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2018 年度 実績報告書

核融合炉のためのトリチウム製造実証試験の検討とHTTR用リチウム装荷ロッドの設計

研究課題

研究課題/領域番号 18H01200
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 片山 一成  九州大学, 総合理工学研究院, 准教授 (90380708)
大塚 哲平  近畿大学, 理工学部, 准教授 (80315118)
後藤 実  国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 炉設計部, マネージャー (60414546)
飛田 健次  国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構, 六ヶ所核融合研究所 核融合炉システム研究開発部, 部長(定常) (50354569)
石塚 悦男  国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所 高温ガス炉研究開発センター, 課長 (70355006)
濱本 真平  国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所 高温ガス炉研究開発センター, 研究副主幹 (90435610)
研究期間 (年度) 2018-04-01 – 2021-03-31
キーワードトリチウム / 核融合原型炉 / 高温ガス炉 / ジルコニウム / ニッケル被覆 / リチウム装荷用ロッド
研究実績の概要

平成30年度は,高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた照射実証試験を視野におき,試験用Liロッドの設計のために必要な下記の検討を実施した.
(1) 高温環境下でのT閉じ込め性能評価実験:Al2O3管の軽・重水素透過実験を700℃で行い同位体効果を評価した.Zr管-Zr管-Al2O3管からなるLiロッド模擬試験体に対して,700℃でのT閉じ込め実験を行った.Zr管の間にT含有ガスを供給し,Al2O3管外側のパージガス中Tを連続測定したところ,80時間以上に渡ってTが検出されず,模擬試験体が優れたT閉じ込め性能を有することが示された.
(2) ZrとLi酸化物の高温共存性評価実験:湿式メッキ法によって板状Zr表面にNi被膜を形成することにより,Li酸化物共存下においてZr中に水素を吸収させることに成功した.水素吸収曲線から見積もられた水素の見かけの拡散係数はZr中の水素拡散係数の1/2000であり、Ni被膜への水素侵入またはNi被膜/Zr界面においてZrへの水素吸収が遅延されたものと考えられる.
(3) HTTR装荷用Liロッドの設計及び実証実験手順:Zrの水素吸収速度を実測し,これをベースに炉心中性子輸送解析,T拡散計算を汲み合わせ,Zrの水素吸収速度と流出量の関係を明確にした. 微小Zr球を添加した実証試験用Liロッドを提示した.
(4) HTTRにおける炉内T挙動把握試験:これまでに行ったHTTRの運転時の化学的不純物濃度測定データの評価方法を修正し,不純物分子濃度の測定限界を0.01ppmから0.1ppbまで2桁向上させることが出来た.この結果、従来の手法では観測できていなかったCH4の挙動が明らかになった.CH4のような有機物が炉内を循環しうることを示す知見はこれまでになかったことから,今後Tによる被ばく評価手法を高度化するうえで重要な成果を得た.

現在までの達成度 (区分)
現在までの達成度 (区分)

2: おおむね順調に進展している

理由

平成30年度は,(1) 高温環境下でのトリチウム閉じ込め性能評価実験,(2) 高温におけるジルコニウム層とリチウム酸化物層の共存性評価実験,(3) HTTR装荷用Liロッドの設計及び実証実験手順の検討,(4) HTTRにおける水素濃度測定 (トリチウム炉内挙動把握) 試験の実施項目を掲げ,それぞれの分担者が目標を立てて研究に取り組んだ.上述の通り,どの課題についても概ね当初予定した検討を実施し,有益なデータを得ている.現時点で特に大きな問題は存在せず,当初の目的に沿って進展していると考えられるため,このように判断した.

今後の研究の推進方策

令和元年度以降も,まずは,各研究分担者がそれぞれの課題に対して検討を進める.(1)トリチウム閉じ込め性能評価実験については,Zr管とAl2O3管からなる多層管のトリチウム閉じ込め性能に及ぼすトリチウム化学形(HT,HTO)の影響を調べる.Zr/Li酸化物/Zr/Al2O3という多層構造試験体に対するトリチウム閉じ込め実験を実施し,その性能を評価するとともに,異種材料界面での物質移動現象を調べる.(2)高温共存性評価実験においては,乾式スパッタ蒸着法でジルコニウム表面にニッケル膜をコーティングし,ジルコニウムの水素吸蔵特性を調べる.(3) HTTR装荷用Liロッドの設計及び実証実験手順の検においては,HTTRの再稼働状況や今後の実験スケジュールを見据え,状況に応じて,より実現可能性の高いHTTRを用いた試験手順を準備・検討する.(4) HTTRにおける炉内トリチウム挙動把握試験においては,策定する水素濃度測定手順及び整備する分析計を用いたHTTR1次冷却系の水素濃度測定試験計画について検討し,さらに,HTTR1次冷却系のトリチウムの移行挙動モデルの検討を進めるとともに,トリチウムによる被ばく評価手法を検討する.
上記の各分担者による検討の進展状況を相互に確認しつつ,これらをベースにして全メンバーで議論を繰り返すことで,HTTRを用いたトリチウム製造実証試験に向け,実証用Liロッド構造及び実験法の明確化を進める.原型炉や核融合研究開発スケジュールを考慮に入れ,研究計画に反映させる. 如何に高温ガス炉を用いたトリチウム製造法の有効性を高められるかを検討する.

  • 研究成果

    (16件)

すべて 2019 2018

すべて 雑誌論文 (4件) (うちオープンアクセス 1件、 査読あり 3件) 学会発表 (12件) (うち国際学会 3件)

  • [雑誌論文] 核融合トリチウム研究最前線 -原型炉実現に向けて-第3回トリチウムの調達方法2018

    • 著者名/発表者名
      松浦秀明, 片山一成, 日渡良爾
    • 雑誌名

      日本原子力学会誌

      巻: 60 ページ: 567~573

    • オープンアクセス
  • [雑誌論文] Study on lithium rod test module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor2018

    • 著者名/発表者名
      Koga Yuki、Matsuura Hideaki、Ida Yuma、Okamoto Ryo、Katayama Kazunari、Otsuka Teppei、Goto Minoru、Nakagawa Shigeaki、Nagasumi Satoru、Ishitsuka Etsuo、Shimazaki Yosuke
    • 雑誌名

      Fusion Engineering and Design

      巻: 136 ページ: 587~591

    • DOI

      https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2018.03.029

    • 査読あり
  • [雑誌論文] Evaluation of hydrogen permeation rate through zirconium pipe2018

    • 著者名/発表者名
      Katayama Kazunari、Izumino Jyunichi、Matsuura Hideaki、Fukada Satoshi
    • 雑誌名

      Nuclear Materials and Energy

      巻: 16 ページ: 12~18

    • DOI

      https://doi.org/10.1016/j.nme.2018.05.008

    • 査読あり
  • [雑誌論文] Study on hydrogen absorption in Zr powder used for tritium confinement in a production system of tritium for fusion reactors with a high-temperature gas-cooled reactor2018

    • 著者名/発表者名
      Izumino J.、Katayama K.、Matsuura H.、Fukada S.
    • 雑誌名

      Nuclear Materials and Energy

      巻: 17 ページ: 289~294

    • DOI

      https://doi.org/10.1016/j.nme.2018.10.012

    • 査読あり
  • [学会発表] Zrを用いた高温ガス炉用T製造Liロッドの検討~H/Zr比とZr水素吸蔵性能の関係~2019

    • 著者名/発表者名
      岡本亮, 松浦秀明, 古賀友稀, 菅沼拓朗, 片山一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 飛田健次
    • 学会等名
      本原子力学会「2019年春の年会」
  • [学会発表] 高温ガス炉を用いた核変換と核融合炉燃焼の製造2019

    • 著者名/発表者名
      松浦秀明
    • 学会等名
      文部科学省「平成30 年度原子力人材育成等推進事業」、第5回原子力道場(国際原子力教育TVセミナー),
  • [学会発表] 高温ガス炉用T製造LiロッドにおけるZr装荷形状の検討~Zr非定常水素吸蔵特性~2018

    • 著者名/発表者名
      岡本亮, 松浦秀明, 古賀友稀, 菅沼拓朗, 片山 一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 飛田健次
    • 学会等名
      日本原子力学会九州支部「第37回研究発表講演会」,
  • [学会発表] HTTR照射試験における粒状Zrを用いたT製造用Liロッドの性能評価法2018

    • 著者名/発表者名
      古賀友稀, 松浦秀明, 岡本亮, 菅沼拓朗, 片山 一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 飛田健次
    • 学会等名
      日本原子力学会九州支部「第37回研究発表講演会」
  • [学会発表] 高温ガス炉におけるトリチウム封じ込め手法の検討2018

    • 著者名/発表者名
      平安山大介, 片山 一成, 末松千里, 深田 智, 松浦秀明,
    • 学会等名
      日本原子力学会九州支部「第37回研究発表講演会」,
  • [学会発表] HTTRを用いたLi装荷用ロッド照射試験及び粒状Zr性能評価方法の検討2018

    • 著者名/発表者名
      古賀友稀, 松浦秀明, 岡本亮, 菅沼拓朗, 片山一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 飛田健次
    • 学会等名
      第35回 プラズマ・核融合学会 年会
  • [学会発表] 高温ガス炉トリチウム生産に向けたLiロッド模擬試験体トリチウム閉じ込め実験2018

    • 著者名/発表者名
      片山一成,末松千里,平安山大介,松浦秀明,深田智
    • 学会等名
      第35回 プラズマ・核融合学会 年会
    • 国際学会
  • [学会発表] Li-Rod Structure in High-Temperature Gas-Cooled Reactor as a Tritium Production Device for Fusion Rreactors2018

    • 著者名/発表者名
      Hideaki Matsuura, Ryo Okamoto, Yuki Koga, Takuro Suganuma, Kazunari Katayama, Teppei Otsuka, Minoru Goto, Shigeaki Nakagawa, Etsuo Ishitsuka, and Kenji Tobita
    • 学会等名
      The 30th Simposium on Fusion Technology
  • [学会発表] 粒状Zrを用いた高温ガス炉用T製造Liロッド構造の検討~Zrの非定常水素吸蔵特性~2018

    • 著者名/発表者名
      岡本亮, 松浦秀明, 古賀友稀, 菅沼拓朗, 片山一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 飛田健次
    • 学会等名
      日本原子力学会「2018年秋の大会」
  • [学会発表] 高温ガス炉用LiロッドにおけるZrの重水素吸蔵特性2018

    • 著者名/発表者名
      菅沼拓朗, 松浦秀明, 岡本亮, 古賀友稀, 片山一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 飛田健次
    • 学会等名
      核融合エネルギー連合講演会
  • [学会発表] Tritium Absorption and Permeation Behavior in Zr Materials2018

    • 著者名/発表者名
      Kazunari Katayama
    • 学会等名
      2018 Korea-Japan Tritium Workshop
    • 国際学会
  • [学会発表] Study on Tritium Confinement for Tritium Production in High-Temperature Gas-Cooled Reactor2018

    • 著者名/発表者名
      Kazunari Katayama
    • 学会等名
      US/JA Workshop on Fusion Power Plants, Next Steps and Fusion Technologies
    • 国際学会

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公開日: 2019-12-27  

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