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Study of tritium and helium release from irradiated lithium ceramics Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$

照射済Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム及びヘリウム放出に関する研究

Kulsartov, T.*; Tazhibayeva, I.*; Gordienko, Y.*; Chikhray, E.*; 土谷 邦彦; 河村 弘; Kulsartova, A.*

Kulsartov, T.*; Tazhibayeva, I.*; Gordienko, Y.*; Chikhray, E.*; Tsuchiya, Kunihiko; Kawamura, Hiroshi; Kulsartova, A.*

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は化学的安定性及び低い温度での良好なトリチウム放出特性の観点から核融合炉の固体増殖材料の候補材である。本論文は、高燃焼まで照射したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$試料からのトリチウム及びヘリウム放出に関するものである。96%$$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球(直径1mm)を$$^{6}$$Li燃焼度約20%まで、650$$sim$$660$$^{circ}$$Cの温度で220日間WWR-K炉で照射した。トリチウム及びヘリウムの放出は熱解離方法で行った。本材料からのトリチウム及びヘリウム放出を体積拡散律速とし、拡散係数及び活性化エネルギーを算出した結果、仮定したモデルと良い一致を示した。得られた拡散係数及び活性化エネルギーは、将来の核融合炉用増殖材料におけるガス放出機構の解明と運転温度評価に役立つ。

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パーセンタイル:75.97

分野:Nuclear Science & Technology

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