高温ガス炉を用いたトリチウム生産手法の検討と今後の展開,2; 高温ガス炉トリチウム生産と閉じ込め手法の検討

Current study and future progress for tritium production method using high temperature gas cooled reactor, 2; Study on tritium production and confinement in high-temperature gas-cooled reactor

片山 一成*; 松浦 秀明*; 大塚 哲平*; 深田 智*; 後藤 実  ; 中川 繁昭  

Katayama, Kazunari*; Matsuura, Hideaki*; Otsuka, Teppei*; Fukada, Satoshi*; 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,a)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、本手法の成立可能性を確認した。本報では、水素透過実験の結果及び実験で得られたデータを用いたトリチウム透過量の解析結果について述べる。

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,a)T reaction. We studied about the optimization of a lithium loading method, an effective tritium containment method and the nuclear thermal design of a lithium loaded HTGR, and consequently we confirmed the feasibility of the tritium production method. This paper describes the results of the hydrogen permeation experiment and the results of the tritium permeation analysis based on the obtained data from the experiments.