検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年

ITER-TBMの設計と研究開発の成果,4; DT中性子照射によるチタン酸リチウム材料からのトリチウム放出実験

Design and R&D activities for ITER TBM, 4; Tritium release experiment from lithium titanate substance with DT neutron irradiation

落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 星野 毅; 小林 和容; 岩井 保則; 中道 勝; 今野 力  

Ochiai, Kentaro; Kondo, Keitaro; Hoshino, Tsuyoshi; Kobayashi, Kazuhiro; Iwai, Yasunori; Nakamichi, Masaru; Konno, Chikara

現在の核融合炉固体増殖ブランケット設計では十分なトリチウム増殖を見込むことは困難であるため、増殖ブランケット設計に必要なトリチウム生成から回収に関する工学データを取得することが急務である。われわれは、日本原子力研究開発機構のDT中性子源であるFNSを用いて、候補増殖ブランケット材であるチタン酸リチウムペブルを用いた固体増殖ブランケット模擬体系の照射実験を実施し、トリチウム放射能測定から回収トリチウム量と生成トリチウム量を導出した。本実験で得られたトリチウム回収率は98.7%で、トリチウム放射能測定の誤差は$$pm$$3.4%であることから、チタン酸リチウムペブル温度800$$^{circ}$$C,配管温度150$$^{circ}$$Cの条件でトリチウムをすべて回収できたと考えられる。

no abstracts in English

Access

:

- Accesses

InCites™

:

Altmetrics

:

[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.