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2017 年度 研究成果報告書

トリチウム生産用高温ガス炉へのリチウム装荷用ロッドの開発

研究課題

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研究課題/領域番号 15H04230
研究種目

基盤研究(B)

配分区分補助金
応募区分一般
研究分野 核融合学
研究機関九州大学

研究代表者

松浦 秀明  九州大学, 工学研究院, 准教授 (50238961)

研究分担者 大塚 哲平  近畿大学, 理工学部, 准教授 (80315118)
片山 一成  九州大学, 総合理工学研究院, 准教授 (90380708)
連携研究者 後藤 実  日本原子力研究開発機構, 原子力水素・熱利用研究センター, 研究主幹 (60414546)
中川 繁昭  日本原子力研究開発機構, 原子力水素・熱利用研究センター, 研究主幹 (40414544)
研究協力者 中屋 裕行  
川本 靖子  
高良 和樹  
長住 達  
井田 祐馬  
岡本 亮  
古賀 友稀  
菅沼 拓朗  
牛田 博貴  
研究期間 (年度) 2015-04-01 – 2018-03-31
キーワードトリチウム / ジルコニウム / リチウム装荷体 / 高温ガス炉 / HTTR / 核融合炉
研究成果の概要

高温ガス炉を用いたトリチウム製造の実証試験を視野に入れ、Li装荷体の模擬試験体を製作し、トリチウム透過実験を実施した。Zr及びアルミナ管で構成される試験体にトリチウムガスを供給し、700℃で封じ込め性能を調べた結果、10数時間の連続加熱においてもトリチウムの流出は検出されず、試験体のトリチウム封じ込め性能が確認された。一方、ZrとLiAlO2の共存下では、Zrのトリチウム吸蔵性能が劣化すること、Zr表面へのNiメッキにより性能が回復することが示された。高温工学試験研究炉(HTTR)における照射試験体及び試験法を検討した。HTTRは最大年間30 g程度のトリチウム製造が可能との結果を得た。

自由記述の分野

核融合プラズマ理工学、中性子工学、原子炉物理学

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公開日: 2019-03-29  

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