| 研究概要 |
ジルコニウム合金ゲッターには、核融合炉燃料サイクルにおけるトリチウムの分離、精製、貯蔵の中心的役割が要求されている。著者はZrやZrNi,ZrCo,ZrV_2等の合金粒子充填層によって充填塔の出口トリチウム分圧を科学技術庁が定める放射性同位元素管理濃度以下まで回収できることを過去に見いだした。しかし、合金はいったん高濃度の酵素、窒素、水蒸気、一酸化炭素のいずれかを含むガスに触れると吸蔵能力の大部分を損なう欠点がある。そこで吸蔵メカニズムに関する過去の研究成果を再検討し、合金本来の吸蔵性能を保ったまま、不純物の内部侵入を防ぐため、平成10年(初年度)に、トリチウム吸蔵材料として最も有望なZr_2Fe合金表面にアルカリ処理、無電解Pd被覆処理、無電解Cu被覆処理によって不純物耐性を向上させることをねらい、不純物雰囲気における水素と重水素吸蔵性能への表面処理の効果を実験的に求めた。その結果、上の三つの処理法のうち、NaOH表面処理が未処理のZr_2Feの水素吸蔵速度を常温で約10倍も高めることが分かり、その効果は、少なくとも8回の水素吸蔵脱離サイクルで変化せず、微量の酸素と大量の窒素中に含まれる水素同位体を常温で測定限度の1ppm以下まで回収でき、核融合炉の燃料サイクルにおけるトリチウム貯蔵に有望であることを明らかにした。11年度(最終年度)では、核融合炉排ガス中で特に回収の必要なメタンと水蒸気分解のためZr(Mn_<0.5>Fe_<0.5>)_2充填層の研究をおこない、350℃におけるトリチウム水蒸気分解と650℃におけるトリチウム化メタンの完全分解を他に先駆けて明らかにし、Zr(Mn_<0.5>Fe_<0.5>)_2がトリチウム精製材料に有望であることを明らかにした。以上の結果を核融合技術や水素エネルギーに関する国際学会で発表し、論文にも掲載し、成果報告書としてまとめた。
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