検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年

DT中性子照射による固体増殖ブランケット模擬体系からのトリチウム回収実験,1

Tritium recovery experiment from simulating solid breeder blanket with DT neutron irradiation, 1

落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 星野 毅; 河村 繕範; 小林 和容; 岩井 保則; 今野 力  

Ochiai, Kentaro; Kondo, Keitaro; Hoshino, Tsuyoshi; Kawamura, Yoshinori; Kobayashi, Kazuhiro; Iwai, Yasunori; Konno, Chikara

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めないため、増殖材でのトリチウムの生成から回収までのトリチウム損失を極力低減する必要がある。原子力機構FNSでは固体増殖ブランケット模擬体系中のチタン酸リチウムペブルにDT中性子を照射し、そのトリチウム回収特性を検証することで、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を進めている。今回、DT中性子照射中、300$$^{circ}$$Cに保った模擬体系中のペブルからのトリチウム回収特性をトリチウムの化学形ごとに調べた。300$$^{circ}$$C加熱の場合、生成量の90%以上が酸化銅ベッド前のバブラーで回収され、水成分のトリチウム回収量が支配的であった。また、水成分のトリチウムは照射直後にすべてペブルからでてくることもわかり、核融合炉ブランケット中で生成したトリチウムは運転停止時の温度でも水成分として回収できることが明らかになった。

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.