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井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達*; 古賀 友稀*; 岡本 亮*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男
no journal, ,
DT核融合炉の初期装荷用トリチウムの供給方法として、高温ガス炉を用いたトリチウム生産法が検討されている。これまでに、Li化合物を装荷した照射キャプセルを高温ガス炉で照射し場合についてトリチウム生産量及びトリチウム閉じ込め性能を評価した。本研究では、トリチウムの閉じ込め性能の向上を目的としたZrC層を照射キャプセルに施した場合について、トリチウム閉じ込め性能を、トリチウムの漏れ量を計算して評価した。その結果、ZrC層を施すことで、トリチウムの照射キャプセルからの漏れを1/5に低減できるこ結果を得た。
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C)条件下におけるZr水素吸蔵特性岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; et al.
no journal, ,
現在DT核融合発電の実用化を目指した研究が行われているが、原型炉の初期装荷用トリチウムの供給方法は明確になっていない。高温ガス炉にLiを装荷し
Li(n,
)T反応によってトリチウムを生産する方法が考えられており、発生するトリチウムを吸収させ、ロッドからのトリチウム流出を低減させる目的でZr層を設けたロッド状のLi装荷体を提案している。本研究では超高温ガス炉(VHTR)温度条件下でZr付Liロッドの使用を想定する。同条件下におけるZr層の水素吸蔵特性を評価するため700C以上の高温条件において円筒状Zr試料について水素吸蔵実験を行い、Zr層における水素の溶解度定数及び拡散係数を計測し評価を行ったので報告する。
井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.
no journal, ,
核融合炉の起動と核融合炉ブランケットシステムのトリチウム工学試験のため、大量のトリチウムが求められている。しかしながら、トリチウムは存在量が少なく、kgオーダーのトリチウムについては人工的に作らなければならない。高温ガス炉を用いたLi(n,)T反応によるトリチウム生産を提案している。この方法においては、Liロッドを高温ガス炉の可燃性毒物用の孔に装荷することを想定している。本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)での利用に適したLiロッドを設計し、トリチウム生産量とLiロッド容器からのトリチウムの漏れ量をLiAlO
、アルミナ及びZrの各層の厚さを変化させて評価している。また、Liロッドによるトリチウムの生産と閉じ込めの特性を実証するためHTTRで実施すべき照射試験の計画について示している。
C)におけるZr水素吸蔵特性岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.
no journal, ,
高温ガス炉に円環状のリチウム化合物(Liロッド)を装荷し、Li(n,)T反応を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法が提案されている。本研究では、生産したトリチウムの漏れを防ぐために、LiロッドにZr層を施すことを検討した。水素の溶解度及び拡散係数を測定し、これらの測定値を用いてZr層のトリチウムの漏れ防止に対する有効性を評価した。その結果、Zr層を施すことでトリチウムの流出率を、Zr層が無い場合に比べて2桁程度低減することが見込まれることから、Zr層はトリチウムの漏れ防止に非常に有効と考えられる。
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 井田 祐馬*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; et al.
no journal, ,
核融合炉などに使用するトリチウムを高温ガス炉により生産する方法が提案され、可燃性毒物としてLiロッドを装荷する方法が検討されている。核燃焼計算と拡散計算により高温工学試験研究炉(HTTR)への装荷に適したLiロッドの設計と、その性能を実証するためにHTTRを想定した照射試験法を提示した。
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達
no journal, ,
高温ガス炉を用いたトリチウム生産の検討において、高温条件下におけるリチウム照射キャプセル内へのトリチウムの閉じ込め方法として、ジルコニウムを照射キャプセルに装荷することが提案されている。本研究では、トリチウム閉じ込め性能の向上を目的として、ジルコニウムの装荷方法について検討を行った。その結果、ジルコニウムを粒状に装荷することで、閉じ込め性能を向上できる可能性があることが分かった。
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*
no journal, ,
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。
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 飛田 健次*
no journal, ,
高温ガス炉を用いたトリチウム(T)生産の検討において高温条件下におけるLi装荷体(Liロッド)へのT閉じ込め法としてZrを用いた方法を提案している。本研究ではLiロッドへのZr装荷方法を検討するため、大きさの異なるZr粒試料の水素吸蔵特性を調べた。
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*
no journal, ,
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。
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*
no journal, ,
GTHTR300にLi化合物を装荷してトリチウムを製造する場合について、設計した照射キャプセルのトリチウム閉じ込め性能の評価を行った。照射キャプセルからのトリチウムの流出量の計算は、炉心温度の他に新たにLi(n,)T反応の核発熱を考慮して行った。その結果、核発熱を考慮することで、Tの流出量は従来の計算結果より15%低下し、閉じ込め性能が向上した。
中川 恭一*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*; et al.
no journal, ,
高温ガス炉用トリチウム(T)製造Liロッドに対しZrを用いたT閉じ込め方法を検討している。炉内に温度分布が存在することを考慮して、炉内の温度範囲でのZr水素吸収速度を測定し、T閉じ込め性能を評価した。