並列タイトル等Characteristic of tritium release from Li2TiO3 under D-T neutron irradiation
一般注記出版タイプ： NA
核融合中性子源施設FNSにおいて、トリチウム増殖材のLi$_{2}$TiO$_{3}$に中性子を照射して生成したトリチウムを回収する実験を行った。核融合炉ブランケットを模擬するため、Li$_{2}$TiO$_{3}$充填容器の周囲をBeブロック及びLi$_{2}$TiO$_{3}$ブロックで覆った。トリチウム生成量計算による予測値と実験値はほぼ一致した。照射容器は300$^{\circ}$Cに加熱し、パージガスとしてヘリウム,水素添加ヘリウム,水蒸気添加ヘリウム,水素及び水蒸気添加ヘリウムを選択した。生成トリチウムはHT及びHTOとして放出され、パージガス条件を変えることによりその割合が変わった。水蒸気添加ヘリウムパージでは、98\%がHTOで放出された。水蒸気及び水素添加ヘリウムでは80\%がHTOで放出され、このHTO放出は水蒸気との同位体交換反応により起こると考えられる。乾燥ヘリウムでは、トリチウムはほとんど放出されなかった。水素添加乾燥ヘリウムでは、60$\sim$70\%がHTとして放出され、このHT放出は水素との同位体交換反応により起こると考えられる。水素添加により起こる水分生成反応によって生じた水蒸気とトリチウムが交換反応を起こすため、水素添加ヘリウムでもHTOが放出された。Li$_{2}$TiO$_{3}$表面が水素による還元状態にある場合はHTOの放出は起こりにくかった。Li$_{2}$TiO$_{3}$からのトリチウム放出化学形はパージガス成分に依存し、Li$_{2}$TiO$_{3}$表面状態の影響を強く受けることが明らかになった。
Tritium generation and recovery studies on Li$_{2}$TiO$_{3}$ as a solid breeding material under neutron irradiation carried out in the Fusion Neutron Source (FNS) facility. A capsule with Li$_{2}$TiO$_{3}$ packed bed was put in a system which simulated an actual blanket system which built in beryllium blocks and lithium titanate ones. Estimated values of the amount of tritium generation by a numerical calculation agreed closely with experimental values. The capsule was heated up to 300$^{\circ}$C, and helium, helium with water vapor, hydrogen or hydrogen/water vapor were selected as purge gas. In the case of purge by helium added water vapor, the ratio of HTO to total tritium release was 98\%. In helium with hydrogen/water vapor purge, the ratio of HTO to total tritium release was 80\%, which was confirmed that HTO released by isotope exchange reaction between water vapor and tritium. In helium with hydrogen purge, the ratio of HT to total tritium release was 60$\sim$70\%, which was shown that HT released by isotope exchange reaction between hydrogen gas and tritium. HTO released by water generation reaction between hydrogen in purge gas and oxygen in Li$_{2}$TiO$_{3}$ although water vapor was not added in purge gas. The ratio of HTO release seemed to be small under the deoxidized condition of the Li$_{2}$TiO$_{3}$ surface. Tritium release behavior in the Li$_{2}$TiO$_{3}$ depended on the composition of purge gas, and its chemical form was affected by the surface conditions of Li$_{2}$TiO$_{3}$.
一次資料へのリンクURL/JAEA-Research-2012-040.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System