AbstractAn in-pile functional test of a fusion blanket with lithium containing ceramics as the tritium breeder is planned in Japan Materials Testing Reactor (JMTR). Therefore, the getter is necessary for the recovery of the tritium gas on in-pile functional test. In this study, ZrNi alloys added other elements, i.e. Fe, Co, etc. were selected as a getter. The equilibrium hydrogen pressure of these alloys and breakthrough properties of hydrogen with the particle packed bed were estimated for its application. Resulting of the examination on plateau pressure of the P–C–T, the same plateau pressure as the uranium was obtained in the Zr1Ni0.2Co0.7Fe0.1 and Zr1Ni0.3Co0.5Fe0.2 in which the pressure was about 4×10−4 Pa at 298 K. The absorption band and amount of hydrogen absorption in the packed bed were about 0.7 cm and 170 cm3/g Zr1Ni0.3Co0.5Fe0.2 in 3 cm/s with 9940 ppm H2+Ar gas at 298 K, respectively. From these results, it was obvious that Zr1Ni0.3Co0.5Fe0.2 was the preferable material for the recovery of tritium gas for in-situ irradiation test of fusion blanket.
核融合ブランケット用のリチウム含有セラミックスを増殖材とする炉内機能試験が、日本材料試験炉（JMTR）において計画されている。したがって、炉内機能試験におけるトリチウムガスの回収にはゲッターが必要である。本研究では、他の元素、すなわちFe、Coなどを添加したZrNi合金をゲッターとして選定した。これらの合金の平衡水素圧と、粒子充填層における水素の破過特性を、その適用に向けて評価した。P-C-T（圧力-組成-温度）測定による平衡圧の検討の結果、Zr₁Ni₀.₂Co₀.₇Fe₀.₁およびZr₁Ni₀.₃Co₀.₅Fe₀.₂において、298 Kで約4×10⁻⁴ Paというウランと同等の平衡圧が得られた。充填層における水素の吸収帯は約0.7 cmであり、298 K、3 cm/s、9940 ppm H₂+Arガス条件下での水素吸収量は約170 cm³/g Zr₁Ni₀.₃Co₀.₅Fe₀.₂であった。これらの結果から、核融合ブランケットの照射試験（in-situ照射試験）におけるトリチウムガス回収には、Zr₁Ni₀.₃Co₀.₅Fe₀.₂が好適な材料であることが明らかとなった。