hoshino, M.Nakamichi, Y.Kawamura, Hiroyasu Tanigawa
Organizer
固体増殖ブランケット相互作用国際ワ-クショップ(CBBI-15)
Place of Presentation
Sapporo, Japan
Year and Date
20091000
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[Presentation] Development of IFMIF-EVEDA liquid lithium target system in Japan2009
Author(s)
H.Nakamura, K.Ara, Y.Edao, S.Fukada, T.Furukawa, K.Furuya, P.Garin, G.Go, F.Grceschel, Y.Hirakawa, H.Horiike, M.Ida, T.Kanemura, H.Kondo,Y.Kukita, M.Miyashita, M.Ohtaka, A.Suzuki, T.Terai, Y.Tsuji, E.Wakai, K.Watanabe, J.Yagi, E.Yoshida
Organizer
9th International Symposium on Fusion Nuclear Technology
Place of Presentation
Dalian, China
Year and Date
20090900
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