トリチウムを製造するLi装荷高温ガス炉の核熱特性評価

Evaluation of nuclear and thermal characteristics of lithium loaded HTGR for tritium production

後藤 実  ; 奥村 啓介 ; 中川 繁昭  ; 稲葉 良知  ; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

Goto, Minoru; Okumura, Keisuke; Nakagawa, Shigeaki; Inaba, Yoshitomo; Matsuura, Hideaki*; Nakaya, Hiroyuki*; Katayama, Kazunari*

Li(n,)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムでLi(n,)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核熱特性を評価した。核特性値および燃料温度が設計要求を満たし、核的および熱的な観点からLi装荷高温ガス炉が成立することを確認した。

A feasibility study of a High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) for tritium production using Li(n,)T reaction for fusion reactors has been conducted. In this study, the burn-up chain was modified to treat Li(n,)T reaction directory in neutronics calculations, and then the feasibility study was performed from the view point of nuclear and thermal characteristics using SRAC code system, which has experience in neutronics analysis of HTGRs.