Research and development of the tritium recovery system for the blanket of the fusion reactor in JAEA

日本原子力研究開発機構における核融合炉ブランケットのトリチウム回収システムに関する研究開発

河村 繕範; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦

Kawamura, Yoshinori; Isobe, Kanetsugu; Iwai, Yasunori; Kobayashi, Kazuhiro; Nakamura, Hirofumi; Hayashi, Takumi; Yamanishi, Toshihiko

原子力機構のトリチウム取扱い技術はITERの燃料システムを設計できるまでになったが、一方でブランケット増殖トリチウムの回収技術については、燃料生成の観点から重要であるにもかかわらず未だに基礎的な研究が行われている。日本が主案としている固体増殖水冷却ブランケットの場合、トリチウム回収プロセスは水素状トリチウムの回収,水蒸気状トリチウムの回収,冷却水中のトリチウムの回収の三つのプロセスからなる。原子力機構では核融合DEMO炉を想定し、これら三つのプロセスについて先進的なシステムを提案している。水素状トリチウム回収では電気化学水素ポンプの適用を提案しており、本研究では水素ポンプのプロトン導電体膜中のプロトンの濃度と気相中の水素濃度の関係について定量した。水蒸気状トリチウムの処理ではセラミック固体電解セルの適用を提案しており、電極の改良によって処理性能の向上に成功した。冷却水中のトリチウム回収ではゼオライト充填塔を用いたトリチウム濃縮システムを提案しており、ゼオライトのシリカ/アルミナ比の調整により効率の良い吸着材の開発に見通しを得た。

Tritium technologies have reached the level where they allow us to design the main fuel cycle of ITER. On the other hand, for the blanket tritium recovery system, a series of fundamental studies have still been carried out even though the system is essential to realize the fusion reactor from the viewpoint of the fuel production. In the case of a water cooling solid breeder blanket, the blanket tritium recovery system will be composed of three processes: tritium recovery from the helium sweep gas as hydrogen, that as water vapor and tritium recovery from the coolant water. For these processes, the present authors have proposed a set of advanced systems, and have proved that the proposed systems would be feasible for a DEMO reactor.