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
研究課題情報
- 体系的番号
- JP24K00612
- 助成事業
- 科学研究費助成事業
- 資金配分機関情報
- 日本学術振興会(JSPS)
- 研究課題/領域番号
- 24K00612
- 研究種目
- 基盤研究(B)
- 配分区分
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- 基金
- 審査区分/研究分野
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- 小区分14020:核融合学関連
- 研究機関
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- 九州大学
- 研究期間 (年度)
- 2024-04-01 〜 2029-03-31
- 研究課題ステータス
- 交付
- 配分額*注記
- 18,330,000 円 (直接経費: 14,100,000 円 間接経費: 4,230,000 円)
研究概要
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．