2010 Fiscal Year Annual Research Report
DT中性子照射による増殖材中に生成したトリチウムの回収に関する研究
Publicly Offered Research
| Project Area | Tritium Science and Technology for Fusion Reactor |
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22017009
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| Research Institution | Japan Atomic Energy Agency |
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Principal Investigator |
落合 謙太郎 独立行政法人日本原子力研究開発機構, 核融合研究開発部門, 研究副主幹 (30370373)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
佐藤 聡 独立行政法人日本原子力研究開発機構, 核融合研究開発部門, 研究主幹 (20354607)
近藤 恵太郎 独立行政法人日本原子力研究開発機構, 核融合研究開発部門, 博士研究員 (50513230)
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| Keywords | 核融合炉 / トリチウム / DT中性子 / ブランケット |
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| Research Abstract |
ブランケットによる燃料トリチウム自己供給技術の確立は核融合炉達成の必須条件であり、技術開発には生成から回収までのトリチウム循環に関する特性の解明が必要である。本研究ではDT中性子源による核融合炉ブランケット増殖材照射実験を実施し、増殖材から回収されたトリチウム量を測定することで、増殖材料からのトリチウム回収性能を明らかにし、国際熱核融合実験炉ITERのテストブランケットモジュールのトリチウム回収システムの技術開発をはじめとする、核融合炉トリチウム増殖回収技術に必要な工学データの取得と設計課題の解決について貢献することを目的とした。原子力機構FNSでのDT中性子照射によるトリチウム回収実験の測定システムを用いて回収性能の試験を実施した。固体増殖ブランケットの最有力中性子増倍材であるベリリウム体系(直径63cm、厚さ45cm)のほぼ中心にステンレス角柱で囲まれたヒーター付のアッセンブリ中にペブル状の増殖材(Li2TiO3)を挿入し、室温のままDT中性子源で照射後の生成トリチウム量と回収トリチウム量の放射能測定結果から800℃までの昇温加熱による生成トリチウム量を全回収することが可能であることを実証し、H22年度の達成目標である照射後回収法によるトリチウム回収率のデータ取得を達成した。併せて、H23年度の目標である照射時オンライン回収実験の準備を開始し、DT中性子照射による測定を一部実施しした。リボルバー式のバブラー切換装置を導入し、スイープガスの水分計測定、コールドトラップや酸化銅ベットの調整を行うことで、水形(HTO)ならびにカス形(HTやT_2)成分分離で時間分解が可能な回収トリチウム測定システムを構築した。
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