HTTRを用いたLi装荷用ロッド照射試験及び粒状Zr性能評価方法の検討
第35回プラズマ・核融合学会年会
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- 開催年月日
- 2018年12月
- 記述言語
- 日本語
- 会議種別
- 開催地
- 吹田
- 国・地域
- 日本
核融合原型炉の起動や炉工学試験に用いるトリチウム(T)を調達するために、高温ガス炉の減速材領域にLiを装荷しTを製造する方法を提案している。高温ガス炉の運転状態では減速材温度が1100$\sim$1200Kとなり、LiロッドのT封じ込め性能が低下する。このため、T吸収体としてZrを使用することを検討しており、Zrは酸化等によりT吸収性能低下を防止するため、Ni被覆の粒状で使用する。本発表において、高温工学試験研究炉(HTTR)での照射試験を検討中であるNi被覆粒状Zrを用いた照射用ロッドの概念と照射試験法を示す。