吉田 浩; 成瀬 雄二; 山岡 光明*; 小原 敦*; 小野 清*; 小林 重忠*
Yoshida, Hiroshi; Naruse, Yuji; Yamaoka, Mitsuaki*; not registered; not registered; not registered
トリチウム増殖ブランケットとしてLiNO
,LiOH等のリチウム塩水溶液を増殖材及び冷却材とする水溶液ブランケットは、ブランケット構造の単純化及びトリチウム回収の容易さが期待されることから、米国のTIBER計画及びITERで幅広く検討された。一方、トリチウム技術に関するTSTA日米共同運転・試験計画においても、TSTAを利用したブランケットトリチウム回収試験の可能性検討が行われ、水溶液ブランケットの評価を行った。本ブランケット概念は日本では余り研究がなされていないことから、筆者らは以下の検討を行い、その特徴を把握するとともに技術課題を考察した。(1)代表的水溶液ブランケット体系のトリチウム増殖性能と遮蔽性能の評価、(2)各種リチウム塩の特性評価、(3)ITERブランケットの放射線分解量推定。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-M 92-088 |
ページ数 |
: | 105 Pages |
発行年月 |
: | 1992/06 |
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論文URL |
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キーワード |
: | 核融合炉; ブランケット; 水溶液ブランケット; リチウム塩; 増殖性能; 遮蔽性能; 放射線分解; 腐食性; 重水; 中性子増倍材 |
Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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