中性子照射によるチタン酸リチウムペブルからのトリチウム回収研究

Study of tritium recovery from lithium titanate pebbles with neutron irradiation

落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 星野 毅; 太田 雅之; 今野 力  

Ochiai, Kentaro; Edao, Yuki; Kawamura, Yoshinori; Hoshino, Tsuyoshi; Ota, Masayuki; Konno, Chikara

原子力機構の核融合中性子源施設FNSでは、固体増殖ブランケット模擬体系内に装荷したチタン酸リチウム(LiTiO)ペブルをDT中性子で照射し、ペブル内に生成したトリチウムについて、試料温度や回収ガス中の水分濃度に対するトリチウム回収効率と回収化学形(トリチウム水もしくはトリチウムガス)の割合について調べている。ベリリウムブロックとLiTiOブロックで構成した実験体系内に、LiTiOブロック層中にLiTiOペブル(Li: 7.59%)を67g程度充填したステンレス製のアッセンブリを挿入し、ペブルの温度を一定に保持したままDT中性子照射を行い、ぺブル内で生成したトリチウムを回収ガスによってオンラインで回収した。回収ガスは主に乾燥水素ガス1%を含んだヘリウムガス(He(H-1%))を中心に水蒸気濃度を変化させて、水蒸気濃度に対するトリチウム回収特性を調べた。水捕集型のバブラーで回収したトリチウムの量を液体シンチレーションカウンターで測定し、トリチウム水(HTO)とトリチウムガス(HT)とに分けて測定した。He(H-1%)回収ガスの場合、温度573-1073Kの範囲では、単位中性子発生数あたりのトリチウム回収量はペブル温度によらずほぼ同量で、核解析によるトリチウム生成量とよく一致した。一方、トリチウム化学形の比は温度で変わり、ペブル温度573Kでは全体の約40%しかHTで回収されないが、873K以上ではHT成分による回収が全体の95%以上になることがわかった。

In order to investigate the tritium recovery property from lithium titanate (LiTiO) pebble, we have carried out the DT neutron irradiation experiment at the Fusion Neutronics Source in Japan Atomic Energy Agency. Especially, we have investigated the influences of the temperature and the water moisture concentration in the sweep gas line on the ratio of the recovered tritium water and tritium gas (HT/HTO). The LiTiO pebbles (67g) put into a stainless steel container was inserted in an experimental assembly fabricated with beryllium and LiTiO blocks. DT neutron irradiation was performed, keeping the temperature of the pebbles uniformly, and recovered on-line the tritium generated within the pebble. The helium gas which contained dry hydrogen gas 1% was mainly used as the sweep gas. The moisture concentration in the helium gas was changed and the collected tritium recovery property for the moisture concentration was also investigated. The HTO and HT collected with water bubblers were measured by the liquid scintillation counter, respectively. From our tritium recovery online experiment, it was shown that the recovered tritium corresponded to the calculated tritium production within the experimental error in the range of 573-1073 K. It was also found that the ratio of the HTO and HT depended on the temperature and the tritium gas recovery was more than 95% at 1073 K.