2002 Fiscal Year Annual Research Report

新型核融合炉液体トリチウム増殖材料の特性と先進液体ブランケット設計

Research Project

Project/Area Number	14380217
Research Category	Grant-in-Aid for Scientific Research (B)
Research Institution	The University of Tokyo
Principal Investigator	寺井隆幸東京大学, 大学院・工学系研究科, 教授 (90175472)
Co-Investigator(Kenkyū-buntansha)	小野双葉東京大学, 大学院・工学研究科, 助手 (00011198) 田中知東京大学, 大学院・工学研究科, 教授 (10114547) 山脇道夫東京大学, 大学院・工学研究科, 教授 (30011076) 大矢恭久東京大学, アイトソープ総合センター, 助手 (80334291) 米岡俊明東京大学, 大学院・工学研究科, 助手 (40013221)
Keywords	トリチウム / 増殖材料 / ブランケット / リチウム-スズ / フッ化物 / 溶融塩 / 中性子高温照射 / 設計
Research Abstract	D-T核融合炉を実現するためには核融合炉燃料サイクルの確立が必須であり、燃料として消費する量以上のトリチウム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ことが必要である。液体増殖材料を用いる液体ブランケットは、高出力密度化や増殖材料の連続処理が可能であるという大きな特徴を有し、経済性などの観点から極めて魅力的な動力炉ブランケット概念となる可能性が大きいが、そのための研究開発は固体ブランケットのそれに比べて大きく立ち遅れている。本研究は、新しい液体ブランケット概念について検討を行う一方、そのために必要な液体増殖材料特性データを取得することを目的とする。特にその中で、潜在的有用性が高いと考えられる液体リチウム-スズ合金について研究を行うとともに、フッ化物溶融塩の酸化還元状態の制御やその他の液体増殖材料に関する材料特性データを補完し、全ての液体増殖材料の比較検討を総合的に行うことを目的とする。また、それらのデータをもとに、新しい液体ブランケット概念について、その実現可能性や今後の研究開発項目を明らかにする。平成14年度は本研究の初年度であり、下記の作業を実施した。 1.リチウム-スズ液体合金系の特性測定液体増殖材料の基本的な特性についての測定を開始した。特に、原子炉内に模擬ブランケット体系を設置し、トリチウム拡散係数などの測定を開始した。また、様々な組成のリチウム-スズ合金系について水素同位体の溶解度を測定しつつある。 2.フッ化物溶融塩系における化学挙動フッ化物溶融塩(LiF-BcF_2)中に還元材として金属ベリリウムを浸漬することにより、フッ化物溶融塩中で生成するトリチウムの化学形を制御することを検討している。 3.液体増殖材料特性データの評価と先進ブランケット設計日米双方の関係者で会合を持ち、今後の研究方針についての検討を行った。

Research Products
(6 results)

All Other

All Publications (6 results)

[Publications] D.A.Petti, T.Terai et al.: "JUPITER-II Flibe Tritium Chemistry and Safety Experimental Program"Fusion Science and Technology. 41. 807-811 (2002)
[Publications] Satoshi Fukada, Takayuki Terai et al.: "Mass-Transport Properties to Estimate Rates of Tritium Recovery from FLIBE Blanket"Fusion Science and Technology. 41. 1054-1058 (2002)
[Publications] Alexander Pisarev, Tetsuo Tanabe, Takayuki Terai et al.: "Modeling of in-Pile Experiments on Tritium Release from Molten Lithium-Lead"Journal of Nuclear Science and Technology. 39. 377-381 (2002)
[Publications] D.L.Smith, T.Terai et al.: "Progress in coating development for fusion systems"Fusion Engineering and Design. 61-62. 629-641 (2002)
[Publications] S.Fukada, T.Terai et al.: "Initial Studies of Tritium Behavior in Flibe and Flibe-facing Material"Fusion Engineering and Design. 61-62. 783-88 (2002)
[Publications] H.Nishimura, T.Terai et al.: "Compatibility of Ferritic Steels with Li_2BeF_4 Molten Salt Breeder"Journal of Nuclear materials. 307-311. 1355-1359 (2002)

2002 Fiscal Year Annual Research Report

新型核融合炉液体トリチウム増殖材料の特性と先進液体ブランケット設計

Principal Investigator

寺井 隆幸 東京大学, 大学院・工学系研究科, 教授 (90175472)

Research Products

[Publications] D.A.Petti, T.Terai et al.: "JUPITER-II Flibe Tritium Chemistry and Safety Experimental Program"Fusion Science and Technology. 41. 807-811 (2002)

[Publications] Satoshi Fukada, Takayuki Terai et al.: "Mass-Transport Properties to Estimate Rates of Tritium Recovery from FLIBE Blanket"Fusion Science and Technology. 41. 1054-1058 (2002)

[Publications] Alexander Pisarev, Tetsuo Tanabe, Takayuki Terai et al.: "Modeling of in-Pile Experiments on Tritium Release from Molten Lithium-Lead"Journal of Nuclear Science and Technology. 39. 377-381 (2002)

[Publications] D.L.Smith, T.Terai et al.: "Progress in coating development for fusion systems"Fusion Engineering and Design. 61-62. 629-641 (2002)

[Publications] S.Fukada, T.Terai et al.: "Initial Studies of Tritium Behavior in Flibe and Flibe-facing Material"Fusion Engineering and Design. 61-62. 783-88 (2002)

[Publications] H.Nishimura, T.Terai et al.: "Compatibility of Ferritic Steels with Li_2BeF_4 Molten Salt Breeder"Journal of Nuclear materials. 307-311. 1355-1359 (2002)

寺井隆幸東京大学, 大学院・工学系研究科, 教授 (90175472)