DT中性子照射によるブランケット模擬体系トリチウム回収実験

Tritium recovery experiment with DT neutron irradiation

落合 謙太郎; 河村 繕範; 星野 毅; 近藤 恵太郎; 小林 和容; 岩井 保則; 今野 力  

Ochiai, Kentaro; Kawamura, Yoshinori; Hoshino, Tsuyoshi; Kondo, Keitaro; Kobayashi, Kazuhiro; Iwai, Yasunori; Konno, Chikara

核融合炉増殖ブランケットのトリチウム回収率を検証するため、候補増殖材チタン酸リチウムペブルを用いた固体増殖ブランケット模擬体系のDT中性子照射実験をFNSで実施した。固体増殖ブランケットの中性子増倍材であるベリリウム体系に、トリチウム増殖候補材であるチタン酸リチウムペブルを70g程度充填したステンレス製のアッセンブリを挿入し、DT中性子照射を行った。照射終了後、チタン酸リチウムペブルを外部ヒーターで800Cまで加熱し、放出したトリチウムを水素ガスが1%含まれているヘリウムガスで回収した。回収されたトリチウムは150C程度に加温された内径7mm,長さ約1mのステンレス配管と酸化銅触媒を経由し、水バブラーで捕集した。捕集したトリチウムの量は液体シンチレーションカウンターで測定した。一方、照射中に生成したトリチウム量の評価は、同様に照射したチタン酸リチウムペブルを希塩酸で直接溶解し、水溶液中のトリチウム量を測定することにより行った。その結果、生成量と回収量の比率は約98%であることが初めてわかった。

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