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Recovery of retained tritium from graphite tile of JT-60U

JT-60Uグラファイトタイルからのトリチウム回収

竹石 敏治*; 片山 一成*; 西川 正史*; 宮 直之; 正木 圭

Takeishi, Toshiharu*; Katayama, Kazunari*; Nishikawa, Masabumi*; Miya, Naoyuki; Masaki, Kei

JT-60Uの第一壁及びバッフル板に使用された等方性グラファイトタイルに捕捉されたトリチウムの定量並びに回収法の検討を行う目的で、乾燥ガスパージ,同位体交換並びに酸素燃焼によってトリチウムの回収を行った。その結果は以下の通りである。(1)真空容器内のどの位置の等方性グラファイトタイルにも、800$$^{circ}$$C-1200$$^{circ}$$Cでの乾燥ガスパージ直後の水蒸気を利用した同位体交換によって回収されるトリチウムが存在した。これはグレイン内部から拡散したトリチウムが一旦グレイン表面にトラップされ、水蒸気中のHと交換する形で放出したものであると考えられる。(2)その後の1000$$^{circ}$$Cでの酸素燃焼によりいずれのタイルからも全放出量の1-21%のトリチウムが放出され、全トリチウムの回収には燃焼法が必要であることがわかった。(3)グラファイトバルクの酸素燃焼は600$$^{circ}$$C以下では起こらない。(4)グラファイトバルクに残留する全トリチウムの回収は酸素燃焼法により可能であるが、グラファイトバルクの燃焼は650$$^{circ}$$C以上が必要なため、真空容器内に据え付けた状態でのトリチウム回収は難しいと考えられる。

no abstracts in English

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パーセンタイル:10.45

分野:Nuclear Science & Technology

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