核融合炉ブランケット材中のトリチウム移動解明と新規回収プロセス開発の研究

2009 年度 自己評価報告書

• 研究領域: 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開
• 研究課題/領域番号: 19055006
• 研究種目: 特定領域研究
• 配分区分: 補助金
• 審査区分: 理工系
• 研究機関: 九州大学
• 研究代表者: 深田 智 九州大学, 大学院・総合理工学研究院, 教授 (50117230)
• 研究期間 (年度): 2007 – 2011
• キーワード: プラズマ・核融合 / 原子力エネルギー / トリチウム / ブランケット

研究概要

(1) 本研究は、定常核融合炉を将来のエネルギー源として成立させるため、プラズマコア内で燃料トリチウムを消費しつつ同量以上のトリチウムをブランケットで製造回収するとともに、トリチウム漏洩を規則に定められた量以下に抑制し、核融合炉安全性と経済性を両立させたトリチウム増殖ブランケットトリチウム回収システム構築のため組織された。
(2) 固体や液体トリチウム増殖材のLi_2TiO_3、Li_4SiO_4、Li、Li_<17>Pb_<83>、Flibe等の熱物性、機械物性等過去のデータはあるものの、増殖材料中の生成トリチウム放出挙動の統合的説明は不十分であり、トリチウム増殖が経済的に成立する見通しは未だ得られていない。それ故、上記材料を使った先進ブランケットからのトリチウム製造回収システムの合理的かつ経済性構築に集約し研究を実行する。
(3) 上記目的達成のため、原子力と核融合分野の化学、熱、物理、プロセス工学分野で研究実績がある九大、原子力研究開発機構、核融合科学研究所の研究者が集い、先進ブランケット設計に必要なトリチウム移動現象の解明およびそのためのデータ取得、先進トリチウム回収装置のための要素研究、熱交換器性能向上のための実験的研究をおこなう。

研究成果

• [雑誌論文] Isotope effects of hydrogen absorption and diffusion in Li17Pb83 eutectic alloy (2009)
  • 著者名/発表者名: Y. Edao, S. Fukada, H. Noguchi, Y. Maeda, K. Katayama
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 56 ページ: 831-835
  • 査読あり
• [雑誌論文] Hydrogen release from deposition layers formed from 316 stainless steel by hydrogen plasma sputtering (2009)
  • 著者名/発表者名: K. Katayama, Y. Uchida, T. Fujiki, M. Nishikawa, S. Fukada, N. Ashikawa, T. Uda
  • 雑誌名: Journal of Nuclear Materials 390-391 ページ: 689-692
  • 査読あり
• [雑誌論文] Tritium removal by Y hot trap for purification of IFMIF Li target (2009)
  • 著者名/発表者名: Y. Edao, S. Fukada, S. Yamaguchi, H. Nakamura
  • 雑誌名: Fusion Engineering and Design 85 ページ: 53-57
  • 査読あり
• [雑誌論文] Chemical state and diffusion behavior of hydrogen isotopes in liquid lithium-lead (2009)
  • 著者名/発表者名: D. Masuyama, T. Oda, S. Fukada, S. Tanaka
  • 雑誌名: Chemical Physics Letters 483 ページ: 214-218
  • 査読あり
• [雑誌論文] Behavior of desorption of hydrogen, helium and impurities from cryosorption pump (2009)
  • 著者名/発表者名: S. Fukada, M. Terashita
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 57 ページ: 112-119
  • 査読あり
• [雑誌論文] Research and development of the tritium recovery system for the blanket of the fusion reactor in JAEA (2009)
  • 著者名/発表者名: Y. Kawamura, K. Isobe, Y. Iwai, K. Kobayashi, H. Nakamura, T. Hayashi, T. Yamanishi
  • 雑誌名: Nuclear Fusion 49 ページ: 055019
  • 査読あり
• [雑誌論文] Adsorption capacity of tritium on mordenite at low temperature (2009)
  • 著者名/発表者名: Y. Kawamura, Y. Iwai, T. Hayashi, T. Yamanishi, K. Munakata
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 56 ページ: 168-172
  • 査読あり
• [雑誌論文] R&D of a Li2TiO3 pebble bed for a test blanket module in JAEA (2009)
  • 著者名/発表者名: H. Tanigawa, T. Hoshino, Y. Kawamura, M. Nakamichi, K. Ochiai, M. Akiba, M.,o, M. Enoeda, K. Ezato, K. Hayashi, T. Hirose, C. Konno, H. Nakamura, T. Nozawa, H. Ogiwara, Y. Seki, H. Tanigawa, K. Tsuchiya, D. Tsuru, T. Yamanishi
  • 雑誌名: Nuclear Fusion 49 ページ: 055021
  • 査読あり
• [雑誌論文] 小特集核融合炉の除熱技術-実用から先進技術まで-2. 2ブランケットの伝熱流動 (2009)
  • 著者名/発表者名: 関洋治, 江里幸一郎, 榎枝幹男
  • 雑誌名: プラズマ・核融合学会誌 85 ページ: 543-547
  • 査読あり
• [雑誌論文] Enhancement of pumping performance of electrochemical hydrogen pump by modified electrode (2008)
  • 著者名/発表者名: Y. Kawamura, T. Arita, K. Isobe, T. Yamanishi
  • 雑誌名: Fusion Engineering and Design 83 ページ: 625-633
  • 査読あり
• [雑誌論文] Adsorption capacity of hydrogen isotopes on mordenite (2008)
  • 著者名/発表者名: Y. Kawamura, Y. Onishi, K. Okuno, T. Yamanishi
  • 雑誌名: Fusion Engineering and Design 83 ページ: 655-660
  • 査読あり
• [雑誌論文] Hydrogen isotope separation capability of low temperature mordenite column for gas chromatograph (2008)
  • 著者名/発表者名: Y. Kawamura, Y. Onishi, K. Okuno, T. Yamanishi
  • 雑誌名: Fusion Engineering and Design 83 ページ: 1384-1387
  • 査読あり
• [雑誌論文] Tritium diffusivity in crystal grain of Li2TiO3 and tritium release behavior under several purge gas condition (2008)
  • 著者名/発表者名: T. Kinjo, M. Nishikawa, M. Enoeda, S. Fukada
  • 雑誌名: Fusion Engineering and Design 83 ページ: 580-587
  • 査読あり
• [雑誌論文] The effect of water on tritium release behavior from solid breeder candidates (2008)
  • 著者名/発表者名: K. Suematsu, M. Nishikawa, S. Fukada, T. Kinjyo, T. Koyama, N. Yamashita
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 83 ページ: 561-564
  • 査読あり
• [雑誌論文] Characteristics of tritium release behavior from solid breeder materials (2008)
  • 著者名/発表者名: T. Kinjyo, M. Nishikawa, N. Yamashita, T. Koyama, K. Suematsu. S. Fukada, M. Enoeda
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 54 ページ: 557-560
  • 査読あり
• [雑誌論文] Verification to recover tritium in neutron-irradiated Li by Y plate (2007)
  • 著者名/発表者名: S. Fukada, M. Kinoshita, Y. Maeda, T. Muroga
  • 雑誌名: Fusion Engineering and Design 82 ページ: 2152-2157
  • 査読あり
• [雑誌論文] Estimation of tritium release behavior from solid breeder materials under the condition of ITER test blanket module (2007)
  • 著者名/発表者名: T. Kinjyo, M. Nishikawa, M. Enoeda
  • 雑誌名: Journal of Nuclear Materials 367-370 ページ: 1361-1365
  • 査読あり
• [雑誌論文] Recovery of tritium from Flibe blanket in fusion reactor (2007)
  • 著者名/発表者名: S. Fukada, K. Katayama, T. Terai, A. Sagara
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 52 ページ: 677-681
  • 査読あり
• [雑誌論文] Erosion behavior of carbon deposition layers formed by hydrogen plasma sputtering (2007)
  • 著者名/発表者名: T. Okamura, K. Katayama, K. Imaoka, Y. Uchida, M. Nishikawa, S. Fukada
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 52 ページ: 645-648
  • 査読あり
• [雑誌論文] Incorporation of hydrogen in carbon-tungsten co-deposition layer formed by hydrogen plasma sputtering (2007)
  • 著者名/発表者名: K. Katayama, T. Okamura, K. Imaoka, M. Sasaki, Y. Uchida, M. Nishikawa, S. Fukada
  • 雑誌名: Fusion Science and Technology 52 ページ: 640-644
  • 査読あり
• [備考]
  • URL: http://tritium.nifs.ac.jp/results/index.html