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報告書

中性子照射したLi-Al合金の欠陥状態とトリチウム挙動に関する研究

須貝 宏行

JAERI-Research 99-041, 164 Pages, 1999/07

JAERI-Research-99-041.pdf:6.7MB

トリチウム製造用の$$^{6}$$Li-Al合金は、$$alpha$$相(Al)と$$beta$$相(金属間化合物$$beta$$-LiAl)からなり、$$beta$$-LiAlは多量のLi原子空孔及び置換型の格子欠陥を含む特異な化合物である。本研究では、$$beta$$-LiAl中の格子欠陥によるキャリアの散乱モデルを提案し、このモデルにより、中性子照射前及び後の$$beta$$-LiAlの電気抵抗率を矛盾なく説明した。このデータ解析の過程で、これまで明らかでなかった複合欠陥(Li原子空孔とAl格子点の置換Li原子からなる)の濃度(0.8at%)を求めた。さらに、$$^{6}$$Li-Al合金中におけるトリチウム挙動を合金中の格子欠陥との関連で明らかにし、$$^{6}$$Li-Al合金からのトリチウム抽出の温度条件を求め、37TBq(1,000Ci)規模のトリチウム製造に応用した。

論文

核融合炉のためのトリチウム確保,1; 核融合炉燃料トリチウムの製造施設について

棚瀬 正和

プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.666 - 670, 1997/07

http://ci.nii.ac.jp/naid/110003826890

平成4年7月に6か年計画で開始された国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)は順調に推移している。この計画が発展しわが国でITERを建設する必要が生じた場合、その燃料である重水素とトリチウムの確保は必要不可欠となる。この内、重水素は比較的容易に得られるが年間に数kgが必要とされるトリチウムを確保することは輸入などの措置を含めて非常に重要となる。ここでは、トリチウムの大量確保を念頭に置きつつトリチウムの生成法について日本の現状を中心に簡単に述べた後、年間500g規模のトリチウム製造施設の予備的検討について紹介した。

論文

トリチウム製造技術

棚瀬 正和

プラズマ・核融合学会誌, 70(1), p.32 - 35, 1994/00

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003825906

原研で進めている核融合炉燃料トリチウムの製造技術開発の現状を紹介する。$$^{6}$$LiAl合金ターゲットの製作に始まり、原子炉による中性子照射、トリチウムの抽出、回収、貯蔵に至るトリチウム製造試験を1回40TBq(1kCi)規模で、トリチウムの環境への移行なく、安全に実施している。また、貯蔵されたトリチウムは数%の軽水素(H)を含むため、これを除くため1回6TBqで、ガスクロマトグラフィーによる同位体濃縮を行った。この濃縮により、60TBqのトリチウムを、99.9%以上の純度で得ることができた。

論文

Test production of tritium 3.7TBq level from neutron-irradiated $$^{6}$$LiAl alloy targets

棚瀬 正和; 加藤 岑生; 本石 章司; 小野間 克行; 山林 尚道; 石川 勇; 永目 諭一郎; 工藤 博司; 四方 英治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(2), p.147 - 152, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jnst.22.147
 被引用回数：6 パーセンタイル：70.43(Nuclear Science & Technology)

中性子照射した$$^{6}$$LiAl合金ターゲットを使用して、3.7TBq規模のトリチウムの製造試験を、トリチウム捕集試験装置(TREX)やトリチウム除去装置(TRS)などより成る試験製造装置により実施した。トリチウムはターゲットを真空下、1073Kまで加熱して、放出させ、活性化ウランゲッターで回収した。その回収率は90%以上、得られたトリチウムガスの同位対比(T/(HTT)$$times$$100)は約50%であった。また、トリチウム安全取扱いを考慮した諸施設も、十分な性能を発揮した。

論文

核融合炉燃料トリチウムの製造と化学

工藤 博司

Radioisotopes, 34(8), p.432 - 441, 1985/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.34.8_432

昨年10月に開催された第7回放射線利用研究成果報告における講演原稿に加筆し、原研におけるトリチウム製造研究を中心に、核融合炉開発に関連するトリチウム化学研究の現状を総説としてまとめた。

論文

リチウム; 核融合炉燃料トリチウムの生産と増殖

工藤 博司

セラミックデータブック1983, p.55 - 60, 1983/00

核融合炉におけるリチウム材料の役割を、トリチウムの生産ならびに増殖の観点から解説する。

口頭

核融合炉用トリチウムを製造するLi装荷高温ガス炉の核特性評価

後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

no journal, , 

$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムで$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核特性を評価した。

口頭

トリチウムを製造するLi装荷高温ガス炉の核熱特性評価

後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

no journal, , 

$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムで$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核熱特性を評価した。核特性値および燃料温度が設計要求を満たし、核的および熱的な観点からLi装荷高温ガス炉が成立することを確認した。

口頭

高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討,4; トリチウム製造試験体の照射試験に関する予備検討

石塚 悦男; Ho, H. Q.; 島崎 洋祐; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 大塚 哲平*; 片山 一成*; 飯垣 和彦

no journal, , 

高温ガス炉を用いた核融合炉初装荷用トリチウム製造の一環として、開発を進めてきたトリチウム製造試験体の照射試験を検討している。本報告では、JRR-3を利用した予備照射試験に関する検討について紹介する。

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