核融合炉トリチウム溶融塩増殖材料の化学的挙動

1998 年度 実績報告書

• 研究課題/領域番号: 09480107
• 研究機関: 東京大学
• 研究代表者: 寺井 隆幸 東京大学, 工学部附属総合試験所, 助教授 (90175472)
• 研究分担者: 沖津 康平 東京大学, 工学部附属総合試験所, 助手 ; 小林 知洋 東京大学, 工学部附属総合試験所, 助手 (40282496) ; 米岡 俊明 東京大学, 工学系研究科, 助手 (40013221) ; 山口 憲司 東京大学, 工学系研究科, 助教授 (50210357) ; 田中 知 東京大学, 工学系研究科, 教授 (10114547)
• キーワード: 核融合炉 / トリチウム増殖材料 / 溶融塩 / トリチウム放出 / 透過 / 腐食 / 構造材料 / ブランケット

研究概要

本研究では、核融合炉液体ブランケットトリチウム増殖材料として有望視されている溶融塩増殖材料(LiF-BeF_2)からのトリチウム放出特性と同材料の構造材料との両立性を、核融合炉ブランケット環境を模擬した条件下で明らかにすることを目的にして研究を行った。
トリチウム放出特性に関しては、東京大学高速中性子源炉「弥生」照射孔内に中性子高温照射体系を設置し、照射容器中でLiF-BeF_2試料を500-700℃で中性子照射し、生成したトリチウムの化学形・拡散係数・放出速度などを測定した。平成10年度は特に、トリチウムの放出化学形や放出速度についてのデータをもとに、トリチウム放出メカニズムのモデル化を行った。また、二重配管構造をもった試料容器を用いることによりトリチウムの構造材料透過速度を測定した。さらに、得られた結果を基に、トリチウムの構造材料透過を抑え、効率良くトリチウムを回収する方法について検討した。
構造材料との両立性に関しては、550℃に保持したLiF-BeF_2溶融塩中に構造材候補材料であるMO,W,V,Feなどの金属やこれらの合金の試料を浸漬し、一定時間保持した後、X線回折法やラザフォード後方散乱法、走査型電子顕微鏡、X線電子分光法などを用いて試料表面の組成変化や腐食層の構造を測定し、腐食速度を同定するとともに、熱力学計算から得られた結果との比較を行い、その際の腐食のメカニズムについて検討した。

研究成果

• [文献書誌] T.Terai et al.: "Tritium Release Behavior from Liquid Tritium Breeding Materials for Fusion Reactor Blanket under Neutron Irradsetion" Progress in Nuclear Energy. 32. 71-96 (1998)
• [文献書誌] T.Terai et al.: "Mechanism of Tritium Release from Li_2BeF_4 Molten Salt Breeder under Neutron Irradiation at Elevated Temperature" Fusion Technology 1998. 1453-1456 (1998)
• [文献書誌] Y.Hosoya et al.: "Compatibility of Structural Materials with Molten Fluoside Breeder" Fusion Technology 1998. 1457-1460 (1998)
• [文献書誌] 細矢雄司 他: "核融合炉ブランケット増殖材料Flibeによる構造材料の高温腐食" 東京大学工学部附属総合試験所年報. 57. 183-188 (1998)
• [文献書誌] 鈴木晶大 他: "核融合炉溶融塩増殖材料Flibe(Li_2BeF_4)からのトリチウム放出過程" 東京大学工学部附属総合試験所年報. 57. 201-206 (1998)
• [文献書誌] A.Suzuki et al.: "In-situ HT Release Behavior from Molten Li_2BeF_4 Salt" Fusion Engineering and Design. 39-40. 781-785 (1998)
• [文献書誌] A.Sagara et al.: "Design Studies of Helical-type Reactor FFHR" Fusion Engineering and Design. 41. 349-355 (1998)
• [文献書誌] H.Yamanishi et al.: "Design Studies on Nuclear Properties on the Flibe Blanket Helical-type Fusion Reactor FFHR" Fusion Engineering and Design. 41. 583-588 (1998)
• [文献書誌] FFHR Group et al.: "Study of Safety Concept for a Helical-type Fusion Reactor FFHR" Fusion Engineering and Design. 42. 115-125 (1998)
• [文献書誌] A.Suzuki et al.: "Mechanism on Change of Tritium Species in Li_2BeF_4 Molten Salt Breeder under Neutron Trradiation at Elevated Temperature" Fusion Technology. 34. 526-530 (1998)
• [文献書誌] T.Terai et al.: "Compatibility of Structural Materials with Li_2BeF_4 Molten Salt Breeder" Journal of Nuclear Materials. 258-263. 513-518 (1998)
• [文献書誌] A.Suzuki et al.: "Changes of Tritium Species in Li_2BeF_4 Molten Salt Breeder under Neutron Irradiation at Elevated Temperature" Journal of Nuclear Materials. 258-263. 519-524 (1998)
• [文献書誌] A.Sagara et al.: "Materials Design and Related R & D Iseues for the Force-free Helical Reactor(FFHR)" Journal of Nuclear Materials. 258-263. 2079-2082 (1998)