高温ガス炉を用いた核融合炉燃料(トリチウム)の製造
重水素−トリチウム(DT)燃料核融合炉/核融合原型炉の主燃料としての初期保有トリチウムの確保,またそれ以前の大量トリチウム取扱い関わる技術・システム実証等の研究開発の展開に際して,トリチウムをどの様に準備するかの「シナリオ」は重要な検討課題とされています。高温ガス炉は,炉心の基本構造設計を大きく変えずに,必要なトリチウムを製造できる可能性を有しています。我々は,高温ガス炉を用いたトリチウム製造法の検討を進めています。
The T-containment properties of a Zr-containing Li rod in a high-temperature gas-cooled reactor as a T production device for fusion reactors, H.Matsuura, et al.,
Fusion Engineering and Design, Vol.169, 112441 (2021). [PDF File]
Li-rod structure in high-temperature gas-cooled reactor as a tritium production device for fusion reactors, H.Matsuura, et al.,
Fusion Engineering and Design, Vol.146, pp.1077-1081 (2019). [PDF File]
(解説)核融合炉のための高温ガス炉を用いたトリチウムの製造法, 松浦秀明,
プラズマ・核融合学会誌, Vol.93, No.10, p.457-464 (2017). [PDF File]
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