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核融合炉の実現おいて、最重要課題はトリチウム増殖ブランケットの開発である。有望視されているブランケットは、フェライト鋼を構造材料とし、リチウム・タイタネートをトリチウム増殖材とした固体ブランケットである。しかし、この増殖材で生成したトリチウムがブランケット運転温度条件下で、どの程度保持され、どの程度脱離するのか未だ解明されていない。本研究では、リチウム・タイタネートに重水素イオンを照射して、その後、真空下で加熱して保持されている重水素がどのような温度条件で脱離するかを把握するとともに重水素保持量も測定する。この結果からトリチウム保持・脱離挙動を評価する。平成18年度に実施した研究は、リチウム・タイタネートの重水素保持・脱離挙動の解明、フェライト鋼固体増殖ブランケットのトリチウム保持・脱離挙動の評価についてである。このため、重水素イオン照射用リチウム・タイタネートの試料ホルダーを作製し、ECRイオン源において1.7keVのDイオンビームを照射した。試料温度を室温として、照射量を重水素濃度が十分に飽和する5×10^<18>D/cm^2まで変えて照射した。照射した試料に対して、昇温脱離分析を行い、重水素保持量と脱離温度を測定した。保持された重水素はHDO、D_20、HD、D_2の形で脱離し、この中でHDOの保持量が最も多かった。これらの脱離ピーク温度は500-600Kであるが、約900Kまで脱離していた。ブランケット運転時のリチウム・タイタネートの温度範囲は550-1000Kと設計されており、900K以下の領域ではトリチウムが速やかに回収できないことが分った。このため、ブランケット全域で増殖材の温度が900K以上になるように設計の見直しが必要である。
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