研究課題
核融合原型炉を想定した初期保有及び炉工学試験用トリチウム（Ｔ）調達法として高温ガス炉を用いたＴ製造法を検討している．今後のHTTRや研究炉を用いたＴ製造実証試験を念頭に，その準備のため，試験体，試験法，照射試験後のＴ計測法を明確にすることを目的にしている．昨年度までの検討で，照射試験のための試験体の構造や製作可能性を検討し，実際に試験体の試作を行った．また，試験体内のトリチウム分圧を減らし，トリチウムの流出を減らすための水素吸収体としてNi被覆Zr球を実際に製作し，その水素吸収性能の把握に取り組んだ．高温ガス炉運転時におけるLi装荷体装荷領域の平均温度である900℃付近においては，酸化物との共存下において，製作したNi被覆Zr球の良好な水素吸収性能が得られた．これらの実績を踏まえて，令和５年度は下記を実施した．(1)酸化物との共存時間をより長時間（最大14日間）に想定した上で，Ni被覆Zr球の水素吸収実験を実施した．実施した実験では，共存時間を長くとってもジルコニウムの水素吸収性に大きな劣化は観られなかった．(2) Ni被覆Zr球の水素吸収性能のバラツキを抑え信頼性の高いみかけの拡散係数及び溶解度係数を定量することを目標に，酸化物の量を実際の炉心で想定する量に近づけて実験を行った．Zr球の製造誤差程度のバラツキは残ったが，従来の実験と比較して大きく改善された．(3)京都大学研究用原子炉で中性子照射を行ったLiAlO2粉末封入石英管を模擬照射試験体とし，九州大学アイソトープ総合センター伊都地区実験室にてトリチウム分析を実施した．アルゴンガスを流通させた小型グローブボックス内で試験体を解体し，その際に放出される微量のトリチウムの検出に成功した．(4)以上の実績を踏まえて，今後の照射試験に対する試験方法を検討し，研究炉を用いた照射試験の準備を行った．
令和5年度が最終年度であるため、記入しない。
すべて 2024 2023
すべて 雑誌論文 (2件) (うち査読あり 2件) 学会発表 (8件) (うち国際学会 1件)
Fusion Engineering and Design
巻: 197 ページ: 114054～114054
10.1016/j.fusengdes.2023.114054
Nuclear Engineering and Design
巻: 415 ページ: 112665～112665
10.1016/j.nucengdes.2023.112665
