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Release behavior of decay helium from zirconium-cobalt tritide

ジルコニウムコバルト-トリチウム化物(ZrCoTn)からの崩壊ヘリウム($$^{3}$$He)の放出挙動

林 巧; 天野 順造; 奥野 健二; 成瀬 雄二

Hayashi, Takumi; Amano, Junzo; Okuno, Kenji; Naruse, Yuji

トリチウムの長期的使用・貯蔵保管に耐える材料選択・開発を行なう場合、材料中の崩壊ヘリウム($$^{3}$$He)の挙動に関する知見はトリチウムの挙動と共に重要である。本報では、当研究室で開発・実用化したジルコニウムコバルト合金を用い、そのトリチウム化物(ZrCoTn)からの$$^{3}$$Heの放出挙動を約1年半にわたり調べた。実験には各0.5gのZrCoを用いた小型のトリチウム貯蔵容器を使用し、ZrCoTnの放置温度(293-523K)、トリチウム化率(0.3,1.4)、および水素の吸放出回数(1,10)をパラメータとして$$^{3}$$Heの放出量を圧力の経時変化と定期的ガス分析により測定した。結果、上記実験条件下で$$^{3}$$Heの放出率は全崩壊トリチウム量の約3%以下で、実験期間中ほぼ一定であった。さらに、ZrCoTn中の$$^{3}$$Heは、873Kまで昇温してほとんどのトリチウムが解離・崩壊しても放出されなかった。

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