高温ガス炉用Li装荷試験体におけるトリチウム生産・閉じ込め性能の評価

Tritium production and containment performance of lithium rod test module for high temperature gas-cooled reactor

井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実  ; 中川 繁昭  

Ida, Yuma*; Matsuura, Hideaki*; Nagasumi, Satoru*; Katayama, Kazunari*; Otsuka, Teppei*; Goto, Minoru; Nakagawa, Shigeaki

原子力機構と九州大学は、高温ガス炉を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法を検討している。本手法は、リチウム化合物を高温ガス炉に装荷してLi(n,)T反応によりトリチウムを生産するものである。これまでに、リチウムの最適な装荷方法、トリチウムの閉じ込め方法及びリチウム装荷高温ガス炉の核熱設計について検討を行い、本手法の成立性を確認しており、今回、リチウム照射試験の実施に向け、予備的な検討を開始した。本報では、提案するリチウム照射キャプセルを対象にして、トリチウム生産・閉じ込め性能の評価結果を報告する。

JAEA and Kyushu University have studied the tritium production method using high temperature gas-cooled reactors (HTGR) for initial fusion reactors. In this method, lithium compounds are loaded into the reactor core and tritium is produced with Li(n,)T reaction. We studied about optimization of lithium loading method, effective tritium containment method and nuclear thermal design of lithium loaded HTGR, and consequently we confirmed the feasibility of the tritium production method. Then, we started preliminary study for lithium irradiation experiment by test reactors. This paper describes evaluation results of tritium production and tritium containment for proposed lithium irradiation capsule.