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高温ガス炉用LiロッドにおけるZrの重水素吸蔵特性

Deuterium absorption properties of Zr in Li rod for high temperature gas-cooled reactor

菅沼 拓郎*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 飛田 健次*

Suganuma, Takuro*; Matsuura, Hideaki*; Okamoto, Ryo*; Koga, Yuki*; Katayama, Kazunari*; Otsuka, Teppei*; Goto, Minoru; Nakagawa, Shigeaki; Tobita, Kenji*

高温ガス炉を用いて製造する核融合炉用燃料であるトリチウムを、Zrを用いて高温条件下で照射キャプセル内に閉じ込めるための研究を行っている。その中で、トリチウム閉じ込め性能を評価するにあたり、トリチウムの流出量の計算に必要なZr中のH/Zr原子比とトリチウムの見かけの拡散係数の関係を、重水素を用いた実験を行って調べた。その結果、H/Zr原子比の増加に伴い重水素のみかけの拡散係数Dが低下する結果を得た。(これは、水素化物の生成に起因すると考えられる。)今後、取得したデータを用いてトリチウムの流出量を計算し、照射キャプセルの閉じ込め性能の評価を行う予定である。

A study on the confinement of tritium, which is a fuel for fusion reactors and is produced by a HTGR, has been conducted for high temperature condition. The tritium is confined in the irradiation capsule with a zirconium layer. The relation between a H/Zr ratio and an apparent diffusion coefficient of tritium in the zirconium layer is needed to evaluate the tritium confinement performance of the irradiation capsule. This relation was examined with a experiment using deuteron. As a result, the apparent diffusion coefficient deceases with an increase of the H/Zr ratio. This phenomena should be caused by a generation of hydrogen. After that, the analysis for an amount of the release of the tritium from the irradiation capsule will be calculated using obtained data to evaluate the containment performance of the irradiation capsule.

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