Application of the high-temperature gas-cooled reactor to produce tritium for fusion reactors

核融合炉用トリチウム製造のための高温ガス炉の適用

中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実  ; 中川 繁昭  

Nakaya, Hiroyuki*; Matsuura, Hideaki*; Katayama, Kazunari*; Goto, Minoru; Nakagawa, Shigeaki

高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム製造の研究を行っている。高温ガス炉を用いてのトリチウム製造についてLi濃度の影響を評価する。円柱状のLi化合物が被覆管に内包されたLi棒の状態で炉心に装荷される。熱出力600MW、電気出力300MWの高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)をトリチウム製造用高温ガス炉として想定した。連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを用いて、トリチウム製造量を評価する。トリチウムの漏れ量は被覆管におけるトリチウムの拡散方程式の平衡解から評価される。たとえLiが濃縮されていたとしても、GTHTR300は180日の運転日数で500gのトリチウムを製造可能である。また、Liを濃縮することにより、トリチウムの漏れ量を20-50%減少させることができると評価される。

The performance of tritium production for fusion reactor using High-Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) is studied. An influence of Li concentration on tritium production performance using HTGR is estimated. Li compound is loaded in the reactor core using Li rod consisting cylindrical Li compound in cladding tube. A Gas Turbine High-Temperature Reactor of 300 MWe nominal capacity (GTHTR300) with 600 MW thermal output power is assumed as HTGR. An amount of tritium production is estimated by burn-up calculations using the continuous-energy Monte Carlo transport code MVP-BURN. The amount of tritium outflow is estimated from equilibrium solution for the tritium diffusion equation in the cladding tube. Even if 6Li is enriched, the GTHTR300 can produce 500 g of tritium over 180-day operation without increasing the amount of required Li. The amount of tritium outflow is decreased by 20-50%.