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

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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。