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論文

Pebble fabrication of super advanced tritium breeders using a solid solution of Li $_{2+x}$ TiO $_{3+y}$ with Li $_{2}$ ZrO $_{3}$

星野毅

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.221 - 226, 2016/12

https://doi.org/10.1016/j.nme.2016.05.004

被引用回数：51 パーセンタイル：96.77(Nuclear Science & Technology)

核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、高温長時間使用時においても化学的安定性に優れた先進トリチウム増殖材料開発を行っている。従来のLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 微小球製造は、真空及び水素雰囲気中における焼成等の複雑な製造プロセスが必要であった。そこで、焼成が容易な大気中においても、化学的安定性に優れ、高いLi原子密度も有する新たな先進トリチウム増殖材料の探索を行った。様々な材料を検討した結果、従来のLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ ( Li $_{2+x}$ TiO $_{3+y}$ )にLi $_{2}$ ZrO $_{3}$ を添加した微小球製造を試み、この試作球の特性評価を行ったところ、トリチウム放出特性に優れた5ミクロン以下の結晶粒径を有する微小球を大気中で製造できることを明らかにした。また、本微小球は、更なるLi原子密度の増加が期待できるLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ とLi $_{2}$ ZrO $_{3}$ の固溶体を形成していることも解明し、新たな先進トリチウム増殖材料としての見通しを得た。

論文

Evaluation of tritium release behavior from Li $_{2}$ TiO $_{3}$ during DT neutron irradiation by use of an improved tritium collection method

枝尾祐希; 河村繕範; 星野毅; 落合謙太郎

Fusion Engineering and Design, 112, p.480 - 485, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2016.06.013

被引用回数：8 パーセンタイル：52.37(Nuclear Science & Technology)

TBMにおけるトリチウム回収システム設計において、増殖材からのトリチウム放出挙動を把握しておくことが必要であり、トリチウム挙動把握のためにはトリチウムの正確な測定が必要不可欠である。酸化銅と水バブラーを組み合わせたトリチウム捕集法は、酸化銅内で酸化して生じたトリチウム水蒸気が酸化銅に吸着する影響で、トリチウム放出速度が実際よりも遅れて測定されることになるため、中性子照射中のLi $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出挙動の測定には適していない。そこで、酸化銅の代わりに疎水性触媒を適用することによって吸着の問題を解消し、正確なトリチウム放出挙動の測定を可能にした。トリチウム燃料サイクルの観点からトリチウムを水素状で回収することが望まれているため、様々なスイープガス条件における中性子照射中のLi $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出特性を調べ、トリチウムが水素状で放出するための条件を評価した。トリチウムを速やかに放出させるためにはLi $_{2}$ TiO $_{3}$ 表面の同位体交換反応を促進させる必要で、水素状トリチウムとして放出させるにはスイープガス中に水素を添加することが必須であり、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ の温度がトリチウムの放出化学形を決める支配的要因であることが示された。

論文

Pebble fabrication and tritium release properties of an advanced tritium breeder

星野毅; 枝尾祐希; 河村繕範; 落合謙太郎

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1114 - 1118, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2016.01.012

被引用回数：39 パーセンタイル：94.64(Nuclear Science & Technology)

核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ )微小球の大量製造技術開発を行っている。試作したLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 微小球は、結晶粒径が10mより大きいため、トリチウム放出速度が極めて遅い課題を有していた。そこで、真空及び水素雰囲気中にて微小球を焼結する新たな試みにより、トリチウム放出特性に優れていると考えられる5m未満の結晶粒径を有する改良球の製造に成功した。この改良球のトリチウム放出特性を評価するため、核融合中性子源(FNS)にてトリチウム放出特性評価を行った結果、トリチウム放出速度は従来材のLi $_{2}$ TiO $_{3}$ 同様に早いだけでなく、放出トリチウムの化学形のほとんどがHTガス成分と、トリチウム回収処理が容易なガス形態での放出であることを確認し、核融合原型炉ブランケット設計に必要なLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 微小球製造に関する基盤技術を確立した。

論文

A New blanket tritium recovery experiment with intense DT neutron source at JAEA/FNS

落合謙太郎; 枝尾祐希; 星野毅; 河村繕範; 太田雅之; 権セロム; 今野力

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1143 - 1147, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2016.01.002

被引用回数：11 パーセンタイル：63.88(Nuclear Science & Technology)

これまでに原子力機構核融合中性子源(JAEA/FNS)を用いた核融合炉ブランケットに関するトリチウム回収実験を実施しており、トリチウムの生成量と回収量との比較や回収されたトリチウムの化学形を明らかにしてきた。今回より詳細なトリチウム回収性能のデータを得るために、電離箱(IC)を用いた新しいトリチウム回収実験をJAEA/FNSの大型ターゲットを用いて実施した。またICによるトリチウムの適切な測定を行うため、照射容器の改善を行った。我々の新しい照射実験からの回収されたトリチウムの放射能を測定し、6%以内で計算と一致することが明らかになるとともに、IC方法によるトリチウム定量測定の更なる改善が必要であることを指摘した。

論文

Progress of R&D on water cooled ceramic breeder for ITER test blanket system and DEMO

河村繕範; 谷川尚; 廣瀬貴規; 榎枝幹男; 佐藤聡; 落合謙太郎; 今野力; 枝尾祐希; 林巧; 星野毅; et al.

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1637 - 1643, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.11.002

被引用回数：30 パーセンタイル：90.20(Nuclear Science & Technology)

水冷却セラミック増殖テストブランケットモジュール(WCCB-TBM)の開発は、日本の原型炉ブランケットに向けた最も重要なステップの1つである。TBM試験と原型炉ブランケット開発に向け、モジュール製作技術、トリチウム増殖材並びに中性子増倍材ペブルの製作技術、トリチウム生成率評価ならびに構造設計活動に関する研究開発が行われている。本報告は日本の水冷却セラミック増殖ブランケット開発の最近の成果の概要について記述したものである。

論文

Experimental investigation on tritium release from lithium titanate pebble under high temperature of 1073 K

落合謙太郎; 枝尾祐希; 河村繕範; 星野毅; 太田雅之; 佐藤聡; 今野力

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1843 - 1846, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.07.003

被引用回数：11 パーセンタイル：60.54(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉ブランケットの増殖候補材チタン酸リチウムペブル(Li $_{2}$ TiO $_{3}$ )は1000K以上の高温になる。そのような高温下におけるLi $_{2}$ TiO $_{3}$ ペブルからのトリチウム回収性能の調査のため、我々は機構DT中性子源FNSを用いてトリチウム回収実験を実施した。ベリリウムブロックとLi $_{2}$ TiO $_{3}$ ブロックで組立てた体系の中に70gのLi $_{2}$ TiO $_{3}$ を充填したステンレス製の容器を挿入し、ペブルの温度をヒーターで1073Kの高温に維持したままDT中性子照射中に回収ガスにてペブル内に生成したトリチウムを回収した。回収ガスは主に水素ガスが1%含まれたヘリウム混合ガスを用いた。回収したトリチウムガスHTとトリチウム水HTOを酸化銅触媒を利用しそれぞれ水バブラーで分離捕集した。捕集したトリチウム水を液体シンチレーションで測定した。また回収ガス中の水分の影響を調べるために、回収ガスに水分を添加したヘリウムガスまたは高純度ヘリウムガスによる、1073Kでの回収トリチウムの定量測定ならびに化学形の変化についても調べた。1073Kにおけるトリチウムの回収率は、モンテカルロ計算コードMCNPによる生成量の計算値と比較し、いずれの回収ガスにおいてもと計算値とよく一致した。また温度が高くなるにしたがって、HTガスの回収率が高くなる傾向を示した。

論文

Optimization of sintering conditions of advanced tritium breeder pebbles fabricated by the emulsion method

星野毅

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1788 - 1791, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.04.023

被引用回数：27 パーセンタイル：86.11(Nuclear Science & Technology)

核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ )微小球の大量製造技術開発を行っている。先進トリチウム増殖材料として、化学的安定性の高いLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ を発案した後、トリチウム放出特性に優れていると考えられる、直径が約1mmで、結晶粒径が5m以下の微小球製造条件を探索した。試作球では結晶粒径が大きくなり、その原因は、微小球焼結時に発生する炭酸ガスが材料の一部と反応し、溶融炭酸リチウムになるためと考えた。そこで、より効率的な炭酸ガス除去を行うため、大気中にて873Kで仮焼した微小球を、真空中にて1073K及び1%水素添加ヘリウムガスにて1323Kで焼結することで、直径が1.07mmで、結晶粒径が5m以下の目標値を満たす微小球製造に成功し、製造条件最適化を達成した。

論文

Innovative lithium recovery technique from seawater by using world-first dialysis with a lithium ionic superconductor

星野毅

Desalination, 359, p.59 - 63, 2015/03

https://doi.org/10.1016/j.desal.2014.12.018

被引用回数：163 パーセンタイル：98.02(Engineering, Chemical)

電気自動車や家庭用蓄電池用の大型リチウムイオン電池が増産傾向にあり、また、核融合発電炉でも大量のリチウムを使用するため、2020年代にはリチウム資源の需要が供給を上回り、海水からリチウム資源を回収しなければ資源不足に陥ると想定されている。そこで、海水中にほぼ無尽蔵に含まれるリチウムに着目し、リチウムイオン伝導体をリチウム分離膜として使用した、海水からのリチウム資源回収に関する技術開発を行った。海水とリチウムを含まない回収溶液間は、イオン伝導体をリチウム分離膜として用いて隔離するだけでなく、その間にリチウム濃度差を生じさせることにより、海水中のリチウムが自然に回収溶液へ選択的に移動する分離原理を発案し、さらにリチウムの移動と同時に発生する電子を電極により捕獲することで、電気を発生しながらリチウムを回収できる全く新しい技術を世界で初めて確立した。

論文

Evaluation of tritium release properties of advanced tritium breeders

星野毅; 落合謙太郎; 枝尾祐希; 河村繕範

Fusion Science and Technology, 67(2), p.386 - 389, 2015/03

https://doi.org/10.13182/FST14-T35

被引用回数：16 パーセンタイル：73.31(Nuclear Science & Technology)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ )微小球の製造試験を実施している。この微小球のトリチウム放出特性を評価するため、原子力機構の核融合中性子源(FNS)にてDT中性子照射試験を実施した。初期のエマルジョン法にて試作したLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 微小球は、結晶粒径が10mより大きいため、トリチウム放出速度が極めて遅い課題を有していた。そこで、真空中にて微小球を製造する新たな試みにより、トリチウム放出特性に優れていると考えられる5m未満の結晶粒径を有する微小球製造に成功した。新たな微小球の、723Kにおけるトリチウム放出特性を評価した結果、従来のLi $_{2}$ TiO $_{3}$ 微小球と同等のトリチウム放出速度を有するだけでなく、全放出トリチウムの96%がHTガスの化学形であることを確認し、トリチウムの計量管理上重要な情報を得た。

論文

DT neutron irradiation experiment for evaluation of tritium recovery from WCCB blanket

落合謙太郎; 河村繕範; 星野毅; 枝尾祐希; 高倉耕祐; 太田雅之; 佐藤聡; 今野力

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1464 - 1468, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.04.079

被引用回数：10 パーセンタイル：55.03(Nuclear Science & Technology)

原子力機構核融合中性子源FNSを用いて、核融合炉ブランケットに関するトリチウム回収実験を実施している。今回、水冷却セラミック増殖ブランケット模擬体系中に、候補増殖材であるチタン酸リチウムを70g設置し、照射を行った。水素ガスあるいは水蒸気を1%含むヘリウムガスを流し、チタン酸リチウムペブル中から放出されたトリチウムを照射中に水バブラーで捕集した。またチタン酸リチウムペブルは照射中、573K, 873Kと1073Kの温度に保持した。トリチウム測定はガス成分と水成分の分離測定が可能なよう機器の調整を行った。実験の結果、トリチウム回収総量は計算による値と測定誤差範囲内でよく一致し、回収されたトリチウムのガス成分と水成分の比は回収ガスの種類とペブルの温度に依存することが明らかになった。

論文

Trial examination of direct pebble fabrication for advanced tritium breeders by the emulsion method

星野毅

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1431 - 1435, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.12.052

被引用回数：22 パーセンタイル：80.67(Nuclear Science & Technology)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現を図ることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ )微小球の製造試験を実施している。これまでの製造プロセスは、まず固相反応プロセスでリチウム(Li)やチタン(Ti)を含む原料よりリチウムセラミックス粉末を合成し、その粉末を液状化(スラリー化)してエマルジョン法により造粒するという「粉末合成」と「造粒」の2つのプロセスで構成されている。そこで、量産化に向けた最適化検討の一環として、まず無添加Li $_{2}$ TiO $_{3}$ の粉末合成と造粒を同時に行い、プロセスの簡略化を図る検討を行った。その結果、直径約1.0mmのLi $_{2}$ TiO $_{3}$ 微小球をLiとTiの原料から直接造粒することに成功した。この直接造粒技術の成功は、先進トリチウム増殖材料の更なる量産化技術の確立に向けた大きな進展を示すものである。

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝幹男; 谷川尚; 廣瀬貴規; 中島基樹; 佐藤聡; 落合謙太郎; 今野力; 河村繕範; 林巧; 山西敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.01.035

被引用回数：22 パーセンタイル：80.67(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Blanket material and technology developments toward DEMO under the Broader Approach framework

西谷健夫; 山西敏彦; 谷川博康; 中道勝; 野澤貴史; 星野毅; 落合謙太郎

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1699 - 1703, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.01.075

被引用回数：13 パーセンタイル：63.92(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ(BA)活動では、ブランケットに関連する材料及び工学のR&D活動が日欧で実施されている。日本において、六ヶ所のBAサイトを中心として実施されている。先進ブランケット用材料であるSiC/SiC複合材料に関するR&Dでは、1000 $^{circ}$ C、真空環境下でCVI-SiC/SiC複合材料の機械的特性を取得した。トリチウム工学では、微細粒再結晶化タングステンのトリチウム保持量を測定した。低放射化フェライト鋼の開発では、20トンの大規模溶解を電気炉を使用して初めて実施した。先進中性子増倍材の開発では、新しい回転電極装置を導入し、ベリライドの微小球の製造に成功した。また先進トリチウム増殖材では、粒界径が5m以下のチタン酸リチウムの微小球の製造に成功した。

論文

Development of technology for recovering lithium from seawater by electrodialysis using ionic liquid membrane

星野毅

Fusion Engineering and Design, 88(11), p.2956 - 2959, 2013/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.06.009

被引用回数：84 パーセンタイル：98.28(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の燃料トリチウム製造に必要なリチウムは、リチウムの中でも約7.6%しか存在しない、希少なリチウム6( $^{6}$ Li)を多量に使用する。原料のリチウムは、特に希少なレアメタル31元素の一つであり、日本では輸入に100%頼っていることから、リチウムの国内安定確保は、核融合炉実現のため戦略的に取組むべき課題である。さらに、電気自動車,家庭用蓄電池等の大型リチウムイオン電池開発が進み、原料となるリチウムの需要は急増している。そこで、海水からリチウムを効率的に回収する革新的資源回収技術の実用化を目指し、リチウムイオンを選択的に透過可能なイオン液体を用いた電気透析法により、リチウムを回収する研究開発を行った。これまでの試験ではイオン液体をゴアテックス等の有機膜に含浸させて使用したが、試験中にイオン液体が膜から抜け出る課題があった。そこで、このイオン液体の透過防止効果が期待されるセレミオン等の保護膜を用い、2Vの定電位にて24時間のリチウム資源回収試験を行ったところ、イオン液体の透過はなく、リチウム回収率は約11%と高い回収率となり、本技術の実用化へ向けた大きな課題の一つを解決した。

論文

Development of methods for reprocessing and reuse of tritium breeder materials in broader approach activities

星野毅

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S425 - S428, 2013/11

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.03.009

被引用回数：4 パーセンタイル：28.98(Materials Science, Multidisciplinary)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、核融合炉の燃料となるトリチウム製造に必要な、先進トリチウム増殖材料の再処理技術開発に関する試験を行った。Li $_{2}$ TiO $_{3}$ を2g試料とし、酸溶媒として17%過酸化水素水(H $_{2}$ O $_{2}$ )を用い、室温及び80 $^{circ}$ C加熱状態で30分攪拌しながら溶解を試みた。80 $^{circ}$ C加熱時は二酸化チタン(TiO $_{2}$ )沈殿物が観察されたが、室温における溶解時では黄色の透明な溶解液が得られた。この透明溶解液を誘導結合プラズマ(ICP)分析装置にて溶解液中のLi及びTiの溶解率を測定したところ、それぞれ90%以上の高い溶解率にて溶解していることがわかった。これらの結果より、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ は過酸化水素水(H $_{2}$ O $_{2}$ )を用いて室温で溶解を行うことにより、Li成分を効率よく溶解できるだけでなく、発泡や二酸化チタン(TiO $_{2}$ )の沈殿物を生じない、高効率な溶解プロセスに見通しを得た。

論文

Trial synthesis of Li $_{2}$ Be $_{2}$ O $_{3}$ for high-functional tritium breeders

星野毅; 及川史哲; 名取ゆり*; 加藤剣一*; 目智子*; 中村和*; 蓼沼克嘉*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2268 - 2271, 2013/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.05.013

被引用回数：4 パーセンタイル：28.98(Nuclear Science & Technology)

核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、新たな先進トリチウム増殖材料の合成試験を行った。核融合原型炉では高いトリチウム増殖比を有する発電ブランケットが必要なため、トリチウム増殖材料(Liセラミックス)と中性子増倍材料(Be等)をブランケット内に混合して充填する設計も検討されている。しかしながら、高温・長時間使用時におけるLiとBeの反応が懸念されるため、混合充填時も化学的に安定なLi $_{2}$ Be $_{2}$ O $_{3}$ 合成法の探索を行った。LiOH・H $_{2}$ OとBe(OH) $_{2}$ を始発粉末とし、1073K・2hの焼成条件にて合成を行ったところ、セラミックス中に微量の不純物を検出した。そこで、さまざまな検討の結果、始発粉末をLiOH・H $_{2}$ OとBeOに変えたところ、ほぼ単一相のLi $_{2}$ Be $_{2}$ O $_{3}$ 合成に成功し、LiとBeの混合充填時においても化学的安定性が高いと考えられる、新たなトリチウム増殖材料としての可能性を有するLi $_{2}$ Be $_{2}$ O $_{3}$ 合成に成功した。

論文

Development of fabrication technologies for advanced tritium breeder pebbles by the sol-gel method

星野毅

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2264 - 2267, 2013/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.05.025

被引用回数：19 パーセンタイル：73.63(Nuclear Science & Technology)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、先進トリチウム増殖材料の微小球製造を行った。核融合炉はトリチウム(T)を燃料とするが、Tは自然界には存在しない。このため核融合炉のブランケットに充填したリチウムセラミックス(トリチウム増殖材料)の微小球に中性子を照射し、Tを人工的に生産する。近年、トリチウム増殖材料のリチウム(Li)の含有量をあらかじめ高めることによって、Liの核的燃焼及び高温でのLi蒸発に対する結晶構造安定性の向上を図った先進トリチウム増殖材料であるLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ の粉末合成に成功した。そこで、本粉末を用い、湿式造粒法による微小球の製造試験を行った。微小球の結晶粒径は、良好なトリチウム放出特性が得られる5m以下を目標値とするが、通常の製造条件では、約10mと目標よりも大きな値となった。さまざまな検討の結果、微小球を真空雰囲気にて高温で焼結させることにより、目標値を満足する結晶粒径を有するLi添加型Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 微小球の製造に成功した。

論文

Preliminary studies of lithium recovery technology from seawater by electrodialysis using ionic liquid membrane

星野毅

Desalination, 317, p.11 - 16, 2013/05

https://doi.org/10.1016/j.desal.2013.02.014

被引用回数：158 パーセンタイル：97.53(Engineering, Chemical)

近年、地球温暖化緩和に向けた低炭素化社会実現のため、電気自動車,家庭用蓄電池等の大型リチウムイオン電池開発が進み、原料となるリチウム資源の需要は急増している。また、核融合炉の燃料トリチウム製造に必要なリチウムは、リチウムの中でも約7.6%しか存在しない、希少なリチウム6( $^{6}$ Li)を多量に使用する。リチウムは、全元素112種のうち、特に希少なレアメタル31元素の一つであり、レメタルの確保は世界各国の国策課題となっている。そこで、海水からリチウムを効率的に回収する革新的資源回収技術の実用化を目指し、リチウムイオンを選択的に透過可能なイオン液体を用いた電気透析法により、リチウム資源を回収する技術に関する試験を行った。実際の海水を用い、2Vの定電位にて2時間のLi資源回収試験を行ったところ、海水中に高濃度に含まれるNa等のイオンはイオン液体を透過せず、Liイオンのみを透過させ、Li回収液におけるLi回収率は5.94%と低電位測定にもかかわらず高い回収率となり、本技術によりLiイオンのみが選択的に回収できる見通しを得た。

論文

A Feasible DEMO blanket concept based on water cooled solid breeder

染谷洋二; 飛田健次; 宇藤裕康; 星野一生; 朝倉伸幸; 中村誠; 谷川尚; 榎枝幹男; 谷川博康; 中道勝; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

核融合原型炉水冷却ブランケットの製作性向上を目指して、混合ペブル増殖材料概念に着目して設計研究を行い、トリチウムの自給自足性を充たしていることを示した。他方、核融合炉ブランケットは電磁力対策及びメンテナンスのためにモジュール化が必要になる。この際に各モジュール間のギャップには、トリチウム増殖領域を確保できないことからTBR値の減少が懸念されるが、各モジュールを3次元モデルで詳細に評価した結果、3cm程度までのギャップ幅ならば、ギャップ内での中性子散乱の寄与によってTBR値は減少しないことがわかった。このことは、ブランケットの保守を容易にするとともに計測装置のアクセス性の改善を示している。次に核融合の健全性の観点から、ブランケットモジュール内の配管破断に対応するために筐体厚さが重要になってくる。現行の原型炉ブランケット概念の筐体厚さは22mmであり、冷却配管が破断した際の蒸気圧8MPaに対する耐圧性を期待できない。本論文では、TBRと筐体厚さのトレードオフ関係を定量化し、ブランケットの健全性に関して議論する。

報告書

DT中性子照射下における固体増殖材Li $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出特性

枝尾祐希; 河村繕範; 落合謙太郎; 星野毅; 高倉耕祐; 太田雅之; 岩井保則; 山西敏彦; 今野力

JAEA-Research 2012-040, 15 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-040.pdf:1.8MB

核融合中性子源施設FNSにおいて、トリチウム増殖材のLi $_{2}$ TiO $_{3}$ に中性子を照射して生成したトリチウムを回収する実験を行った。核融合炉ブランケットを模擬するため、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 充填容器の周囲をBeブロック及びLi $_{2}$ TiO $_{3}$ ブロックで覆った。トリチウム生成量計算による予測値と実験値はほぼ一致した。照射容器は300 $^{circ}$ Cに加熱し、パージガスとしてヘリウム,水素添加ヘリウム,水蒸気添加ヘリウム,水素及び水蒸気添加ヘリウムを選択した。生成トリチウムはHT及びHTOとして放出され、パージガス条件を変えることによりその割合が変わった。水蒸気添加ヘリウムパージでは、98%がHTOで放出された。水蒸気及び水素添加ヘリウムでは80%がHTOで放出され、このHTO放出は水蒸気との同位体交換反応により起こると考えられる。乾燥ヘリウムでは、トリチウムはほとんど放出されなかった。水素添加乾燥ヘリウムでは、6070%がHTとして放出され、このHT放出は水素との同位体交換反応により起こると考えられる。水素添加により起こる水分生成反応によって生じた水蒸気とトリチウムが交換反応を起こすため、水素添加ヘリウムでもHTOが放出された。Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 表面が水素による還元状態にある場合はHTOの放出は起こりにくかった。Li $_{2}$ TiO $_{3}$ からのトリチウム放出化学形はパージガス成分に依存し、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 表面状態の影響を強く受けることが明らかになった。