核融合炉トリチウム製造のための高温ガス炉用リチウム装荷体の照射実証試験と開発
About this project
- Japan Grant Number
- JP24K00612
- Funding Program
- Grants-in-Aid for Scientific Research
- Funding organization
- Japan Society for the Promotion of Science
- Project/Area Number
- 24K00612
- Research Category
- Grant-in-Aid for Scientific Research (B)
- Allocation Type
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- Multi-year Fund
- Review Section / Research Field
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- Basic Section 14020:Nuclear fusion-related
- Research Institution
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- Kyushu University
- Project Period (FY)
- 2024-04-01 〜 2029-03-31
- Project Status
- Granted
- Budget Amount*help
- 18,330,000 Yen (Direct Cost: 14,100,000 Yen Indirect Cost: 4,230,000 Yen)
Research Abstract
核融合炉では，主燃料のトリチウムを炉内で製造する．しかし，運転開始時に保有するトリチウムは他の方法での調達が必要である．エネルギーセキュリティーの観点からも自国での製造手段の検討は重要である． 我々は安全性の高い次世代原子炉として開発中の高温ガス炉を用いたトリチウム製造を検討している．高温ガス炉はリチウムとの相性がよく，炉心構造を大きく変えずに高い効率でトリチウムを製造できる．冷却材がヘリウムガスであるためロッドから流出したトリチウムは核融合ブランケットと同等の技術で回収できる．本研究では，これまで開発してきたリチウム装荷ロッドのトリチウムの閉じ込め性能を，中性子照射試験を実施して確認する．
Details 詳細情報について
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- CRID
- 1040299826881941760
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- Text Lang
- ja
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- Data Source
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- KAKEN