核融合炉燃料システムにおける水素吸藏合金によるトリチウム貯蔵と計量

Tritium accountancy and storage by hydrogen adsorption alloy in fusion fuel cycle

山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範

Yamanishi, Toshihiko; Hayashi, Takumi; Kawamura, Yoshinori

核融合炉燃料システムは、水素及び水同位体分離系,不純物除去系,トリチウム貯蔵系等から構成される。その中でも、燃料であるトリチウムを貯蔵・供給するトリチウム貯蔵系は重要な機能を果たす。トリチウムを貯蔵できる合金は何種類か知られているが、ITERでは、安全性,常温での平衡圧の低さから、ZrCo合金が用いられた。本報告は、このZrCo合金によるトリチウム貯蔵・計量ベッドの構造,その最新の研究開発成果を紹介するものである。また、不純物除去系で用いられている重要なセラミックス材料(トリチウム回収用セラミック水素導電体)について紹介する。

The fusion fuel cycle is composed of isotope separation, impurity processing, and tritium storage systems. The tritium is a fuel of fusion reactor, and the tritium storage system recovering and supplying tritium plays an important role in the fuel cycle. There are several alloys which can be used for the storage of tritium; ZrCo alloy has been applied for ITER from the following reasons. The alloy of ZrCo is quite stable in comparison with Uranium. The equilibrium pressure is quite low at room temperature. In this report, recent activities and results on this ZrCo tritium storage bed has been described. Some important ceramic materials, which have been used for hydrogen recovery as the proton conductors, are also reported.