核融合炉ブランケットにおけるトリチウム生成機能の基礎的研究

聚变反应堆包层中氚发生功能的基础研究

• 批准号: 01050009
• 负责人: 高橋 洋一
• 金额: $ 19.84万
• 依托单位: The University of Tokyo
• 依托单位国家: 日本
• 项目类别: Grant-in-Aid for Fusion Research
• 财政年份: 1989
• 资助国家: 日本
• 起止时间: 1989 至 无数据
• 项目状态: 已结题
• 来源: https://kaken.nii.ac.jp/grant/KAKENHI-PROJECT-01050009/
• 关键词: 核融合炉; ブランケット; トリチウム増殖材料; 精製; トリチウム; 中性子; 回収; 放出

DT核融合炉実現のためには燃料サイクルの確立が不可欠であり、少なくとも燃料として消費する以上のトリチウムをブランケットにおいて増殖し、これを効率的に回収する必要がある。このためには、トリチウム増殖率を正確に評価することや、増殖されたトリチウムの増殖材料中からの放出特性を明らかにすること、放出されたトリチウムを回収・精製・分離するためのプロセス設計のための基礎データを求めることが重要である。本研究では以下の3つの項目において作業を行ない、核融合炉ブランケットにおけるトリチウムの増殖・回収・精製について総合的に評価することを目的とした。1.増殖材料の製造研究と諸特性の測定。ブランケットトリチウム増殖材料として重要なリチウム系セラミックスの密度制御と製造法の研究を行なった。固体及び融体増殖材料の高温中性子照射下におけるトリチウム放出実験を行ない、その挙動について明らかにした。トリチウム放出に及ぼす照射欠陥の影響を明らかにした。トリチウム回収に大きな影響を及ぼす増殖材料の表面反応性や重要な設計データである熱物性を測定した。2.ブランケット材のトリチウム増殖能。リチウム球と鉛球殻よりなる既設の複合体系の外側にグラファイト反射体を取り付け、大阪大学オクタビアン強力中性子源研究施設に設置し、放射化箔法による中性子発生率と炭酸リチウムペレット法によるトリチウム生成率の測定を行なった。また種々の増殖材料に関してトリチウム増殖能の評価を行なった。3.増殖トリチウムの回収と精製・貯蔵。固体増殖材からスイープガス中へ放出されたトリチウムの回収および水素同位体分離に有望な、合金ゲッター材料の実用面での有用性を検証した。トリチウム分離用焼結合金膜の作成条件を制御し、分離特性との関連を明らかにした。

The DT nuclear fusion furnace makes sure that it is necessary to make sure that it is necessary to reduce the cost of fuel, the rate of reproduction, and the rate of recovery. The reproductive rate is correct. In the colonization material, the emission characteristics are clear, the emission characteristics are sensitive, and the precision separation is very important. In this study, the following 3-year projects are required for the purpose of operation, nuclear fusion furnace and nuclear fusion furnace. in this study, the following 3-year projects are involved in this study. 1. The characteristics of reproductive materials are determined by the study of their manufacture and manufacture. This is the most important part of the research on the method of density control. Under the irradiation of high temperature neutrons, the solid and melt colonized materials are released into the air, and the temperature is changed. There is a clear indication that there is a lack of exposure. This is very important for the determination of the physical properties of the materials. two。 The ability of reproduction is not affected by the growth of wood. In this paper, we use the complex system to obtain the reflector, the research equipment of Osaka University to study the strength of the neutral source, the radiation foil method to determine the birth rate of neutrals, and the method to determine the generation rate of neutrals. All kinds of mulberry colonization materials can be used in the field of agricultural production. 3. I don't know if I'm going to get back to you. It is expected that the water isotope separation is expected in the solid material, and the material is useful. it is expected that the water isotope separation is expected, and the alloy material is useful. it is expected that the water isotope separation is expected, and the alloy material is useful. The alloy film is used to make the conditions of control and separation characteristics.

项目成果

K.Watanabe et al.: "Alloying Effect on a Property of Hydrogen Gettering Materials:An Empirical Formula to Estimate Heat of Hydride Formation for Metals and Alloys" Journal of Vacuum Science & Technology A. 7. 2725-2729 (1989)

K.Watanabe 等人：“合金对吸氢材料性能的影响：估算金属和合金氢化物形成热的经验公式”真空科学杂志

M.Okamoto et al.: "Tritium Recovery from Neutron Irradiated Li-Pb Alloys" ibid. 8. 345-348 (1989)

M.Okamoto 等人：“中子辐照锂铅合金中的氚回收”同上。

J.Oishi et al.: "Tritium Recovery from Molten LiF-BeF_2 Salt" ibid. 8. 317-321 (1989)

J.Oishi 等人：“从熔融 LiF-BeF_2 盐中回收氚”同上。

T.Terai et al.: "Modeling of Tritium Recovery from CTR Solid Breeder" ibid. 8. 349-354 (1989)

T.Terai 等人：“从 CTR 固体增殖机回收氚的建模”同上。

H.Moriyama et al.: "The Effect of 14 MeV Neutron Irradiation on Tritium Recovery from Lithium Oxide" Fusion Engineering and Design. 8. 311-315 (1989)

H.Moriyama 等人：“14 MeV 中子辐照对从氧化锂中回收氚的影响”聚变工程与设计。