HTTRを用いたLi装荷用ロッド照射試験及び粒状Zr性能評価方法の検討

Study on the Li loading rod irradiation test and granular Zr performance evaluation method using the HTTR

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

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

核融合原型炉の起動や炉工学試験に用いるトリチウム(T)を調達するために、高温ガス炉の減速材領域にLiを装荷しTを製造する方法を提案している。高温ガス炉の運転状態では減速材温度が11001200Kとなり、LiロッドのT封じ込め性能が低下する。このため、T吸収体としてZrを使用することを検討しており、Zrは酸化等によりT吸収性能低下を防止するため、Ni被覆の粒状で使用する。本発表において、高温工学試験研究炉(HTTR)での照射試験を検討中であるNi被覆粒状Zrを用いた照射用ロッドの概念と照射試験法を示す。

Production of tritium using a high temperature gas-cooled reactor (HTGR) has been studied for a prior engineering test with tritium handling and for the startup operation of a demonstration fusion reactor. For this purpose, Li-loading rods are installed at the moderator region of the HTGR. The tritium retention capability of Li-loading rod would decline due to high temperature condition from 1100K to 1200K during HTGR rated power operation. Therefore, the zirconium is employed as tritium absorber which is granular and is coated with nickel to prevent from declining the tritium absorption capability due to zirconium oxidation and so on. In this presentation, the design concept of Li-loading rods with granular zirconium coated with nickel and the method of irradiation test by using the HTTR which is a test reactor of HTGR are presented.