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${it In-situ}$ tritium recovery experiments of blanket in-pile mockup with Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble bed in Japan

日本におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を用いた核融合炉ブランケットのその場トリチウム回収試験

土谷 邦彦 ; 中道 勝; 長尾 美春  ; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 田中 知*; 河村 弘

Tsuchiya, Kunihiko; Nakamichi, Masaru; Nagao, Yoshiharu; Enoeda, Mikio; Osaki, Toshio*; Tanaka, Satoru*; Kawamura, Hiroshi

低インベントリー,化学的安定性等の観点から、核融合炉のトリチウム増殖材としてリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球が有望な材料の1つとされている。核融合炉ブランケットの設計には、微小球を用いたブランケット構造体の中性子照射試験データが必要である。このため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を用いて核融合炉ブランケット構造を模擬した2種類の照射試験体を開発し、JMTRの中性子照射下において微小球充填体からのトリチウム回収試験を行い、トリチウム回収特性に対する照射温度,スイープガス流量等の効果について評価した。この結果、充填体温度の上昇とともに、回収量と生成量の比は増加し、充填体温度が300$$^{circ}C$$以上ではほぼ全量回収できること、スイープガス流量が100~900cm$$^{3}$$/minの範囲では、トリチウム回収量はほとんど影響されないことがわかった。これらの結果、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を用いた増殖ブランケット設計の見通しが得られた。

no abstracts in English

使用言語

 :

English

掲載資料名

 :

Journal of Nuclear Science and Technology

巻

 :

38

号

 :

11

ページ数

 :

p.996 - 1003

発行年月

 :

2001/11

発表会議名

 :

開催年月

 :

開催都市

 :

開催国

 :

キーワード

 :

核融合炉ブランケット; トリチウム増力材; リチウムタイタネイト; 微小球充填体; トリチウム回収特性; JMTR

特許データ

 :

PDF

 :


論文URL

 :

https://doi.org/10.3327/jnst.38.996

研究データの公開先DOI

 :

使用施設

 :

広報プレスリリース

 :

論文解説記事
(成果普及情報誌)

 :

受委託・共同研究相手機関

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Access

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- Accesses

InCites™

 :

パーセンタイル：82.42

分野：Nuclear Science & Technology

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