ITERトリチウムプラントに向けた日本原子力研究開発機構での研究開発

Resukts of R&D at JAEA for ITER tritium plant

ITER等核融合炉の最大の特徴は、燃料として放射性物質である大量のトリチウム(T)を保有し取り扱うことにある。トリチウムそのものは、理工学基礎研究等に用いられ、また重水型原子炉施設では、低濃度ながら、大量のTが水の形で存在する。一方ITERでは、重水炉以上の大量のTを、水素,水,有機形と多様な化学形で取り扱う。しかも、燃料として注入されるTと環境に排出される不純物中のTでは濃度差が12桁あり、トリチウムプラントはこの濃度差のダイナミックレンジを取り扱わなければならない。本解説は、上記課題を抱えたITERトリチウムプラントに関する研究開発に関し、トリチウムプラントそのものの概要,日本原子力研究開発機構でのこれまでの研究活動の概要,ITER建設期を迎えるトリチウムの研究の今後の課題を記述したものである。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	放射化学ニュース
巻	:
号	:	14
ページ数	:	p.3 - 8
発行年月	:	2006/09
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	no keyword

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	http://www.radiochem.org/pdf/rad_nw14.pdf
研究データの公開先DOI	:
使用施設	:	TPL(トリチウムプロセス研究棟)
広報プレスリリース	:
論文解説記事 (成果普及情報誌)	:
受委託・共同研究相手機関	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : AA20060455
抄録集掲載番号 : 47000661
論文投稿番号 : 21293

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