Developments of tritium technology for next-step fusion devices under JAERI-DOE(LANL) collaboration

日米協力による核融合炉トリチウム技術の研究開発

成瀬雄二; 奥野健二; 吉田浩; 小西哲之; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*

Naruse, Yuji; Okuno, Kenji; Yoshida, Hiroshi; Konishi, Satoshi; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*

トリチウムプロセス研究棟でのトリチウム技術に関する基礎工学的研究と米国ロスアラモス国立研究所のTSTA施設でのトリチウム精製・循環システムの実証試験とは核融合炉における燃料サイクルを確立する上で相補的関係にある。この観点に立ち、1980年代初めより約10年間に亘って日米協力が実施されている。AnnexIIIではトリチウム燃料・捕集システムのために開発されたコンポーネントのトリチウム実証試験が実施され、その有用性が証明された。また、AnnexIVでは、100g規模のトリチウムを用いてTSTAによるトリチウム精製・循環システムの実証試験が日米共同で実施され、核融合炉燃料サイクルに関するトリチウム技術およびトリチウム安全技術について多くの成果が得られた。本論文では、これらの成果をレビューする。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	27
号	:	12
ページ数	:	p.1081 - 1095
発行年月	:	1990/12
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Fusion Fuel Processing; TSTA; Tritium Technology; Fusion Reactor; Next-step; Fusion Device; Fuel Cleanup; Cryogenic Isotope Separation; Ceramic Electrolysis Cell

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.27.1081
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登録番号 : A19900346
抄録集掲載番号 : 190243
論文投稿番号 : 10223

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