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核融合炉ブランケットin-situ照射試験のための金属ゲッタの開発

Development of metal getter for in-situ irradiation test of fusion blanket

二村 嘉明*; 土谷 邦彦; 今泉 秀樹*; 河村 弘; 兜森 俊樹*; 脇坂 裕一*

not registered; Tsuchiya, Kunihiko; Imaizumi, Hideki*; Kawamura, Hiroshi; Kabutomori, Toshiyuki*; not registered

JMTRにおいて、核融合炉ブランケットの増殖材の核・熱特性、トリチウム回収特性等の評価のためのin-situ照射試験及び照射後試験が計画されている。このため、スイープガス中のトリチウムを効率よく回収する金属ゲッタの開発が求められている。一方水素同位体であるトリチウムは、$$beta$$線を放出する放射性元素であり、被曝防止の観点から、トリチウムの漏洩・透過を防止することが重要である。本報告書は、常温付近における良好なトリチウム回収性能、高いトリチウム除染係数等を有する三元系の金属ゲッタを開発するために、金属ゲッタ材の調査を行うとともに、三元系のベースとして有望なZrNi合金に着目し、水素ガスを用いた吸蔵・放出特性等の基礎的特性実験を実施し、特性評価について述べている。

no abstracts in English

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