| 研究課題/領域番号 |
15H04230
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| 研究種目 |
基盤研究(B)
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| 配分区分 | 補助金 |
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| 応募区分 | 一般 |
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| 研究分野 |
核融合学
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| 研究機関 | 九州大学 |
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研究代表者 |
松浦 秀明 九州大学, 工学研究院, 准教授 (50238961)
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| 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)
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| 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)
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| 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
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| 研究期間 (年度) |
2015-04-01 – 2018-03-31
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| 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 |
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| 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。
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| 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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