| 研究概要 |
核融合炉のブランケット材の役割には、燃料トリチウムの生産及びD-T反応によって生産されるエネルギーの熱蓄積と冷却材への熱伝達がある。 これまでの研究成果としては、(1)ブランケット候補材β-LiAl合金、【Li_2】Be【F_4】イオン化合物及びLi-Pb合金への熱中性子照射とトリチウム【^3H】生産量の決定。 (2)Li-Pb合金材の熱的性質の測定であった。 他方、各段階を踏んだ炉設計に必要な資料は、照射下・高温下で【^3H】生成・放出・回収のin-situに行った実験データである。 本実験は、武蔵工大・原子炉を用いて、予備実験段階であるが照射室内で行われた。 当施設使用にあたって、問題点(1)中性子束は3X【10^8】n/【cm^2】sec(金箔放射化法でNaI(Tl)検出器を用いて決定):今までの照射溝の場合の約千分の一に減少、(2)【^3H】測定器への放射能雑音、(3)装置の誘導放射能化、(4)【^3H】の回収率低下が起こる。 (3)の防止の為、反応セル、Heスイープガス用と【^3H】回収用の両管の構造材料をAl製にした。 赤外イメーヂ炉を用いて、反応セルに直接中性子照射可能になった。 【^3H】検出機器としてトリチウムガスモニタ(Aloka)を用い、記録計によって【^3H】生成量の連続測定を行った。 Al製U字型反応セル内の【Li_2】Be【F_4】への熱中性子照射は、照射室内でのこの種の実験は最初の為、段階を踏んだ実験手順で行う様要請された。即ち、100KWの通常原子炉運転時間は限定され、10KW:20分,50KW:20分,100KW:15分運転。 みかけの【^3H】成生量は、それぞれ2.5,4.5,7.0,pCiであった。 但し、(2)の問題点があり、原子炉の出力の大きさに測定量は影響されていた。 100KW運転時のみに観測された、周期的に現われる小ピーク群が【^3H】生成量(1pCi以下)の可能性が考えられる。 今後の実験には、熱中性子束は【10^(11)】n/【cm^2】sec以上であって、【^3H】測定機器は熱中性子被照射装置に極めてそばにありながら、(2)の問題点を解決する必要がある。
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