計画研究
核融合炉内のトリチウム増殖ブランケット(Li_2TiO_3, Li_4SiO_4, Li_2ZrO_3, Li_2O等固体酸化物、あるいは液体のLi, Li_<17>Pb_<83>溶融合金、Flibe溶融塩)におけるトリウム放出、およびその循環ラインからのトリチウム漏洩率評価と回収システム構築により、自給型トリチウム燃料サイクル確立が核融合炉成立のために必須である。昨年度まで、トリチウム移動基礎過程の定量的解明と新規回収法の開発に焦点を当てて研究をおこなってきた。前年度までの研究成果を踏まえ、今年度は、固体あるいは液体ブランケットに中性子照射した後の、パージガス中に放出されたトリチウム回収と回収ラインからのトリチウム透過漏洩に焦点を当て、全ループを考慮に入れたマスバランスと熱回の最適化に焦点を当てて研究した。トリチウム放出率/透過漏洩率が10^5以上の目標を達成させるためには、回収率99あるいは99.9%、透過減衰率10^3が必要である。固体ブランケット内の流動状態を直接観察できる装置を組み立て、流動可視化を成功させ、数値計算によりミクロ流動状態の定量化に成功した。またF82H等の低放射化ブランケット構造材あるいはPd-Agトリチウム回収装置からの水素同位体透過率を実験と解析の両画から求め、定量化する事に成功し、今後核融合ブランケットループ設計に役立てる事ができると考えられる。新規回収装置としてプロトン導電性セルによるトリチウム回収の実証に成功し、今後の利用に大いに役立てる事が出来ると考えられる。液体ブランケットでもLi_<17>Pb_<83>の水素同位体全般の透過率、拡散係数、溶解度の同位体効果を明らかにし、グローブボックスで厳しく酵素管理したLi流動装置内での新規HF処理Yを使った吸収法の実証に成功した。以上の研究成果は、核融合関係の学術誌に論文発表するとともに、2009年度原子力学会、プラズマ核融合学会、中国大連ISFNT-9、札幌ICFRM-14の国際学会等で発表された。
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