核融合炉溶融塩フリーベブランケットからの先進的トリチウム回収装置の研究

2002 Fiscal Year Annual Research Report

• Project/Area Number: 14380220
• Research Institution: Kyushu University
• Principal Investigator: 深田 智 九州大学, 大学院・工学研究院, 助教授 (50117230)
• Co-Investigator(Kenkyū-buntansha): 西川 正史 九州大学, 大学院・総合理工学研究院, 教授 (90026229)
• Keywords: 核融合炉 / ブランケット / 溶融塩 / Flibe / トリチウム / Redox / 酸化還元

Research Abstract

溶融塩Flibeはヘリカル型核融合動力炉(FFHR)の先進的液体ブランケット概念設計に取り入れられ、強磁場、強中性子束環境においても良好な熱除去とトリチウム増殖が期待されている。しかし溶融塩中のトリチウム取扱技術が難しいのとトリチウム閉込め・回収が難しいことが予想され、世界的に見ても実証研究例が非常に少ない。本研究ではトリチウム回収装置設計に必要なFlibe溶融塩内の各種金属材料の水素同位体透過率をZr, Ti, Ce等によるRedox制御下で実験的に検討し、目標となるFlibe中のトリチウム濃度を1ppm以下、トリチウム漏洩率を10Ci/day以下に制御するブランケットを構成することを目的にする。
本年度は研究の初年度であり、実験装置の組み立てとFlibeの製造をおこなった。溶融塩はLiFとBeF_2から合成したが、そのうちBeF_2は人体に慢性的毒性を与える事が知られているので、真空置換型グローブボックス内で溶融塩の真空ポンプによる脱水、溶融ポット中で溶融、合成をおこなった。引き続いてU字管タイプのキャピラリーチューブ内で、Liや溶融塩中の水素同位体透過拡散実験をおこなった。現在実験を鋭意継続中である。本実験計画は米国アイダホ国立研究所との共同実験も含んでおり、成果の一部を今年度のISFNT-6国際会議や米国原子力学会で発表した。
実験と並行して新しいブランケット概念も検討した。1GWの熱出力で発生するトリチウムを漏洩率10Ci/day以下にするには比で1/10^5以下まで透過防止策を講じる必要がある。そこで本研究者はFlibeやFlinakの二重構造トリチウム透過防止流路を考案し、さらにトリチウム回収装置として、透過窓、気泡塔、スプレータワー塔の設計式を構築し装置の規模を評価した。成果は外国雑誌に掲載された。次年度も引き続いて実験と解析を継続する。

Research Products

• [Publications] S.Fukada et al.: "Mass-Transport Properties to Estimate Rates OF Tritium Recovery from Flibe Blanket"Fusion Science and Technology. Vol.41. 1054-1058 (2002)
• [Publications] S.Fukada et al.: "Hydrogen Isotope Enrichment Using Multi-Column Palladium Bed"Fusion Science and Technology. Vol.41. 1082-1086 (2002)
• [Publications] S.Fukuda et al.: "Initial Studies of Tritium Behavior in Flibe and Flibe-Facing Material"Fusion Science and Technology. Vol.61-62. 783-788 (2002)
• [Publications] S.Fukuda et al.: "Pressure-Temperature-Swing Process Using Three Absorption Beds for Hydrogen Isotope Separation"Separation Science and Technology. Vol.37. 3065-3079 (2002)
• [Publications] 深田 智: "3塔式圧力温度スウィングサイクルによる水素同位体分離"岩谷直治記念財団研究報告書. Vol.25. 4-7 (2002)