2023 Fiscal Year Final Research Report

Design and production of tritium production test modules for irradiation test using High Temperature engineering Test Reactor

Research Project

PDF

Project/Area Number	21H01065
Research Category	Grant-in-Aid for Scientific Research (B)
Allocation Type	Single-year Grants
Section	一般
Review Section	Basic Section 14020:Nuclear fusion-related
Research Institution	Kyushu University
Principal Investigator	Matsuura Hideaki 九州大学, 工学研究院, 准教授 (50238961)
Co-Investigator(Kenkyū-buntansha)	片山一成九州大学, 総合理工学研究院, 准教授 (90380708) 大塚哲平近畿大学, 理工学部, 教授 (80315118) 後藤実国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門炉設計部, マネージャー (60414546) 中川繁昭国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門大洗研究所高温ガス炉研究開発センター, 研究主幹 (40414544) 濱本真平国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門大洗研究所高温ガス炉研究開発センター, 研究副主幹 (90435610) 石塚悦男国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門大洗研究所高温ガス炉研究開発センター, 再雇用職員 (70355006)
Project Period (FY)	2021-04-01 – 2024-03-31
Keywords	トリチウム / 核融合炉燃料 / リチウム / ジルコニウム / 核融合原型炉 / 高温ガス炉
Outline of Final Research Achievements	A tritium (T) production method for fusion reactors using high-temperature gas-cooled reactor has been developed. In this period of research, we focus our attention, particularly on the Li-loading rod for future irradiation tests using high-temperature engineering test reactor (HTTR). The Li-loading rod for the irradiation test was produced. The Ni-coated Zr spheres for absorption of tritium were also produced and their performance was examined. Based on the obtained knowledge, the procedure for the irradiation test and the structure of the Li-loading rod to be used in the future commercial reactors were exhibited. Furthermore, an environment was set up to measure the behavior of tritium after the irradiation test, based on the tritium measurement test using the demonstration test module.
Free Research Field	核融合炉工学，核融合プラズマ科学
Academic Significance and Societal Importance of the Research Achievements	人類の持続的繁栄に際し，将来に渡る新しいエネルギー源の開発は重要である．核融合炉はCO2や超長寿命放射性核種の発生を伴わない，恒久的なエネルギー源となり得る可能性を持ち，国際的な研究開発が進められている．核融合炉の主燃料である重水素は自然界に一定の割合で存在するが，トリチウム（T）は放射性核種（半減期12年程度)であり，充分な量は存在しない．DT核融合炉では，通常運転中に自力でTを製造するのが基本的な考え方であるが，運転開始時には一定量のTの保有が必要である．本研究は，高温ガス炉を用いた，安全かつ効率的T製造法を開発するものであり，将来の人類のエネルギー源の確保に対して重要な意義を持つ．