Conceptual design of the blanket tritium recovery system for the prototype fusion reactor

角田 俊也*; 平田 慎吾*; 森 清治*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 小原 祥裕

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1069 - 1073, 2002/05

原研では核融合原型炉として超臨界水冷却方式の採用を検討しており、研究開発を開始している。原型炉では燃料の自己補給を行うため、増殖トリチウムを効率良く、安全に取り出すシステムが必要であり、その概念設計を行った。設計のポイントは、システム操作におけるエネルギーロスが少ないこと、インベントリーが小さいことである。従来の候補システムである低温吸着による連続バッチプロセスやパラジウム拡散器による連続プロセスは、設計のポイントからみて一長一短があるため、原型炉では固体電解質を用いた電気的膜分離プロセスの採用を検討する。このシステムは、プロトン導電体を用いた水素ポンプと、酸素イオン導電体を用いた酸素ポンプから構成される。検討の結果、本システムは消費エネルギーが小さく、事故時のトリチウム放出も少ないシステムであるという結果が得られた。