A water-cooling solid breeder blanket is a prime candidate for the blanket of the fusion reactor in Japan. In this case, the blanket tritium recovery system will be composed of three processes: tritium recovery from helium sweep gas as hydrogen, that as water vapour and tritium recovery from coolant water. The authors have proposed a set of advanced systems. For tritium recovery as hydrogen, an electrochemical hydrogen pump with a ceramic proton conductor has been proposed. The correlation between the proton concentration in the ceramic and the hydrogen gas pressure has been investigated to describe the pumping performance specifically. A ceramic electrolysis cell has been proposed to process the tritiated water vapour. The authors have developed a new electrode containing cerium oxide, and it has shown fairly good electrolysis efficiency. For tritium recovery from coolant water, reduction in the processing water by tritium concentration is necessary. The authors have proposed to apply the fixed-bed adsorption process of synthetic zeolite, and have developed new zeolite. It showed unique characteristics for water adsorption and desorption. The authors have determined the potential of these systems for the blanket of the fusion DEMO reactor.
水冷固体増殖ブランケットは、日本における核融合炉ブランケットの有力な候補である。この場合、ブランケットトリチウム回収システムは、ヘリウム掃気ガスからの水素としてのトリチウム回収、水蒸気としてのトリチウム回収、および冷却水からのトリチウム回収の3つのプロセスで構成される。著者らは、高度なシステムを提案している。水素としてのトリチウム回収には、セラミックプロトン伝導体を用いた電気化学的水素ポンプが提案されている。セラミック中のプロトン濃度と水素ガス圧力の相関関係が、ポンプ性能を具体的に記述するために調査されている。トリチウム水の処理には、セラミック電解セルが提案されている。著者らは、酸化セリウムを含む新しい電極を開発し、これはかなり良好な電解効率を示した。冷却水からのトリチウム回収には、処理水中のトリチウム濃度を低減する必要がある。著者らは、合成ゼオライトの固定床吸着プロセスの適用を提案し、新しいゼオライトを開発した。これは、水の吸着および脱着において特異な特性を示した。著者らは、核融合DEMO炉のブランケットに対するこれらのシステムの可能性を評価した。