A New blanket tritium recovery experiment with intense DT neutron source at JAEA/FNS

JAEA/FNS強力DT中性子源による新しいブランケットに関するトリチウム回収実験

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

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

これまでに原子力機構核融合中性子源(JAEA/FNS)を用いた核融合炉ブランケットに関するトリチウム回収実験を実施しており、トリチウムの生成量と回収量との比較や回収されたトリチウムの化学形を明らかにしてきた。今回より詳細なトリチウム回収性能のデータを得るために、電離箱(IC)を用いた新しいトリチウム回収実験をJAEA/FNSの大型ターゲットを用いて実施した。またICによるトリチウムの適切な測定を行うため、照射容器の改善を行った。我々の新しい照射実験からの回収されたトリチウムの放射能を測定し、6%以内で計算と一致することが明らかになるとともに、IC方法によるトリチウム定量測定の更なる改善が必要であることを指摘した。

We have performed the tritium release experiment on the fusion reactor blanket at JAEA/FNS since 2009, and then clarified the ratio of tritium release and the recovered tritium chemical form. In order to acquire the more detail tritium recovery performances, we have started a new blanket tritium recovery experiment with ionization chamber (IC) at JAEA/FNS. For the appropriate tritium measurement with IC, we improved the experimental container and carried out with an intense DT neutron source at JAEA/FNS. From our new experiment, the tritium recovery radioactivity from the LSC measurement corresponds with the calculation within 6%. However, it was pointed out that the further improvement on the quantitative tritium measurement by IC method was needed.