2009 Fiscal Year Self-evaluation Report
Research on clarification of tritium transfer in fusion reactor blankets and development of new tritium recovery process
| Project Area | Tritium Science and Technology for Fusion Reactor |
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| Project/Area Number |
19055006
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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 | Kyushu University |
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Principal Investigator |
FUKADA Satoshi Kyushu University, 大学院・総合理工学研究院, 教授 (50117230)
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| Project Period (FY) |
2007 – 2011
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| Keywords | プラズマ・核融合 / 原子力エネルギー / トリチウム / ブランケット |
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| Research Abstract |
(1) 本研究は、定常核融合炉を将来のエネルギー源として成立させるため、プラズマコア内で燃料トリチウムを消費しつつ同量以上のトリチウムをブランケットで製造回収するとともに、トリチウム漏洩を規則に定められた量以下に抑制し、核融合炉安全性と経済性を両立させたトリチウム増殖ブランケットトリチウム回収システム構築のため組織された。
(2) 固体や液体トリチウム増殖材のLi_2TiO_3、Li_4SiO_4、Li、Li_<17>Pb_<83>、Flibe等の熱物性、機械物性等過去のデータはあるものの、増殖材料中の生成トリチウム放出挙動の統合的説明は不十分であり、トリチウム増殖が経済的に成立する見通しは未だ得られていない。それ故、上記材料を使った先進ブランケットからのトリチウム製造回収システムの合理的かつ経済性構築に集約し研究を実行する。
(3) 上記目的達成のため、原子力と核融合分野の化学、熱、物理、プロセス工学分野で研究実績がある九大、原子力研究開発機構、核融合科学研究所の研究者が集い、先進ブランケット設計に必要なトリチウム移動現象の解明およびそのためのデータ取得、先進トリチウム回収装置のための要素研究、熱交換器性能向上のための実験的研究をおこなう。
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[Journal Article] R&D of a Li2TiO3 pebble bed for a test blanket module in JAEA2009
Author(s)
H. Tanigawa, T. Hoshino, Y. Kawamura, M. Nakamichi, K. Ochiai, M. Akiba, M.,o, 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
Peer Reviewed
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