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高温ガス炉を用いたトリチウム製造の検討,2; 工学的な検討

Study of tritium production with high temperature gas cooled reactor, 2; Engineering investigation

後藤 実  ; 中川 繁昭  ; 島川 聡司; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*; 西川 正史*; 中屋 裕行*

Goto, Minoru; Nakagawa, Shigeaki; Shimakawa, Satoshi; Matsuura, Hideaki*; Nakao, Yasuyuki*; Nishikawa, Masabumi*; Nakaya, Hiroyuki*

高温ガス炉は、その広い照射領域にトリチウム増殖材であるLi微小球を装荷することで、基本設計をほとんど変えることなく、大量のトリチウムを製造できる可能性があり、初期核融合炉用トリチウム燃料の供給源としての利用が提案されている。しかしながら、これまでに高温ガス炉を用いたトリチウム製造の実績はなく、システムの課題に関する検討もほとんど行われていない。そこで、想定した高温ガス炉を用いたトリチウム製造システムについて、工学的な観点から解決すべき課題を摘出するとともに、課題がある場合は解決できる見込みを示し、システムの実現性を検討した。高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料製造技術や燃料取扱技術を用いること等により課題の解決が見込まれ、解決不可能な課題はないと考えられることから、工学的な観点からはシステムの実現性に問題はない。

A High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) with lithium particle, which can produce a large amount of tritium without the change of the original reactor design, is proposed as a tritium production device for an initial fusion reactor. However, the tritium production using High Temperature Engineering Test Reactor (HTGR) is not carried out so far and the investigation of the problem about its system is not carried out so far, too. Therefore we extracted a problem from an engineering viewpoint and investigated the feasibility. The problems are expected to be solved by using the HTTR technologies, which are manufacturing the coated fuel particle and handling of the fuel, and the system is feasible from an engineering viewpoint.

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