In-situ tritium recovery experiment from lithium oxide under hign neutron fluence

高照射酸化リチウムのトリチウム放出「その場」実験

倉沢利昌; 吉田浩; 竹下英文; 渡辺斉; 宮内武次郎; 松井智明; 梅井弘; 成瀬雄二

Kurasawa, T.; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; Naruse, Yuji

核融合炉のトリチウム増殖材として最も有力視されている酸化リチウムの中性子照射下におけるトリチウム放出特性を調べるため「酸化リチウム高照射試験VOM-15H計画」をおこなった。照射期間は1983年5月から8月までの4サイクルであり、この間の実効熱中性子フルエンスと $^{6}$ Li燃焼度は各々5.910 $^{1}$ $^{9}$ nvtおよび0.24%に達した。照射温度は470 $^{circ}$ C~760 $^{circ}$ Cの範囲で調節した。生成トリチウム量は32Ciで平均スイープガス中トリチウム濃度は5Ci/cm $^{3}$ であった。本報告では実験装置の概要とトリチウム放出特性に及ぼす水分および照射温度の影響を重点にした実験結果を発表する。(1)トリチウム生成量の核計算による値と実測値はよく一致した。(2)トリチウム放出濃度は550 $^{circ}$ Cで3~5日経過後平衡値に達した。(3)トリチウム放出はLi $_{2}$ O表面にあるLiOHと密接な関係を持つ。トリチウムガス成分はスイープガス中水分濃度に強く影響される。(4)照射後試験および残存トリチウム量についても調べた。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Materials
巻	:	133-134
号	:
ページ数	:	p.196 - 200
発行年月	:	1985/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	核融合; トリチウム増殖材; Li燃焼度; 生成トリチウム量; トリチウム放出; 酸化リチウム; 水酸化リチウム; 照射挙動試験

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.1016/0022-3115(85)90133-3
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登録番号 : B19844172
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7456

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