Design and production of tritium production test modules for irradiation test using High Temperature engineering Test Reactor

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核融合原型炉を想定した初期保有及び炉工学試験用トリチウム（Ｔ）調達法として高温ガス炉を用いたＴ製造法を検討している．今後のHTTRを用いたＴ製造実証試験を想定し，その準備のため，試験体，試験法，試験後Ｔ計測法を明確にすることを目的に下記(1)～(4)を実施した．(1)HTTR照射試験時におけるトリチウム循環量の評価：HTTRにリチウム化合物を装荷して中性子照射によりトリチウムを製造するHTTR照射試験時におけるトリチウム循環量を評価し，照射試験運転時の被ばく線量を求めた．施設周辺の公衆の実効線量目標値（50 マイクロシーベルト）以下に抑えられ，被ばくの観点からの安全性に問題がないことを確認した．(2) 照射後試料のトリチウム測定法の検討：昨年度作製したトリチウム測定装置を用いて，京大炉で中性子照射したLiAlO2を試料としたトリチウム加熱放出実験を行い，放出化学形比率や放出ピーク温度を明らかにした．また，酸溶解法によるトリチウム分析手法や，照射キャプセル開放時に放出されうるトリチウムの計測手法についても検討を進めた．(3)照射試験体の製作及び試験内容の検討：照射試験体を試作した．Ni被覆Zr球の水素吸収性能に対するデータを取得し，データに基づいて，照射試験時におけるアルミナ容器内部及び外部に装荷したNi被覆Zr球のトリチウム吸収量を推定した．これらの結果から，いくつかの試験法を提示した．(4)サーメット型水素吸蔵試験体の検討：テーブルプレス（三庄インダストリー：TB-50H）および両軸成形金型を用いて，ジルコニウム粉末とリチウム酸化物粉末とを原子比を調整して混合したφ12 mm×3 mmのグリーンペレットを作製した．真空中1173 Kで20時間加熱することにより，焼結体を作製することに成功した．