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Experimental investigation on tritium release from lithium titanate pebble under high temperature of 1073 K

1073Kまでの高温下におけるチタン酸リチウムペブルからのトリチウム回収に関する実験研究

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

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

核融合原型炉ブランケットの増殖候補材チタン酸リチウムペブル(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は1000K以上の高温になる。そのような高温下におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルからのトリチウム回収性能の調査のため、我々は機構DT中性子源FNSを用いてトリチウム回収実験を実施した。ベリリウムブロックとLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ブロックで組立てた体系の中に70gのLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を充填したステンレス製の容器を挿入し、ペブルの温度をヒーターで1073Kの高温に維持したままDT中性子照射中に回収ガスにてペブル内に生成したトリチウムを回収した。回収ガスは主に水素ガスが1%含まれたヘリウム混合ガスを用いた。回収したトリチウムガスHTとトリチウム水HTOを酸化銅触媒を利用しそれぞれ水バブラーで分離捕集した。捕集したトリチウム水を液体シンチレーションで測定した。また回収ガス中の水分の影響を調べるために、回収ガスに水分を添加したヘリウムガスまたは高純度ヘリウムガスによる、1073Kでの回収トリチウムの定量測定ならびに化学形の変化についても調べた。1073Kにおけるトリチウムの回収率は、モンテカルロ計算コードMCNPによる生成量の計算値と比較し、いずれの回収ガスにおいてもと計算値とよく一致した。また温度が高くなるにしたがって、HTガスの回収率が高くなる傾向を示した。

The temperature of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble breeder in a fusion DEMO blanket is assumed to be more than 1000 K. For the investigation of tritium recovery from Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble breeder blanket at such a high temperature, we have carried out a tritium recovery experiment with the DT neutron source at the JAEA-FNS. The Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble of 70 g was put into a stainless steel container and installed into an assembly stratified with beryllium and Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ layers. During the DT neutron irradiation, the temperature was kept at 1073 K with wire heaters in the blanket container, respectively. Helium gas including 1% hydrogen gas (H$$_{2}$$/He) was mainly flowed inside the container as the sweep gas. Two chemical forms, HT and HTO, of extracted tritium were separately collected during the DT neutron irradiation by using water bubblers and CuO bed. The tritium activity in the water bubbler was measured by a liquid scintillation counter. To investigate the effect of moisture in the sweep gas, we also performed the same experiments with H$$_{2}$$O/He gas (H$$_{2}$$O content: 1%) or pure helium gas. From our experiment, it is shown that the tritium recovery corresponded with the calculation with MCNP code. It was also indicated that the ratio of recovered HT with temperature gas tended to be higher.

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パーセンタイル:61.02

分野:Nuclear Science & Technology

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