Tritium recovery online experiment for LiTiO pebble blanket under DT neutron irradiation

DT中性子照射下におけるLiTiOペブルブランケットのためのトリチウム回収オンライン実験

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

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

チタン酸リチウム(LiTiO)ペブルは日本が提案する核融合炉ブランケットのトリチウム増殖材として最も有力な候補材料であり、ITERのテストブランケットモジュール計画でその総合工学試験が計画されている。核融合炉ではブランケットで生成したトリチウムを効率よく回収しなければならない。そのため中性子照射によるトリチウム回収性能のデータが必要となる。原子力機構FNSではLiTiOペブルによるブランケット模擬体系を構築し、DT中性子照射によるトリチウム回収特性実験を実施することで、その回収率特性を調べている。今回、トリチウム回収率のより詳細な特性を得るため、回収トリチウムの化学形分離とそれぞれの回収時間応答を測定可能にしたトリチウム回収オンライン測定を構築し、573Kでのトリチウム回収率並びに化学形毎の回収時間測定を実施した。測定の結果、573Kでトリチウムを全回収可能である見通しを得た。また回収したトリチウムの大半はHTO形であり、中性子照射直後に回収されることがわかった。この理由として、回収ガス中の微量な水蒸気が大きく寄与することが示唆された。

LiTiO pebble is a most leading candidate material as a Japanese blanket of fusion reactor and then Japanese test blanket with LiTiO pebble will be tested in ITER activity. In order to recover the tritium produced in LiTiO pebble, we need to acquire the characteristics of tritium recovery. We have carried out DT neutron irradiation examinations for the tritium recovery examination with a LiTiO pebble assembly at JAEA-FNS and investigated the tritium recovery ratio from tritium recovery rate and tritium production rate. In order to acquire the advanced characteristics (HTO and HT separation analysis and time dependency), we have performed a tritium recovery online examination with DT neutron. It was found from the examination that most recovered tritium was from HTO and the time response was quick. It was indicated from the tendency that the phenomena was due to the water vapor in the sweep gas.