In the pursuit of fusion power, achieving tritium self-sufficiency stands as a pivotal challenge. Tritium breeding within molten salts is a critical aspect of next-generation fusion reactors, yet experimental measurements of Tritium Breeding Ratio (TBR) have remained elusive. Here we present the results of the Build A Better Yield blanket experiment, which represents a pioneering effort in tritium research by utilizing high-energy (14 MeV) neutron irradiation of molten salts, a departure from conventional low-energy neutron approaches. Using a small-scale (100 ml) molten salt tritium breeding setup, we not only simulated, but also directly measured a TBR (). This innovative approach provides crucial experimental validation, offering insights unattainable through simulation alone. Moreover, our findings reveal a surprising outcome: tritium was predominantly collected as HT, contrary to the expected TF. This underscores the complexity of tritium behavior in molten salts, highlighting the need for further investigation. This work lays the foundation for a more sophisticated experimental setup, including increasing the volume of the breeder, enhancing neutron detection, and refining tritium collection systems. Such improvements are crucial for advancing our understanding of fusion reactor feasibility and paving the way for future experiments.
核融合出力の追求において、トリチウム自給自足の達成は極めて重要な課題である。溶融塩内でのトリチウム増殖は次世代核融合炉の重要な側面であるが、トリチウム増殖比（TBR）の実験的測定はこれまで困難であった。ここでは、従来の低エネルギー中性子アプローチとは異なり、溶融塩の高エネルギー（14 MeV）中性子照射を利用するトリチウム研究における先駆的取り組みである、Build A Better Yieldブランケット実験の結果を提示する。小規模（100 ml）の溶融塩トリチウム増殖セットアップを用いて、我々はTBR ()をシミュレーションしただけでなく、直接測定した。この革新的なアプローチは、重要な実験的検証を提供し、シミュレーションのみでは得られない洞察をもたらす。さらに、我々の研究結果は驚くべき結果を明らかにする：トリチウムは、予想されたTFではなく、主としてHTとして回収された。このことは、溶融塩におけるトリチウム挙動の複雑さを浮き彫りにし、さらなる調査の必要性を強調する。この研究は、増殖材の体積の増大、中性子検出の強化、トリチウム回収システムの改良など、より洗練された実験セットアップのための基盤を築く。そのような改良は、核融合炉の実現可能性の理解を深め、将来の実験への道を開くために不可欠である。