Evaluation of tritium permeation in solid breeder blanket cooled by supercritical water

超臨界圧水冷却固体増殖ブランケットでのトリチウム透過量評価

古作 泰雄; 柳 義彦*; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Kosaku, Yasuo; Yanagi, Yoshihiko*; Enoeda, Mikio; Akiba, Masato

核融合原型炉用としての超臨界圧水冷却固体増殖ブランケットの設計では、リチウムセラミックスの微小球をトリチウム増殖材としてヘリウム流によりトリチウムを回収し、構造材に低放射化フェライト鋼を用いて、発電効率を上げるため圧力25Mpa,入口温度550K,出口温度780Kの超臨界圧水を冷却材としている。その条件では冷却管の温度が650Kから800Kと見積もられ、冷却水は直接発電系へ供給することから、冷却管でのトリチウム透過を安全上考慮する必要がある。今回は第一壁でのインプランテーションによる冷却水への透過量及び増殖域での冷却水への透過量を評価した。第一壁での透過量は粒子負荷がSSTR条件10cms(E=50eV)で68.3g/dayとなり、増殖域での透過量はパージガス中のトリチウム分圧が1Paとなるようにパージガス流量を設定した場合で75.3g/dayと、生産したトリチウムの20%が透過により冷却水に移行する結果となった。

As a candidate DEMO blanket, the design of solid breeder blanket cooled by supercritical water has been performed. The candidate structural material is F82H. The coolant is supercritical water (pressure; 25 MPa, temperature; 550-780K) to achieve high generation efficiency. The temperature of cooling tubes in tritium breeder zone has been evaluated at 650-800K. In this temperature range, tritium permeation must be investigated from the view point of safety management, because high temperature coolant is directly supplied to the power generation system. In the present work, the tritium permeation into the first wall cooling water by the implantation and that through cooling tubes in tritium breeder zone have been evaluated. Assuming tritium injection energy and flux are same as SSTR, the calculated value of the tritium permeation rate into the first wall cooling water is 68.3 g/day. On the other hand, that of the permeation rate through cooling tubes is 75.3 g/day (20% of generated tritium) when helium gas flows so that tritium partial pressure becomes 1 Pa at the outlet.