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2017 Fiscal Year Annual Research Report

Development of Li-loading rod of high-temperature gas-cooled reactor for tritium production

Research Project

Project/Area Number 15H04230
Research InstitutionKyushu University

Principal Investigator

松浦 秀明  九州大学, 工学研究院, 准教授 (50238961)

Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) 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)
Project Period (FY) 2015-04-01 – 2018-03-31
Keywordsトリチウム / 高温ガス炉 / リチウム装荷用ロッド / ジルコニウム / アルミナ
Outline of Annual Research Achievements

核融合炉初期装荷用及び炉工学試験用トリチウムの調達法を明確にしておくことは重要である。我々は「高温ガス炉を用いたトリチウム製造法」を提案し、その有効性を示してきた。炉心にリチウム化合物を装荷する方法として、ロッド状の装荷体を提案している。ロッドは、LiAlO2を円柱層状に加工し、その内側及び外側にZr被覆層を設け、製造したトリチウムのゲッターとする。平成29年度は下記3項目について検討を行った。
(1)Li装荷用ロッドの模擬試験体を用いた実験:まずLiロッド模擬試験体を構成するZr管及びAl2O3管それぞれに対し軽水素透過速度を定量した。その後、トリチウム実験システムを構築し、模擬試験体にトリチウムガスを供給し、700℃での封じ込め性能を調べた。10数時間の連続加熱においても、Al2O3管外側ではトリチウムが検出されず、模擬試験体が優れたトリチウム封じ込め性能を有することを示した。
(2)LiAlO2とジルコニウム(Zr)との共存性:ZrとLiAlO2との共存下におけるZrの水素吸蔵特性を調査した。温度範囲600℃~900℃でZrとLiAlO2とを共存させた状態で、Zrの水素吸蔵速度を調べたところ、Zrはほとんど水素を吸蔵しないことがわかった。Zr表面にはジルコニウム酸化物(ZrO2)、表面からやや深い部分には酸素溶解領域が形成されたことがわかった。予め電解法によってZr表面にニッケルをメッキすると、LiAlO2との共存下にあってもZrの水素吸蔵が確認された。
(3)Li照射試験体の設計:高温工学試験炉(HTTR)におけるLi装荷用ロッドの照射試験を想定し、試験体形状及び試験法を検討した。HTTRの照射ブロックに3~4の試験用ロッドを装荷し、ロッドからのトリチウム流出量を比較することで、計算値を確認することができる。HTTRでは年間30g程度のトリチウム生産が可能との結果を得た。

Research Progress Status

29年度が最終年度であるため、記入しない。

Strategy for Future Research Activity

29年度が最終年度であるため、記入しない。

  • Research Products

    (14 results)

All 2018 2017

All Journal Article (4 results) (of which Peer Reviewed: 3 results) Presentation (10 results) (of which Int'l Joint Research: 4 results)

  • [Journal Article] Study on lithium rod test module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor2018

    • Author(s)
      Koga Yuki、Matsuura Hideaki、Ida Yuma、Okamoto Ryo、Katayama Kazunari、Otsuka Teppei、Goto Minoru、Nakagawa Shigeaki、Nagasumi Satoru、Ishitsuka Etsuo、Shimazaki Yosuke
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design

      Volume: online Pages: online

    • DOI

      10.1016/j.fusengdes.2018.03.029

    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Ignition Studies of D-3He Spherical Tokamak Reactor2018

    • Author(s)
      Minoru Goto, Keisuke Okumura, Shigeaki Nakagawa, Yoshitomo Inaba, Hideaki Matsuura, Hiroyuki Nakaya, Kazunari Katayama
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design

      Volume: online Pages: online

    • DOI

      10.1016/j.fusengdes.2018.02.029

    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] 核融合炉のための高温ガス炉を用いたトリチウムの製造法2017

    • Author(s)
      松浦秀明
    • Journal Title

      プラズマ・核融合学会誌

      Volume: 93 Pages: 457-464

  • [Journal Article] Study on Tritium Production Using a High-Temperature Gas-Cooled Reactor for Fusion Reactors: Evaluation of Tritium Outflow by Non-Equilibrium Diffusion Simulations2017

    • Author(s)
      Satoru Nagasumi, Hideaki Matsuura, Kazunari Katayama, Teppei Otsuka, Minoru Goto and Shigeaki Nakagawa
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology

      Volume: 4 Pages: 753-759

    • DOI

      10.1080/15361055.2017.1352424

    • Peer Reviewed
  • [Presentation] 高温ガス炉用LiロッドのT閉じ込め特性にZr水素吸蔵性能が与える影響2018

    • Author(s)
      岡本亮,松浦秀明,井田祐馬, 古賀友稀, 片山一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 長住達
    • Organizer
      日本原子力学会「2018年春の年会」
  • [Presentation] 管状ジルコニウムにおける水素透過挙動2018

    • Author(s)
      片山一成,泉野純逸,松浦秀明,大塚哲平,深田智,後藤実,中川繁昭
    • Organizer
      日本原子力学会「2018年春の年会」
  • [Presentation] 高温ガス炉を用いたトリチウム生産用Liロッド装荷モジュール及びその照射試験法の検討2017

    • Author(s)
      古賀友稀, 松浦秀明, 岡本亮, 井田祐馬, 片山 一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 長住達, 島崎洋祐
    • Organizer
      日本原子力学会九州支部「第36回研究発表講演会」
  • [Presentation] PyC被覆グラファイトにおける水素透過挙動に関する研究2017

    • Author(s)
      末松千里, 片山 一成, 泉野純逸, 松浦秀明, 大塚哲平, 深田 智, 後藤実, 中川繁昭
    • Organizer
      日本原子力学会九州支部「第36回研究発表講演会」
  • [Presentation] Study on lithium rod module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor2017

    • Author(s)
      Yuma Ida, Hideaki Matsuura, Ryo Okamoto, Yuki Koga, Kazunari Katayama, Teppei Otsuka
    • Organizer
      Plasma Conference 2017
    • Int'l Joint Research
  • [Presentation] Evaluation of Hydrogen Permeation Rate Through Zirconium Pipe2017

    • Author(s)
      Kazunari Katayama, Junichi Izumino, Hideaki Matsuura, Satoshi FUKADA
    • Organizer
      18th International Conference on Fusion Reactor Materials
    • Int'l Joint Research
  • [Presentation] Measurement of Hydrogen Solubility and Diffusivity in Zr Particles for Tritium Production in a High-Temperature Gas-Cooled Reactor2017

    • Author(s)
      Junichi Izumino, Kazunari Katayama, Hideaki Matsuura, Satoshi FUKADA
    • Organizer
      18th International Conference on Fusion Reactor Materials
    • Int'l Joint Research
  • [Presentation] Feasibility Study on Lithium-loaded High Temperature Gas-cooled Reactor for Tritium Production for Fusion Reactors2017

    • Author(s)
      Minoru Goto, Keisuke Okumura, Shigeaki Nakagawa, Yoshitomo Inaba, Hideaki Matsuura, Hiroyuki Nakaya, Kazunari Katayama
    • Organizer
      13th International Symposium on Fusion Nuclear Technology
    • Int'l Joint Research
  • [Presentation] Study on lithium rod test module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor2017

    • Author(s)
      Yuki Koga, Hideaki Matsuura, Yuma Ida, Ryo Okamoto, Kazunari Katayama, Teppei Otsuka, Minoru Goto, Shigeaki Nakagawa, Satoru Nagasumi, Setsuo Ishizuka, Yosuke Shimazaki
    • Organizer
      13th International Symposium on Fusion Nuclear Technology
  • [Presentation] 超高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法の検討~高温(700~850℃)条件下におけるZr水素吸蔵特性~2017

    • Author(s)
      岡本亮, 松浦秀明, 井田祐馬, 古賀友稀, 片山 一成, 大塚哲平, 後藤実, 中川繁昭, 石塚悦男, 長住達, 島崎洋祐
    • Organizer
      日本原子力学会「2017年秋の大会」

URL: 

Published: 2018-12-17  

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