2008 Fiscal Year Final Research Report
TRITIUM RETENTION AND DESORPTION BEHAVIOR IN BREEDING MATERIAL OF BLANKET
| Project/Area Number |
18360439
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| Research Category |
Grant-in-Aid for Scientific Research (B)
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| Allocation Type | Single-year Grants |
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| Section | 一般 |
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| Research Field |
Nuclear fusion studies
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| Research Institution | Hokkaido University |
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Principal Investigator |
HINO Tomoaki Hokkaido University, 大学院・工学研究科, 教授 (30109491)
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| Project Period (FY) |
2006 – 2008
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| Keywords | 核融合炉 / ブランケット / トリチウム増殖材料 / トリチウム保持・脱離 / トリチウム回収 / トリチウム・インベントリー |
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| Research Abstract |
核融合炉の実現のため、最重要課題はトリチウム増殖ブランケットの開発である。しかし、トリチウム増殖材で生成するトリチウムが運転条件下で、どの程度保持され、どの程度残留するのか評価されていない。本研究では、トリチウム増殖材であるリチウム・タイタネートに重水素イオンを照射して重水素を捕捉させ、捕捉された重水素がどのような温度条件で脱離するかを測定した。この結果から、生成されるトリチウムがどの程度速やかに回収されるか、またどの程度インベントリーとして残るかを明らかにした。
リチウム・タイタネートに室温から773Kまでの照射温度で1.7keV D^+を照射して。照射後、昇温脱離分析でD保持量とDの脱離挙動を調べた。DはLiにより捕捉され、その濃度はD/Li=0.5となった。D保持量は照射温度とともに減少し、773Kでは保持量はゼロになった。
これらの結果から、ITERのテスト・ブランケット・モジュール(TBM)について、トリチウム・インベントリーを見積った。トリチウムが残存する低温度領域が存在するため、少なくても数10gのトリチウム・インベントリーがあることから、ITERの炉内トリチウム・インベントリーを増加させる可能性があることが分った。トリチウム・インベントリーを減らすためには、773K以下の領域を大きく減らす設計が必要であることを指摘した。
本研究で得られた結果から、固体ブランケットからのトリチウム回収条件とトリチウム・インベントリーが明らかにできた。今回の実験では、フェライト鋼固体ブランケットを対象としたが、この手法はシリコンカーバイド複合材料固体ブランケット、バナジウム合金などの液体ブランケットに対しても適用でき、核融合炉ブランケットの設計手法の確立に大きく貢献できた。
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