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ブランケットによる燃料トリチウム自己供給技術の確立は核融合炉達成の必須条件であり、技術開発には生成から回収までのトリチウム循環に関する特性の解明が必要である。本研究ではDT中性子源による核融合炉ブランケット増殖材照射実験を実施し、増殖材から回収されたトリチウム量を測定することで、増殖材料からのトリチウム回収性能を明らかにし、核融合炉トリチウム増殖回収技術に必要な工学データの取得と設計課題の解決について貢献することを目的としている。原子力機構FNSでのDT中性子照射によるトリチウム回収実験の測定システムを用いて回収性能の試験を実施した。実験の具体的な手法は、固体増殖ブランケットの最有力中性子増倍材であるベリリウム体系(直径63cm、厚さ45cm)のほぼ中心にステンレス角柱で囲まれたヒーター付のアッセンプリ中にペブル状の増殖材(Li2TiO3)を挿入し、DT中性子源にて照射しながらトリチウム回収量を評価するものである。さらに照射時オンライン回収実験の準備を開始し、リボルバー式のバプラー切換装置を導入し、スイープガスの水分計測定、コールドトラップや酸化銅ベットの調整を行うことで、水形(HTO)ならびにカス形(HTやT2)成分分離で時間分解が可能な回収トリチウム測定システムを構築した。平成23年度は、震災により、原子力機構核融合中性子源(FNS)による照射ができなかったため、次年度の平成24年度に上記のトリチウム回収実験を改めて実施した。増殖材温度300℃と600℃のHTOとHTの分離回収測定から、トリチウム生成量の95%以上を回収できることが解った。また温度によるHTO回収量とHT回収量の違いがあることが明らかとなった。さらに時間分解測定の結果からガス系の回収は照射開始から遅れて回収されることがわかり、生成から回収までの時間が数時間必要であることが明らかとなった。
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